Correction of the Contribution of Scattered Photon Radiation to the Ionization Chamber Readings During X-Ray Radiation Quality Assessment

Reduction of the systematic error when determining the characteristics of the reference X-ray radiation fields is an essential task according to the ISO 4037-1:2019 standard. This task is especially important in dosimetry laboratories when establishing the qualities of reference photon fields. The aim of the study was to develop a method that allows taking into account the contribution of radiation scattered on the filter when determining the half-value layer of the photon field generated by the X-ray unit. Another goal was to reduce the computational cost of determining this contribution. One of the major contributors to the systematic error in measuring the half-value layer is the radiation scattered on the filter material. The standard recommends that this error should be taken into account in the measurement. But it does not provide any methodology that would do this. The study investigated the possibility of reducing the contribution of scattered radiation to the ionization chamber readings when assessing the radiation quality of the X-ray unit by the means of half-value layer. The study utilized the (N, H, L) quality series as reference fields according to ISO 4037-1:2019. Contribution of the scattered radiation to the half-value layer was compensated with the correction coefficients; they were calculated with the FLUKA Monte Carlo software according to the zero-aperture approximation method. Unlike other similar methods, the proposed approach employs kinetic energy released to matter (kerma), to air in this case, as the main value, which, when utilized instead of deposited energy, reduces the program’s runtime several fold. Correctness of the results obtained in this work was verified by comparing the calculated values of the half-value layer with the tabulated ones provided in the ISO 4037-1:2019 standard. The deviation of calculated values from those specified in the standard does not exceed 2 %. Calculation results showed that the error contributed by scattered radiation to the magnitude of the halfvalue layer in direct measurements does not exceed 5 %. The use of the air kerma allowed us to significantly reduce the time for calculating the correction coefficients by the factor of 6–16 times with respect to other methods, depending on the radiation quality series. This made it possible to calculate correction factors for the source-detector distance equal to 2.5 meters

Коррекция вклада рассеянного фотонного излучения в показания ионизационной камеры при оценке качества рентгеновского излучения

Reduction of the systematic error when determining the characteristics of the reference X-ray radiation fields is an essential task according to the ISO 4037-1:2019 standard. This task is especially important in dosimetry laboratories when establishing the qualities of reference photon fields. The aim of the study was to develop a method that allows taking into account the contribution of radiation scattered on the filter when determining the half-value layer of the photon field generated by the X-ray unit. Another goal was to reduce the computational cost of determining this contribution.One of the major contributors to the systematic error in measuring the half-value layer is the radiation scattered on the filter material. The standard recommends that this error should be taken into account in the measurement. But it does not provide any methodology that would do this.The study investigated the possibility of reducing the contribution of scattered radiation to the ionization chamber readings when assessing the radiation quality of the X-ray unit by the means of half-value layer. The study utilized the (N, H, L) quality series as reference fields according to ISO 4037-1:2019.Contribution of the scattered radiation to the half-value layer was compensated with the correction coefficients; they were calculated with the FLUKA Monte Carlo software according to the zero-aperture approximation method. Unlike other similar methods, the proposed approach employs kinetic energy released to matter (kerma), to air in this case, as the main value, which, when utilized instead of deposited energy, reduces the program’s runtime several fold.Correctness of the results obtained in this work was verified by comparing the calculated values of the half-value layer with the tabulated ones provided in the ISO 4037-1:2019 standard. The deviation of calculated values from those specified in the standard does not exceed 2 %.Calculation results showed that the error contributed by scattered radiation to the magnitude of the halfvalue layer in direct measurements does not exceed 5 %. The use of the air kerma allowed us to significantly reduce the time for calculating the correction coefficients by the factor of 6–16 times with respect to other methods, depending on the radiation quality series. This made it possible to calculate correction factors for the source-detector distance equal to 2.5 meters.Уменьшение систематической погрешности при определении характеристик эталонных полей рентгеновского излучения в соответствии со стандартом ISO 4037-1:2019 является актуальной задачей при установлении качеств излучения в дозиметрических лабораториях. Целью работы являлась разработка метода, позволяющего учесть вклад излучения, рассеянного на фильтре, при определении слоя половинного ослабления поля фотонного излучения, генерируемого рентгеновской установкой, а также уменьшить затраты на определение этого вклада.Одним из основных факторов, который вносит систематическую погрешность при измерении слоя половинного ослабления, является излучение, рассеянное на материале фильтра. Стандарт рекомендует учёт этой погрешности при проведении измерений, однако не содержит методики, которая позволила бы это сделать.В работе исследовалась возможность уменьшения вклада рассеянного излучения в отклик ионизационной камеры при оценке характеристик полей излучения рентгеновской установки с помощью измерения слоёв половинного ослабления для N-серии, L-серии и H-серии качеств рентгеновского излучения согласно стандарту ISO 4037-1:2019. Компенсация вклада рассеянного излучения в результаты измерений производилась путём применения корректирующих коэффициентов. Расчёт коэффициентов производился методом нулевой апертуры, реализованным в Монте-Карло программе FLUKA. Основным отличием метода, предложенного в данной работе, является выбор воздушной кермы в качестве расчётной величины отклика компьютерной модели ионизационной камеры на воздействие фотонного излучения. Корректность результатов, полученных в данной работе, проверялась сопоставлением расчётных значений слоёв половинного ослабления с табличными значениями, приведёнными в стандарте ISO 4037-1:2019. Отклонение расчётных значений от указанных в стандарте не превышает 2 %.Установлено, что погрешность, вносимая рассеянным излучением в величину слоя половинного ослабления при прямых измерениях, не превышает 5 %. Использование воздушной кермы позволило существенно сократить время расчёта коэффициентов коррекции (относительно других методов, где в качестве отклика модели ионизационной камеры используется поглощённая энергия) в 6–16 раз в зависимости от серии качества излучения. Это позволило произвести расчёт поправочных коэффициентов для расстояния источник–детектор, равного 2,5 м

РАЗРАБОТКА КОМПЬЮТЕРНОЙ МОДЕЛИ ГЕРМАНИЕВОГО ДЕТЕКТОРА И ПОЛУЧЕНИЕ МОДЕЛЬНЫХ СПЕКТРОВ СТАНДАРТНЫХ ОБРАЗЦОВ УРАНА U3O8 SRM-969

Computer modeling was carried out for gamma-ray spectra of nuclear materials, which were measured by using a semiconductor high-purity germanium detector ORTEC GEM25P4-70. The standard SRM-969 samples were used as sources of gamma radiation, which are cylindrical tanks of fixed volume, made of aluminum alloy 6061, filled with a dispersed uranium oxide powder (U3O8) with different concentrations of 235U. The products from radioactive decay chains are determined for uranium isotopes 235U and 238U, which give the main contribution to the gamma spectrum of uranium oxide (U3O8). A technique that makes it possible to compare the results of measurements with model spectra is developed. The correlation of the measured spectra to the model spectra was made by comparing the areas of the total absorption peaks for energies of 185 keV and 1001 keV, which are often used in gamma spectrometry to determine uranium enrichment. The selected parameters of the model and the source of the detector allowed to describe the measured gamma-ray spectra with an accuracy of better than 6 % at the total areas of the absorption peaks in the energy range 150–1100 keV. The developed model makes it possible to obtain the model of gamma spectra of various fissile materials, provided that there are the data available about the isotopic composition, the quantum yield of gamma lines for each isotope, and the activity of fissile material. These model spectra can be used for the development of measurement techniques and software testing in the field of nuclear spectroscopy. Проведено компьютерное моделирование гамма-спектров ядерных материалов, измеренных при помощи полупроводникового детектора из особо чистого германия ORTEC GEM25P4-70. В качестве источников гамма-излучения использовались стандартные образцы SRM-969, представляющие собой цилиндрические емкости фиксированного объема, выполненные из алюминиевого сплава (aluminum alloy 6061), заполненные мелкодисперсным порошком оксида урана (U3O8) с различной концентрацией 235U. Определены продукты распада из цепочек радиоактивных превращений изотопов урана 235U и 238U, которые дают наибольший вклад в гамма-спектр оксида урана (U3O8). Разработана методика, позволяющая сопоставить результаты измерений с модельными спектрами. Соответствие измеренных спектров модельным спектрам производилось путем сравнения площадей пиков полного поглощения для энергий 185 и 1001 кэВ, наиболее часто используемых в гамма-спектрометрии для определения обогащения урана. Выбранные параметры модели детектора и источника позволили описать измеренные гамма-спектры с погрешностью не хуже 6 % в площадях пиков полного поглощения в энергетическом диапазоне 150–1100 кэВ. Разработанная модель позволяет получить модельные гамма-спектры различных делящихся материалов при условии наличия сведений об изотопном составе, квантовом выходе гамма-линий для каждого изотопа, активности делящегося материала. Данные модельные спектры могут быть использованы при разработке методик выполнения измерений и тестировании программного обеспечения в области ядерной спектроскопии. Наиболее вероятное применение компьютерной модели – получение модельных спектров для контроля обогащения ядерного топлива и математическая калибровка гамма-спектрометра для неразрушающего анализа ядерных материалов различных конструкций и различного химического и изотопного состава.

О возможности использования медицинских линейных ускорителей электронов в качестве источника поля эталонного импульсного фотонного излучения

Sources of pulsed photon radiation are widely used in science and industry. In this regard, there is a growing demand for dosimetry instruments capable of operating in these pulsed photon radiation fields. Until now there is no comprehensive methodology that describes the characteristics of reference fields of pulsed photon radiation required for calibration and verification of dosimetry equipment. The aim of this paper was to study the possibility of using a medical linear electron accelerator as a generating source of a reference pulsed photon radiation field. The paper investigates main characteristics of photon radiation field (namely, spectrum and average energy) generated by CLINAC in two modes of operation: 6 MV and 18 MV. Additionally it researches the possibility of attenuation of the CLINAC photon radiation intensity by a lead filter. The spectrum and average energy of the CLINAC photon radiation were calculated by means of Monte Carlo simulation in the Fluka program. The validation of the calculation was determined by comparing the attenuation coefficients calculated by the model with ones obtained experimentally by using real CLINACs. Experimentally, the attenuation coefficients were obtained by measuring the air kerma rate generated by the photon radiation fields of Varian VitalBeam and Varian iX CLINACs at a given point of space. Based on the simulation results, the Ḣ*(10) ambient dose equivalent ratio generated by CLINACs were calculated. It was found that the lead filter effectively attenuates the CLINAC photon radiation in terms of both air kerma rate and ambient dose equivalent rate to levels suitable for calibration of dosimetry equipment designed to measure pulsed radiation. It is shown that the lead filter significantly affects both the photon spectrum of the CLINAC and its average energy.Генерирующие источники импульсного фотонного излучения находят все большее применение в науке и промышленности. В связи с этим растёт потребность в приборах дозиметрического контроля, способных работать в полях импульсного фотонного излучения. Однако до настоящего времени нет исчерпывающей методики, описывающей критерии выбора источников эталонных полей импульсного фотонного излучения, необходимых для калибровки и поверки дозиметрического оборудования. Целью работы являлось изучение возможности использования медицинского линейного ускорителя электронов (далее ЛУЭ) в качестве генерирующего источника эталонного поля импульсного фотонного излучения для калибровки и поверки дозиметрического оборудования. В работе исследовались основные характеристики поля фотонного излучения (спектр и средняя энергия излучения, мощность кермы в воздухе и мощность амбиентного эквивалента дозы Ḣ*(10), создаваемая полем в заданной точке), генерируемого ЛУЭ в двух режимах работы: 6 МВ и 18 МВ. Дополнительно исследовалась возможность ослабления интенсивности фотонного излучения ЛУЭ свинцовым фильтром. Экспериментальное определение мощности кермы в воздухе (далее мощность кермы), генерируемой полем фотонного излучения ЛУЭ в заданной точке, производилось путём прямых измерений при помощи эталонного дозиметра. Расчёт спектра и средней энергии фотонного излучения ЛУЭ, производился при помощи Монте-Карло моделирования в программе Fluka. На основе результатов измерений и моделирования произведен расчёт мощностей амбиентного эквивалента дозы Ḣ*(10), генерируемых ЛУЭ в заданной точке. Установлено, что свинцовый фильтр эффективно ослабляет фотонное излучение ЛУЭ как по мощности кермы, так и по мощности амбиентного эквивалента дозы до уровней, подходящих для калибровки и поверки дозиметрического оборудования, предназначенного для работы в полях импульсного излучения. Показано, что свинцовый фильтр существенно влияет как на спектр фотонного излучения ЛУЭ, так и на его среднюю энергию

Determination of the efficiency of a whole body counter based on NaI(TL) detector when measuring the 131I content in the thyroid gland

В работе рассчитывается эффективность регистрации спектрометра излучения человека, предназначенного для определения содержания радионуклида 131I в щитовидной железе. Исследуется зависимость эффективности регистрации прибора от его расположения относительно щитовидной железы для различных половозрастных групп. Расчет эффективности регистрации происходит при помощи Монте-Карло моделирования в программе Fluka путем построения компьютерной модели прибора и моделей фантома человека