Naı(Tl), labr3(CE) sintilasyon ve cdznte yarıiletken dedektörler ile ortam doz eşdeğeri hızı belirlenmesi için gama-ışını spektrumundan G(E) fonksiyonu ile doza dönüşüm amaçlı optimizasyon algoritması geliştirilmesi
Development of an optimization algorithm for dose conversion from gamma-ray spectrum using g(e) function to estimate ambient dose equivalent rate with nai(Tl), labr3(CE) scintillation and cdznte semiconductor detectors
Yazar: NESLİHAN CEREN KAPLAN ERDEM
Danışman: PROF. DR. HALUK YÜCEL ; DOÇ. DR. GAZİ ERKAN BOSTANCI
Ankara Üniversitesi / Nükleer Bilimler Enstitüsü / Medikal Fizik Ana Bilim Dalı / Sağlık Fiziği Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2024
Konu: Fizik ve Fizik Mühendisliği = Physics and Physics Engineering ; Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Günümüzde ekosistemde çeşitli toksik elementler ve doğal radyonüklitlerin varlığı, insan kaynaklı faaliyetlerin doğrudan etkisi sonucu artış göstermektedir. Endüstriyel tesislerin, araştırma merkezlerinin ve tıbbi tesislerin radyasyon kullanımı ile ilgili faaliyetlerini değerlendirmede ve radyasyonla çalışılan alanların izlenmesinde ve kontrol edilmesinde doz ölçümü kritik bir rol oynamaktadır. Alan izlemede etkin dozun değerlendirilmesinde kullanılan ortam doz eşdeğeri, H*(10), ölçümünde son yıllarda, yüksek dedeksiyon verimi ve pratikte çeşitli avantajları sebebiyle inorganik sintilatör dedektörleri ve yarıiletken dedektörler, G-M sayaçlarına alternatif olarak kullanılmaya başlanmıştır. Ancak bu dedektörlerin doku eşdeğeri olmaması sebebiyle enerji yanıtlarının enerjiye bağımlılık göstermesi, H*(10) ölçümünde temel bir sorundur. 

Bu tez çalışmasında, inorganik sintilatör ve yarıiletken dedektörlerin enerji yanıtlarını düzeltmek amacıyla G(E) fonksiyonu yöntemine dayanan bir spektrum verisinden doza dönüşüm algoritması geliştirilmiştir. Geliştirilen algoritmada G(E) fonksiyonunun parametreleri gradyan azalım (GD) yöntemi ile hesaplanmıştır.  241Am, 133Ba, 137Cs, 60Co, 152Eu ve 54Mn nokta kaynakları kullanılarak, gama ışını spektrumları, 50.8mm x 50.8mm NaI(Tl), 38.1mm x 38.1mm LaBr3(Ce) sintilasyon ve 10mm x 10mm x 10mm CdZnTe yarıiletken dedektörleri kullanılarak elde edilmiştir. Farklı enerji ayırma gücüne sahip sintilasyon ve yarıiletken dedektörlerin, geliştirilen algoritma ile H*(10) niceliğinin hesabındaki performansı incelenmiştir. Elde edilen sonuçlar ayrıntılı olarak tartışılmış ve geliştirilen algoritma ile H*(10) tahminindeki enerji yanıtlarının, NaI(Tl) için düşük enerji bölgesi haricinde, ±%20 sapma içinde dengelendiği görülmüştür.

Bu tez çalışması, "ABH67390007- J02012 kodlu "Nükleer Madde Karakterizasyonunda 235U İzotopik Bolluğunun HPGe ve CdZnTe Dedektörlü Gama Spektroskopisiyle Belirlenmesi-Method Development for HpGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization (2017-2023)" UAEA Koordineli araştırma projesi (CRP) tarafından desteklenmiştir.

Abstract:
Today, the escalating presence of diverse toxic elements and natural radionuclides within the ecosystem is a direct outcome of anthropogenic impacts. Radiation dose measurement and area monitoring has a great importance, particularly in the evaluation of environmental practices and the monitoring and control of radiation related activities in industrial facilities, research centers, and medical institutions. In recent years, the assessment of effective dose in area monitoring through the measurement of ambient dose equivalent, H*(10), has increasingly favored the use of inorganic scintillation detectors and semiconductor detectors over G-M counters, owing to their significant advantages such as high detection efficiency and practical usability. Nevertheless, a pivotal challenge in H*(10) measurement is caused by the energy dependence of the energy responses of these detectors, associated with their non-tissue equivalent materials. 

In this thesis, a gamma spectrum-to-dose conversion algorithm based on the G(E) function method has been developed to correct for the energy responses of inorganic scintillator and semiconductor detectors. In the developed algorithm, the parameters of the G(E) function were computed through a gradient descent (GD) method. For 241Am, 133Ba, 137Cs, 60Co, 152Eu and 54Mn point sources, the gamma ray spectra were acquired by using a 50.8mm x 50.8mm NaI(Tl) and a 38.1mm x 38.1mm LaBr3(Ce) scintillation, and a 10mm x 10mm x 10mm CdZnTe semiconductor detectors, respectively. The performance of scintillator and semiconductor detectors having different energy resolutions was quantified in estimating of H*(10) dose quantity by using the presently developed algorithm. The obtained results are discussed in detail and it has been observed that the developed algorithm corrects for the energy responses to H*(10) within ±20% deviation with the exception of NaI(Tl) in the low energy region.
This thesis is fully supported by ABH67390007- J02012 coded IAEA Coordinated Research Project (2017-2023) "Method Development for HpGe and CdZnTe Detector Based Gamma Spectroscopic Determination of Isotopic Abundance in Nuclear Material Characterization.