pimiПриборы и методы измеренийDevices and Methods of Measurements2220-95062414-0473BNTU10.21122/2220-9506-2017-8-3-246-253pimi-330Research ArticleМетоды измерений, контроля, диагностикиMethods of measurements, monitoring, diagnosticsПРИМЕНЕНИЕ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКОГО МЕТОДА РАСЧЕТА МОЩНОСТИ ДОЗЫ ДЛЯ СОЗДАНИЯ ВЫСОКОЧУВСТВИТЕЛЬНЫХ ОБРАЗЦОВЫХ СРЕДСТВ ИЗМЕРЕНИЯ НА БАЗЕ СЦИНТИЛЛЯЦИОННЫХ БЛОКОВ ДЕТЕКТИРОВАНИЯAPPLICATION OF THE SPECTROMETRIC METHOD FOR CALCULATING THE DOSE RATE FOR CREATING CALIBRATION HIGHLY SENSITIVE INSTRUMENTS BASED ON SCINTILLATION DETECTION UNITSЛукашевичР. В.LukashevichR. V.

Адрес для переписки: Лукашевич Р.В. – УП «АТОМТЕХ», ул. Гикало, 5, г. Минск 220005,   e-mail: rimlianin@gmail.com

Address for correspondence: Lukashevich R. –  SPE «ATOMTEX», Gikalo str., 5, Minsk 220005, Belarus   e-mail: rimlianin@gmail.com

rimlianin@gmail.comФоковГ. А.FokovG. A.АТОМТЕХБеларусьATOMTEXBelarus20172709201783246253Copyright © Лукашевич Р.В., Фоков Г.А., 20172017Лукашевич Р.В., Фоков Г.А.Lukashevich R.V., Fokov G.A.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://pimi.bntu.by/jour/article/view/330

В данной работе рассматривается спектрометрический метод дозиметрии гаммаизлучения на основе преобразования измеренного аппаратурного спектра. С использованием заранее рассчитанных или измеренных функций отклика детектора на воздействие гамма-излучения заданной энергий и плотности потока определяется некоторая функция от энергии G(E). Используя эту функцию в качестве ядра интегрального преобразования от характеристики поля к дозе, можно получить величину дозы непосредственно из текущего аппаратурного спектра. Применяя функцию G(E) к энергетическому распределению флюенса фотонного излучения в окружающей среде, общая мощность дозы может быть определена без информации о распределении радиоизотопов в окружающей среде.

Для определения G(E) методом Монте-Карло рассчитываются аппаратурные функции отклика сцинтилляционного детектора на излучение моноэнергетических фотонных источников, а также другие характеристики. Далее весь энергетический диапазон регистрации разбивается на энергетические интервалы, для которых вычисляется функция G(E) с применением линейной интерполяции.

Рассматриваемый спектрометрический метод расчета дозы с применением функции G(E) позволяет использовать сцинтилляционные блоки детектирования для решения широкого круга дозиметрических задач. В статье приведен способ вычисления данной функции с помощью методов Монте-Карло и описываются особенности ее применения. Представлены результаты расчета функции G(E) для блока детектирования с NaI(Tl) детектором (Ø40 мм, h = 40 мм) и результаты его использования в качестве блока-компаратора для аттестации низкоинтенсивных полей фотонного излучения по мощности кермы в воздухе. 

Devices based on scintillation detector are highly sensitive to photon radiation and are widely used to measure the environment dose rate. Modernization of the measuring path to minimize the error in measuring the response of the detector to gamma radiation has already reached its technological ceiling and does not give the proper effect. More promising for this purpose are new methods of processing the obtained spectrometric information. The purpose of this work is the development of highly sensitive instruments based on scintillation detection units using a spectrometric method for calculating dose rate.

In this paper we consider the spectrometric method of dosimetry of gamma radiation based on the transformation of the measured instrumental spectrum. Using predetermined or measured functions of the detector response to the action of gamma radiation of a given energy and flux density, a certain function of the energy G(E) is determined. Using this function as the core of the integral transformation from the field to dose characteristic, it is possible to obtain the dose value directly from the current instrumentation spectrum. Applying the function G(E) to the energy distribution of the fluence of photon radiation in the environment, the total dose rate can be determined without information on the distribution of radioisotopes in the environment.

To determine G(E) by Monte-Carlo method instrumental response function of the scintillator detector to monoenergetic photon radiation sources as well as other characteristics are calculated. Then the whole full-scale energy range is divided into energy ranges for which the function G(E) is calculated using a linear interpolation.

Spectrometric method for dose calculation using the function G(E), which allows the use of scintillation detection units for a wide range of dosimetry applications is considered in the article. As well as describes the method of calculating this function by using Monte-Carlo methods and the features of its application. The results of the calculation function G(E) for the detection unit on the basis of NaI(Tl) detector (Ø40 mm, h = 40 mm) to use it as a comparator for kerma rate in the air certification of low intenseе photon radiation fields. 

сцинтилляционный детектороператор преобразования «спектр-доза»метод Монте-Карлокомпараторscintillation detectorspectrum-dose conversion operatorthe Monte-Carlo methodcomparatorReferencesMoriuchi, S. A new method of dose evaluation by spectrum-dose conversion operator and determination of the operator / S. Moriuchi // JAERI 1209 (Japan Atomic Energy Research Institute). – 1970.Moriuchi S. A new method of dose evaluation by spectrum-dose conversion operator and determination of the operator. JAERI 1209, Japan Atomic Energy Research Institute, 1970 (in Japanese).Moriuchi, S. Determination of spectrum-dose conversion operator for spherical NaI(Tl) scintillators / S. Moriuchi, T. Nagaoka, S. Sakamoto, K. Saito // JAERI- M 8092 (Japan Atomic Energy Research Institute). – 1972.Moriuchi S., Nagoya T., Sakamoto S., Saito K. Determination of spectrum-dose conversion operator for spherical NaI(Tl) scintillators, JAERI-M 8092, Japan Atomic Energy Research Institute, 1972 (in Japanese).Moriuchi, S. Development of a dosimetric system using spectrometric technique suitable for operational radiation dose measurements and evaluation / S. Moriuchi, M. Tsutsumi, K. Saito // Proc. 10-th IRPA International Congress. – May 2000. – P-3b-197.Moriuchi S., Satsuma M., Saito K. Development of a dissymmetric system using spectrometric technique suitable for operational radiation dose measurements and evaluation. Proc. 10-th IRPA International Congress, Hiroshima, May 2000, p-3b-197.Фоминых, В.И. Измерение малых уровней гамма-излучения спектрометрическим методом с использованием оператора «спектр-доза» / В.И. Фоминых, Г.И. Шульгович, В.А. Кожемякин // Метрология. – № 10. – 1983. – С. 32–39.Fominykh V.I., Shulgovich G.I., Kozhemiakin V.A. Measurement of small levels of gamma radiation by spectrometric method using the «spectrum-dose» operator. Metrologija [Metrology], no. 10, 1983, pp. 32–39. (in Russian)Aoyama, K. Development of low-energy x-ray survey-meter, radiation detectors and their uses / K. Aoyama, K. Masui, S. Yamamura, T. Nakamura, T. Yabutani, Y. Namito // KEK Proceedings. – 2006. – 7 November. – P. 57–67.Aoyama K., Masui K., Yamamura S., Nakamura T., Yabutani T., Namito Y. Development of low-energy x- ray survey-meter, radiation detectors and their uses. KEK Proceedings, 2006, 7 November, pp. 57–67.Yamamura, S. Development of wide-energy range X/gamma-ray survey-meter / Seini Yamamura, Takashi Nakamura, Katsuhito Itou, Osamu Hatakeyama, Kaoru Masui // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2008. – No. 45, iss. 5. – P. 187–190.Yamamura Seini, Nakamura Takashi, Itou Katsuhito, Hatakeyama Osamu, Masui Kaoru. Development of wide-energy range X/gamma-ray survey-meter. Journal of Nuclear Science and Technology, no. 45, iss. 5, 2008, pp. 187–190. doi: 10.1080/00223131.2008.10875818Бабенко, В.В. Спектрометрический метод измерения поглощенной дозы гамма-излучения с помощью NaI(Tl) детектора / В.В. Бабенко, А.Г. Исаев [и др.] // Сборник материалов XI ежегодного семинара «Спектрометрический анализ. Аппаратура и обработка данных на ПЭВМ». – Обнинск : ФГОУ «ГЦИПК», 2005. – C. 67–77.Babenko V.V., Isaev A.G. Spectrometric method for the measurement of the absorbed dose of gamma radiation using a NaI(Tl) detector. Spektrometricheskiy analiz. Apparatura i obrabotka dannykh na PEVM [Proc. XI annual seminar «Spectrometric Analysis. Equipment and data processing on PC»]. Obninsk, Federal State Educational Institution «GICPK» Publ., 2005, pp. 67–77 (in Russian).Cho, G. Electronic dose conversion technique using a NaI(Tl) detector for assessment of exposure dose rate from environmental radiation / G. Cho, H.K. Kim, H.Woo // IEEE Transactions on Nuclear Science. – 1998. – No. 45. – P. 981–985.Cho G., Kim H.K., Woo H. Electronic dose conversion technique using a NaI(Tl) detector for assessment of exposure dose rate from environmental radiation. IEEE Transactions on Nuclear Science, no. 45, 1998, pp. 981– 985. doi:10.1109/23.682692Moriuchi, S. Construction of Response Matrices for Various Cylindrical and Spherical NaI(Tl) Scintillation Detectors for Gamma Rays and the Test Results / S. Moriuchi, M. Tsutsumi, K. Saito // Japanese Journal of Health Physics. – 2009. – No. 44. – P. 122–133.Moriuchi S., Tsutsumi M., Saito K. Construction of Response Matrices for Various Cylindrical and Spherical NaI(Tl) Scintillation Detectors for Gamma Rays and the Test Results. Japanese Journal of Health Physics, no. 44, 2009, pp. 122–133.Фоков, Г.А. Расчет аппаратурных функций отклика стандартного NaI детектора гамма-излучения с помощью универсального программного кода SNEGMONT / Г.А. Фоков, Г.И. Шульгович // Сборник материалов XIV ежегодного семинара «Спектрометрический анализ. Аппаратура и обработка данных на ПЭВМ». – Обнинск : ФГОУ «ГЦИПК», 2008. – C. 145–158.Fokov G.A., Shulgovich G.I. Calculation of the instrumental response functions of a standard NaI gamma-ray detector using the universal program code SNEGMONT. Spektrometricheskiy analiz. Apparatura i obrabotka dannykh na PEVM [Proc. XI annual seminar «Spectrometric Analysis. Equipment and data processing on PC»]. Obninsk, Federal State Educational Institution «GICPK» Publ., 2008, pp. 145–158 (in Russian).Дозиметрическая установка гамма-излучения УДГ-АТ110 [Электронный ресурс]. – Режим доступа: http://www.atomtex.com/sites/default/files/udg-at110.pdf. – Дата доступа: 04.07.2017Dozimetricheskaya ustanovka gamma-izlucheniya UDG-AT110 [АТ110 Gamma Beam Irradiator with Calibration Bench]. Available at:: http://www.atomtex.com/sites/default/files/udg-at110.pdf (accessed 04.07.2017)

The authors declare that there are no conflicts of interest present.