Дозиметрии и ионизирующего излучения 6 Радиационный

• Название: Дозиметрии и ионизирующего излучения 6 Радиационный
• Дата: 07.12.2022
• Размер: 352.38 Kb.
• Имя файла: Fedotova.A.A..03.04.02.Medicinskaya.fizika.docx
• Тип: Тезисы; #833852
• страница: 1 из 15

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ 3

1. 
   Дозиметрия 6
   
   1. 
      Определение дозиметрии и ионизирующего излучения 6
      
   2. 
      Радиационный фон 7
      
   3. 
      Базовые дозиметрические величины 9
      
   4. 
      Технические приемы для измерения, корректировки мощности дозы 12
      
2. 
   Детекторы ионизирующего излучения 15
   
   1. 
      Взаимодействие гамма-излучения с веществом 15
      
   2. 
      Виды детекторов и их характеристики 19
      
   3. 
      Применение кремниевых ФЭУ в персональной дозиметрии 28
      
3. 
   Численное моделирование взаимодействий излучения с веществом 30
   
   1. 
      Метод Монте-Карло 30
      
   2. 
      Программный пакет GEANT4 35
      
4. 
   Экспериментальная часть 39
   
   1. 
      Нахождение гамма-постоянной 39
      
   2. 
      Нахождение коэффициента чувствительности 41
      
   3. 
      Численное моделирование отклика сцинтилляционного детектора 43
      
   4. 
      Процесс калибровки 45
      

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 50

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 51

ТЕЗИСЫ И МАТЕРИАЛЫ ПУБЛИКАЦИЙ 58

ПРИЛОЖЕНИЕ А 59

ПРИЛОЖЕНИЕ Б 64

ВВЕДЕНИЕ

В последнее время становится актуальнымпоявление персональных дозиметрических устройств нового типа, для которых востребованы задачи моделирования и поиск новых способов обработки данных.

Персональные дозиметры ионизирующего излучения на основе сцинтилляционного детектора стали доступны с появлением твердотельных фотоэлектронных умножителей (ФЭУ). Сам сцинтилляционный детектор состоит из сцинтиллятора, в котором ионизирующие частицы вызывают люминесценцию, и фотоэлектронного умножителя, в нашем случае кремниевого ФЭУ (Si-ФЭУ), преобразующего световую вспышку в импульс электрического тока [1]. К основным преимуществам кремниевых ФЭУ относятся малый размер, нечувствительность к внешнему магнитному полю, малое энергопотребление. Сцинтилляционные детекторы обладают высокой эффективностью при малых размерах. К тому же кремниевые ФЭУ предоставляют информацию об энергии зарегистрированных частиц. Дозиметры на основе сцинтилляционного детектора могут служить хорошей заменой дозиметрам на основе счетчика Гейгера-Мюллера. На выходе счетчика Гейгера-Мюллера мы получаем подсчитанное число импульсов, т.е. число частиц, попавших на детектор, и теряем информацию об энергии частиц. Эта утрата сведения энергии частиц приводит к погрешности в измерении дозы и мощности дозы.

Недостатком счетчика Гейгера-Мюллера также является невысокая эффективность регистрации гамма-излучения.

Работа счетчика Гейгера-Мюллера характеризуется сильным изменением эффективности для рабочего диапазона энергий. Гамма-квантам малых энергий будет соответствовать большая эффективность и большая скорость счета, тогда, когда гамма-квантам большой энергии, наоборот, будет соответствовать малая эффективность и малая скорость счета. Таким образом, определение дозы через число импульсов приведет к тому, что гамма-кванты низких энергий будут давать избыточный вклад в дозу, а гамма-кванты высоких энергий – заниженный.

Коррекция зависимости эффективности детектора от энергии гамма-квантов («ход с жесткостью») в таких дозиметрах делается с помощью добавления к детектору поглотителя рассчитанной толщины. Такой толщины, чтобы подавить низкоэнергетические гамма-кванты, уменьшить их число настолько, чтобы мощность дозы, сосчитанная по количеству частиц, примерно соответствовала действительности [2]. Сцинтилляционные дозиметры дали новые возможности, т.к. появилась возможность измерять энергию частиц, т.е. отсутствует необходимость использования дополнительных поглотителей.

Целью данной работы являлась оптимизация обработки дозиметрических данных персональных сцинтилляционных дозиметров с использованием энергокомпенсации.

Для достижения поставленной цели сформулированы следующие задачи:

1. 
   Моделирование взаимодействия гамма-излучения с сцинтиллятором в форме параллелепипеда;
   
2. 
   Численное моделирование взаимодействия гамма-излучения с детектором с помощью программного пакета GEANT4;
   
3. 
   Моделирование процесса калибровки сцинтилляционного дозиметра с использованием энергокомпенсации.
   

Новизнаработы заключается в том, что впервые ставится задача оптимального разбиения диапазона энергий регистрируемых частиц на минимальное число интервалов, достаточных для измерения дозовых величин с заданной точностью.

Во введении диссертации обоснована актуальность исследования, сформулирована цель работы и перечислены решаемые задачи.

В первой главе проведен обзор литературы по дозиметрии ионизирующих излучений, радиационному фону, базовым дозиметрическим величинам, техническим приемам для измерения и корректировки мощности дозы.

Во второй главе проведен обзор литературы по взаимодействию гамма- излучения с веществом, детекторам ионизирующего излучения, применению кремниевых ФЭУ в персональной дозиметрии.

В третьей главе литературный обзор проведен по численному моделированию взаимодействий излучения с веществом по методу Монте-Карло в программном пакете GEANT4.

В оригинальной четвертой главе представлены расчеты нахождения гамма-постоянной и коэффициента чувствительности, выполняется моделирование отклика сцинтилляционного детектора. А также рассматриваются процесс калибровки, основные результаты и их обсуждение.

В заключении подведены итоги исследования, отражающие научную значимость диссертации.