Tính toán mô phỏng detector bán dẫn CdZnTe bằng phương pháp Monte Carlo

Kỹ thuật điện tử

TÍNH TOÁN MÔ PHỎNG DETECTOR BÁN DẪN CdZnTe BẰNG
PHƢƠNG PHÁP MONTE CARLO
Đinh Tiến Hùng1*, Phan Huy Anh2, Cao Văn Hiệp1
Tóm tắt: Bài báo này trình bày mô hình, kết quả tính toán mô phỏng thu được từ
việc sử dụng phương pháp Monte Carlo trong nghiên cứu mô phỏng phổ gamma,
tính toán hiệu suất ghi, ma trận phản hồi cho detector bán dẫn CdZnTe(CZT) kích
thước 1500 mm3 trang bị trên thiết bị bay trinh sát phóng xạ UAV. Kết quả tính toán
mô phỏng được so sánh với kết quả thực nghiệm đối với 4 nguồn đồng vị phóng xạ
137
Cs, 60Co, 133Ba và 152Eu. Các kết quả so sánh cho thấy rằng phổ gamma, hiệu suất
ghi tuyệt đối của detector phù hợp tốt với các kết quả đo thực nghiệm. Mô hình
detector CdZnTe trong nghiên cứu này được áp dụng xây dựng đường cong hiệu
suất và tính toán liều bức xạ trên cơ sở phổ gamma thu được.
Từ khóa: Thiết bị bay không người lái UAV; Đầu ghi bán dẫn CdZnTe; Phương pháp Monte Carlo; Ma trận
phản hồi; Suất liều gamma môi trường.

1. MỞ ĐẦU
Trong nhiều lĩnh vực của khoa học hạt nhân ứng dụng, các detector ghi bức xạ
gamma được sử dụng để đo phổ năng lượng gamma, phân tích nhận diện đồng vị,
xác định hàm lượng đồng vị phóng xạ có trong mẫu, môi trường. Việc sử dụng
detector bán dẫn siêu tinh khiết đã mang lại kết quả chính xác hơn trong việc ghi
nhận bức xạ gamma trong dải năng lượng rộng so với các loại detector nhấp nháy
truyền thống. Tuy nhiên, nhược điểm của các hệ phổ kế sử dụng detector bán dẫn
loại này là nhiệt độ làm việc thấp, đòi hỏi các hệ thống làm lạnh bằng ni tơ lỏng
(-196℃). Trong các hệ phổ kế đòi hỏi sự chính xác cao, hoạt động trong điều kiện
nhiệt độ phòng trong thời gian dài, các detector bán dẫn CdZnTe (Cadmium-ZincTelluride) [1] được ưu tiên sử dụng do loại detector này sở hữu những ưu điểm
vượt trội so với các detector bán dẫn Silicon [2, 3] và Germanium [2, 3]. Tuy
nhiên, do giới hạn trong công nghệ chế tạo tinh thể, thể tích vùng nhạy của các
detector CdZnTe chỉ dừng lại ở mức vừa và nhỏ.

Trong quá trình khảo sát mẫu, đặc biệt là đối với các mẫu môi trường, do hoạt
độ phóng xạ trong mẫu rất thấp (cỡ ppm) để số đếm đảm bảo về mặt thống kê cần
đo trong thời gian rất dài, lượng mẫu lớn. Việc chuẩn hiệu suất với các detector đo
môi trường là mối quan tâm hàng đầu. Có nhiều phương pháp được đưa ra để giải
quyết vấn đề này: i) xây dựng đường cong hiệu suất bằng số liệu đo đạc thực
nghiệm [4, 5]; ii) xây dựng các công thức tính toán hiệu suất bằng phương pháp
giải tích kết hợp các tham số hình học của detector và mẫu [6, 7]; iii) sử dụng
phương pháp mô phỏng [8-10]. Quá trình xác định đường cong hiệu suất bằng thực
nghiệm và thiết lập công thức giải tích rất tốn kém và mất nhiều thời gian, đặc biệt
là các detector có thể tích vùng hoạt nhỏ. Trong nghiên cứu này, hiệu suất ghi của
detector được tính toán thông qua phương pháp mô phỏng Monte Carlo trên phần
mềm MCNP-5 trong dải năng lượng 0÷2000 keV. Các kết quả mô phỏng với
nguồn đồng vị 137Cs, 60Co, 133Ba và 152Eu được so sánh với thực nghiệm. Mô hình
detector CdZnTe được áp dụng trong quá trình xây dựng hàm và ma trận phản hồi
với mục đích tính toán liều bức xạ từ phổ gamma thu được.
148

Đ. T. Hùng, P. H. Anh, C. V. Hiệp, “Tính toán mô phỏng detector … Monte Carlo.”


Nghiên cứu khoa học công nghệ

2. ĐỐI TƢỢNG VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
2.1. Phƣơng pháp mô phỏng Monte Carlo và phần mềm MCNP
Phương pháp Monte Carlo [11, 12] là một phương pháp giải số cho bài toán mà
mô phỏng sự tương tác của những vật thể này với những vật thể khác hay là với
môi trường dựa trên các mối quan hệ giữa vật thể với vật thể và vật thể với môi
trường đơn giản. Phương pháp này mô hình hóa tự nhiên thông qua sự mô phỏng
trực tiếp các lý thuyết động học cần thiết dựa theo yêu cầu của hệ. Phương pháp
Monte Carlo giải quyết các mô hình tương tác bằng tập hợp các số ngẫu nhiên và

các hàm phân bố mật độ xác suất đặc trưng cho các quá trình vật lý xảy ra trong
môi trường. Phần mềm MCNP [12] là phần mềm dựa trên phương pháp Monte
Carlo được phát triển bởi nhóm Monte Carlo và sau này là nhóm Radiation
Transport (Nhóm X-6) của phòng Vật lý lý thuyết ứng dụng ở phòng Thí nghiệm
quốc gia Los – Alamos (Mỹ) để mô phỏng các quá trình vật lý hạt nhân đối với
notron, gamma, electron mang tính thống kê (các quá trình phân rã hạt nhân, tương
tác giữa các tia bức xạ với vật chất, thông lượng notron,...). MCNP sử dụng các thư
viện dữ liệu của các quá trình hạt nhân bao gồm thư viện ENSDF [13] (Evaluated
Nuclear Data File), ACTI [14] (Advanced Computational Technology Initiative),
ENDL [15] (Evaluated Nuclear Data Library), EPDL [16] (Evaluated Photon Data
Library), ACTL [17] (Activation Library), các quy luật phân bố thống kê, gieo số
ngẫu nhiên, ghi lại các sự kiện của một hạt trong suốt quá trình kể từ khi phát ra từ
nguồn đến hết thời gian sống của nó. Chương trình MCNP điều khiển quá trình
này bằng cách gieo số theo quy luật thống kê cho trước và mô hình được thực hiện
trên máy tính với số lần thử cần thiết thường rất lớn.
2.2. Mô hình hóa detector CdZnTe
Mô hình detector CdZnTe được xây dựng trên phần mềm mô phỏng MCNP-5
dựa trên các kích thước cung cấp bởi nhà sản xuất. Thành phần vật liệu tinh thể
bao gồm Cadmium, Zinc và Telluaride với tỉ lệ nguyên tử 9:1:10. Các kích thước
detector được mô tả trên hình 1.

Hình 1. Mặt cắt detector CdZnTe 1500cm3(a) và mô hình 3D (b).
Nguồn phóng xạ trong mô phỏng sử dụng có dạng đĩa đường kính 15mm, vỏ
ngoài bọc 1 lớp vật liệu nhôm bề dày 1mm. Vùng không gian bên ngoài detector
được giả thiết là không khí tại điều kiện chuẩn có khối lượng riêng μa=1,2754.10-3
g.cm-3. Các nguồn phóng xạ sử dụng mô phỏng phổ gamma gồm đồng vị 137Cs,
133
Ba, 60Co và 152Eu. Phổ gamma trong vùng thể tích nhạy detector thu được bằng
cách sử dụng tally F8 với độ chia năng lượng 10keV/bin.
Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, 9 - 2020

149


Kỹ thuật điện tử

2.3. Hiệu suất ghi, ma trận phản hồi và phƣơng pháp tính toán liều tƣơng
đƣơng môi trƣờng
2.3.1. Hiệu suất ghi
Hiệu suất ghi của detector được xác định như tỉ lệ phần trăm của bức xạ ion hóa
đập tới đầu dò và được ghi nhận. Cơ chế ghi nhận của đầu dò dựa theo tương tác
của bức xạ với đầu dò. Các loại hiệu suất ghi của detector bao gồm: hiệu suất tuyệt
đối (absolute efficiency), hiệu suất nội (instrinsic efficiency), hiệu suất toàn phần
(total efficiency), hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần (peak efficency). Trong
nghiên cứu này, đường cong hiệu suất được tính toán dựa trên hiệu suất đỉnh năng
lượng toàn phần. Hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần tại năng lượng E được xác
định theo công thức (1):
N (E)
n(E)
 p (E) 
 p
(1)
R(E) AI  (E)t
Trong đó: n(E) là tốc độ đếm tại đỉnh năng lượng E; R(E) là số lượng tử mang
năng lượng E phát ra từ nguồn; Np(E) là số đếm tại đỉnh hấp thụ toàn phần; A là
hoạt độ nguồn; Iγ(E) là xác suất lượng tử năng lượng E từ nguồn; t là thời gian đo.
Trong quá trình mô phỏng trên phần mềm MCNP, hiệu suất ghi của detector
được xác định theo công thức (2):
N
 p (E) 

(2)
N0
Trong đó: N là số lượng tử mất toàn bộ năng lượng trong đầu dò; N0 là số lượng
tử phát ra từ nguồn. Để giảm sai số thống kê, toàn bộ quá trình lấy mẫu được lặp đi
lặp lại cho số lượng đủ lớn các lịch sử hạt (cỡ 107 lịch sử hạt). Sai số thống kê 𝛿𝜀/𝜀
(%) trong tính toán hiệu suất bằng phương pháp mô phỏng Monte Carlo được xác
định bởi biểu thức (3):

N
(3)


N
Trong đó: N là số photon phát ra từ nguồn để lại toàn bộ năng lượng (hay một
phần năng lượng) của nó trong thể tích vùng hoạt của đầu dò.
2.3.2. Ma trận phản hồi và phương pháp tính toán liều tương đương môi trường
Liều tương đương môi trường (Ambient dose equivalent) – H*(d) tại một điểm
trong trường bức xạ được định nghĩa bởi Ủy ban Quốc tế về Đo lường và Đơn vị
Bức xạ (International Commission on Radiation Units and Measurements – ICRU)
trong tài liệu số 103 [18]. Đối với các tia gamma có năng lượng lớn hơn 15 keV
đều được xem xét là bức xạ có khả năng đâm xuyên cao, vì vậy, độ sâu 10 mm
(suất liều tương ứng là H*(10)) thường được sử dụng để đánh giá tác động của
trường bức xạ đối với các cơ quan trong cơ thể.
Phương pháp chuyển phổ thành liều sử dụng ma trận phản hồi dựa vào mối
quan hệ giữa phổ gamma thu được trên hệ phổ kế và thông lượng bức xạ đến cửa
sổ đầu dò:
S  R.
(4)

150

Đ. T. Hùng, P. H. Anh, C. V. Hiệp, “Tính toán mô phỏng detector … Monte Carlo.”


Nghiên cứu khoa học công nghệ

Trong đó: S, R và  lần lượt là phổ gamma, ma trận phản hồi và thông lượng
bức xạ tại cửa sổ đầu dò. Khai triển phương trình (4) dưới dạng ma trận ta có:

R1N 1 R1N   1 
 S1   R11 R12 R13
 
  
R2 N 1 R2 N   2 
 S 2   R21 R22
 S3    R31 R32
R3 N 1 R3 N  .  3 

 
 

 
 

 
S 
 N   RN 1 RN 2 RN 3 RNN 1RNN   N 

(5)

Trong đó, N là độ chia năng lượng trong phổ. Thông thường ma trận R được
tính thông qua giải các phương trình tuyến tính đối với các trường hợp N nhỏ. Tuy
nhiên, do giới hạn của các nguồn phóng xạ đơn năng và kích thước của ma trận
phản hồi, các thành phần con của ma trận thường được tính thông qua phương
pháp mô phỏng. Trong nghiên cứu này kích thước của ma trận phản hồi được đặt
40x40 với dải năng lượng đo từ 0÷2000 keV (bước chia 50 keV). Chùm tia được
phân bố trong mặt giới hạn trong diện tích hình tròn bán kính 15cm (tương tự như
trong tính toán với quả cầu ICRU). Do hạn chế về mặt hiệu suất ghi, để giảm sai số
thống kê trong quá trình mô phỏng, phân bố xác suất phát lượng tử gamma của
nguồn theo bán kính được hiệu chỉnh theo phân bố (6):

r  R.

1
1

(6)

Trong đó: r là bán kính vị trí phát chùm tia tính từ tâm đường tròn;  là số ngẫu
nhiên phân bố đều trong khoảng [0,1]; θ là tham số quy định độ tập trung của
nguồn phát.

Hình 2. Vị trí phát chùm tia phụ thuộc theo tham số θ và số ngẫu nhiên  .
Để kết quả mô phỏng không bị sai lệch so với trường hợp nguồn phân bố đều,
các kết quả mô phỏng được hiệu chỉnh bằng trọng số phụ thuộc vào vị trí phát
chùm tia:

2 r1

1   R1

Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, 9 - 2020

(7)

151


Kỹ thuật điện tử

Giá trị suất liều tương đương môi trường được tính thông qua thông lượng bức
xạ theo công thức:

H *(10)  F.

(8)

Trong đó, F là bộ hệ số chuyển đổi thông lượng bức xạ thành liều. Các hệ số F
được tính toán lại bằng phương pháp mô phỏng quả cầu ICRU trong thực tế.
3. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN
3.1. Kết quả mô phỏng với nguồn đồng vị
Để đảm bảo sai số thống kê của kết quả mô phỏng, số lịch sử hạt sử dụng trong
nghiên cứu này ≥108, sai số xác định diện tích đỉnh hấp thụ toàn phần ≤1%. Để
phổ gamma thu được từ phần mềm mô phỏng phù hợp với kết quả thực nghiệm,
hàm hiệu chỉnh tính đến sự nở rộng Gauss (Gassian broadening) của đỉnh năng
lượng hấp thụ toàn phần được áp dụng. Theo đó, độ phân giải năng lượng tại đỉnh
năng lượng E được hiệu chỉnh theo biểu thức:
(9)
FWHM  a  b E  cE 2
Trong đó, các hệ số hiệu chỉnh a,b,c được xác định thông qua thực nghiệm. Phổ
năng lượng trước và sau khi hiệu chỉnh nở rộng Gauss cho đỉnh năng lượng hấp

thụ toàn phần được trình bày trên hình 3.

Hình 3. Phổ năng lượng trước và sau khi hiệu chỉnh hiệu ứng nở rộng Gauss
(Đồng vị sử dụng 60Co).
Các phổ gamma mô phỏng và đo đạc thực nghiệm với nguồn đồng vị 137Cs, 60Co
và 152Eu được trình bày trên hình 4. Từ hình 4 thấy rằng, các đỉnh năng lượng hấp
thụ toàn phần cho kết quả hoàn toàn phù hợp với kết quả thực nghiệm. Tuy nhiên,
nền phông tán xạ năng lượng thấp và các đỉnh tán xạ ngược trên phổ thực nghiệm
cao hơn so với phổ mô phỏng. Điều này có thể giải thích được thông qua sự đóng
góp các bức xạ tán xạ của vật liệu xung quanh detector và vật liệu môi trường.
3.2. Hiệu suất ghi của detector
Nhằm đơn giản hóa mô hình và giảm thời gian tính toán, vật liệu môi trường
bao quanh detector được giả thiết là không khí, do đó, sự đóng góp vào nền phông
tán xạ không đáng kể. Nền phông này không ảnh hưởng đến giá trị hiệu suất ghi

152

Đ. T. Hùng, P. H. Anh, C. V. Hiệp, “Tính toán mô phỏng detector … Monte Carlo.”


Nghiên cứu khoa học công nghệ

thông qua mô phỏng, tuy nhiên, nền phông này làm tăng sai số khi xác định diện
tích đỉnh năng lượng hấp thụ toàn phần.

Hình 4. Phổ gamma mô phỏng và phổ gamma thực nghiệm với đồng vị
137
Cs (a), 152Eu(b), 60Co(c) và 133Ba(d).
Trong nghiên cứu này, khoảng cách từ nguồn tới cửa sổ detector trong thực
nghiệm và cấu hình mô phỏng là 10cm. Thời gian đo phổ đảm bảo sai số xác định

diện tích đỉnh năng lượng hấp thụ toàn phần ≤ 2% theo phân bố Poisson. Hiệu suất
ghi của detector tính toán trên cấu hình mô phỏng và đo đạc thực nghiệm được
trình bày trên hình 5.

Hình 5. Hiệu suất ghi của detector đo đạc thực nghiệm và mô phỏng.
Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, 9 - 2020

153


Kỹ thuật điện tử

Các kết quả mô phỏng cho giá trị hiệu suất ghi cao hơn so với thực nghiệm
trong vùng năng lượng 60÷600 keV. Điều này có thể giải thích thông qua nền
phông tán xạ năng lượng thấp, phông tự nhiên và sai số hoạt độ của nguồn. Tuy
nhiên, các yếu tố nêu trên ảnh hưởng không nhiều tới kết quả đo, sai số tương đối
giữa số liệu mô phỏng và thực nghiệm < 5%. Do tinh thể CdZnTe có bề dày 7,5
mm, detector có hiệu suất ghi cao nhất trong vùng 300÷500 keV do các lượng tử
này có xác suất để lại toàn bộ năng lượng trong vùng hoạt là lớn nhất. Kết quả mô
phỏng có thể mở rộng, tính toán hiệu suất cho các đỉnh năng lượng trung gian mà
không cần sử dụng nguồn đồng vị chuẩn.
3.3. Ma trận phản hồi detector CdZnTe 1500 mm 3 và tính toán suất liều
tương đương
Liều tương đương môi trường H*(10) được tính toán bằng mô phỏng MCNP
trên quả cầu ICRU với kích thước và thành phần vật liệu mô tả trong tài liệu [18].
Chùm tia đơn năng được phân bố đều trên bề mặt hình đĩa đường kính 30cm. Số
lịch sử hạt được đạt mặc định 108 lượng tử. Số lượng lịch sử hạt lớn đảm bảo sai
số thống kê khi xác định suất liều chuẩn, đặc biệt là vùng năng lượng cao – xác
suất lượng tử gamma chỉ để lại một phần năng lượng bên trong quả cầu là rất lớn.
Các hệ số chuyển đổi thông lượng bức xạ thành liều tương đương môi trường được

tính toán lại dựa trên mô hình mô phỏng quả cầu ICRU. Các kết quả được so sánh
với các hệ số được công bố trong tài liệu báo cáo ICRU số 47. Từ kết quả đưa ra
trên hình 4, các hệ số chuyển đổi thông lượng bức xạ gamma sang liều tương
đương môi trường cho kết quả phù hợp với báo cáo ICRU-47 trong khoảng năng
lượng 0÷2000 keV. Bộ hệ số chuẩn này sẽ được sử dụng để tính toán liều tương
đương môi trường từ phổ gamma sau khi giải chập.

Hình 6. Hệ số chuyển đổi thông lượng bức xạ sang liều tương đương môi trường
trong báo cáo ICRU-47[19] và nghiên cứu này.
Các thành phần ma trận phản hồi Ri,j thu được khi phân tích phổ đơn năng rời rạc
trên detector trong dải năng lượng 0÷2000 keV. Kích thước của ma trận phản hồi
bằng với độ chia năng lượng trên phổ. Với độ chia 50 keV/bin năng lượng, ta có ma
trận phản hồi kích thước 40x40. Các thành phần ma trận được trình bày trên hình 7.
154

Đ. T. Hùng, P. H. Anh, C. V. Hiệp, “Tính toán mô phỏng detector … Monte Carlo.”


Nghiên cứu khoa học công nghệ

Hình 7. Giá trị phần tử ma trận Ri,j trong khoảng năng lượng 0÷2000 keV.
4. KẾT LUẬN
Nghiên cứu này đã xây dựng thành công mô hình detector bán dẫn CdZnTe
1500mm3 trên phần mềm mô phỏng MCNP. Các kết quả mô phỏng phổ gamma
với các nguồn đồng vị 60Co, 137Cs, 133Ba và 152Eu, hiệu suất ghi trong dải năng
lượng 0÷1500 keV cho kết quả phù hợp với các giá trị đo đạc thực nghiệm. Kết
quả thực nghiệm cho thấy, sai số tương đối giữa số liệu thực nghiệm và mô phỏng
không vượt quá 5%. Điều này cho thấy sự phù hợp mô hình mô phỏng trong việc
đánh giá hiệu suất của đỉnh hấp thụ quang điện. Kết quả còn chỉ ra rằng, hiệu suất
ghi của detector CdZnTe trong nghiên cứu này đạt được tốt nhất trong vùng năng

lượng gamma trung bình từ 300 ÷ 600 keV, với hiệu suất ghi cao nhất đạt 0,435%
tại năng lượng 344 keV của nguồn đồng vị 152Eu. Mặt khác, phương pháp xây
dựng ma trận phản hồi cho detector CdZnTe 1500 mm3 với mục đích tính toán liều
tương đương môi trường từ phổ gamma ghi nhận trên detector.
Dựa trên việc xây dựng hiệu suất ghi và ma trận phản hồi trên kết quả nghiên
cứu này có thể phát triển phần mềm tự động tính toán suất liều riêng của các đồng
vị gamma trong môi trường. Việc tích hợp phần mềm này sẽ được thực hiện trong
thời gian tới và ứng dụng cho UAV trinh sát bức xạ trên không. Trong đó, bài toán
đánh dấu hoạt độ phóng xạ trên bản đồ thực địa sẽ được triển khai nhằm xác định
chính xác bài toán lan truyền, rơi lắng phóng xạ trong sự cố bức xạ hạt nhân.
Phương pháp nghiên cứu tính toán liều bức xạ trên cơ sở phổ gamma thực nghiệm
sẽ được áp dụng trên các detector NaI(Tl), LaBr3:Ce, CsI(Tl) nhằm phục vụ mục
đích nghiên cứu liều lượng học, ứng dụng trong y tế và sản xuất các thiết bị quan
trắc cảnh báo phóng xạ môi trường. Kết quả thu được từ hệ số chuyển đổi thông
lượng sang liều bức xạ và ma trận phản hồi cùng với việc ghi nhận phổ gamma
đồng vị liên tục từ detector CdZnTe sẽ tạo nên thiết bị quan trắc phóng xạ môi
trường trực tuyến (online) tin cậy.
Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, 9 - 2020

155


Kỹ thuật điện tử

TÀI LIỆU THAM KHẢO
[1]. Kromek Group plc, “Cadmium zinc telluride: room temperature
semiconductor”, NETPark, County Durham, TS21 3FD, United Kingdom.
[2]. Knoll, G.F. “Radiation Detection and Measurement” (3rd ed.). Wiley
(1999). p365
[3]. Venkataraman, R. “Semiconductor detectors. Handbook of Radioactivity

Analysis”, Wiley (2020), pp. 409–491.
[4]. Akkurt, I., Gunoglu, K., & Arda, S. S.”Detection Efficiency of NaI(Tl)
Detector in 511–1332 keV Energy Range”. Science and Technology of
Nuclear Installations, 2014, pp. 1–5.
[5]. López, M., Hofer, H., & Kück, S. “Detection efficiency calibration of singlephoton silicon avalanche photodiodes traceable using double attenuator
technique”. Journal of Modern Optics, 62(20) (2015), pp. 1732–1738.
[6]. Zhu, C.-X & Chen, Y. & Guo, H.-P & Mou, Y.-F & An, L. & Wang, X.-H..
“The detecting efficiency of HPGe detector”. (2006) 26. pp. 191-194.
[7]. Baas, H. W., Bode, P., & Blaauw, M. “Ge detector efficiency calculations for
determination of three-dimensional radioactivity distributions”. Radiation
Physics and Chemistry, 61(3-6) (2011), pp.637–638.
[8]. Akkurt, İskender & Tekin, Huseyin Ozan & Mesbahi, Asghar. (2015).
“Calculation of Detection Efficiency for the Gamma Detector using
MCNPX”. Acta Physica Polonica A. vol.12 (2015) pp.128-135.
[9]. Azbouche, A., Belgaid, M., & Mazrou, H. “Monte Carlo calculations of the
HPGe detector efficiency for radioactivity measurement of large volume
environmental samples”. Journal of Environmental Radioactivity, 146 (2015),
pp. 119–124
[10]. Huy, N. Q., Binh, D. Q., & An, V. X.. “A study for improving detection
efficiency of an HPGe detector based gamma spectrometer using Monte
Carlo simulation and genetic algorithms”. Applied Radiation and Isotopes,
70(12) (2012), pp.2695–2702
[11]. Reuven Y. Rubinstein, Dirk P. Kroese “Simulation and the Monte Carlo
Method” (3rd ed). (2016) Wiley.
[12]. Los Alamos Scientific Laboratory. Group X-6“MCNP : a general Monte
Carlo code for neutron and photon transport.”, Los Alamos, N.M.:Dept. of
Energy, Los Alamos Scientific Laboratory (1979).
[13]. P. F. Rose, Compiler and Editor, “ENDF-201, ENDF/B-VI Summary
Documentation,” BNL-NCS-17541, Brookhaven National Laboratory
(October 1991).

[14]. S. C. Frankle, R. C. Reedy, and P. G. Young, “ACTI An MCNP Data Library
for Prompt Gamma-ray Spectroscopy,” 12th Biennial Radiation Protection
and Shielding Topical, Meeting, Santa Fe, NM, April 15-19, 2002.
[15]. R. J. Howerton, D. E. Cullen, R. C. Haight, M. H. MacGregor, S. T. Perkins,
and E. F. Plechaty, “The LLL Evaluated Nuclear Data Library (ENDL):
Evaluation Techniques, Reaction Index, and Descriptions of Individual
Reactions,” Lawrence Livermore National Laboratory report UCRL-50400,
Vol. 15, Part A (September 1975).
156

Đ. T. Hùng, P. H. Anh, C. V. Hiệp, “Tính toán mô phỏng detector … Monte Carlo.”


Nghiên cứu khoa học công nghệ

[16]. D. E. Cullen, M. H. Chen, J. H. Hubbell, S. T. Perkins, E. F. Plechaty, J. A.
Rathkopf, and J. H. Scofield, "Tables and Graphs of Photon Interaction Cross
Sections from 10 eV to 100 GeV Derived from the LLNL Evaluated Photon
Data Library (EPDL)," Lawrence Livermore National Laboratory report
UCRL-50400, Volume 6, Rev. 4, Part A: Z = 1 to 50 and Part B: Z = 51 to
100 (1989).
[17]. M. A. Gardner and R. J. Howerton, “ACTL: Evaluated Neutron Activation
Cross–Section Library-Evaluation Techniques and Reaction Index,”
Lawrence Livermore National Laboratory report UCRL-50400, Vol. 18
(October 1978).
[18]. ICRP Publication 103, The 2007 Recommendations of the International
Commission on Radiological Protection, International Commission on
Radiological Protection
[19]. G. Portal, W. G. Cross, G. Dietze, J. R. Harvey, R. B. Schwartz Report 47 Journal of the International Commission on Radiation Units and
Measurements, Volume os24, Issue 2, 15 April 1992, Page NP,

ABSTRACT
INVESTIGATING IN SIMULATING CdZnTe(CZT) DETECTOR
BY MONTE CARLO METHOD
In this paper, the simulating model and the results of the simulation
obtained from utilizing Monte Carlo method in the study of gamma spectra
simulation, efficiency, response matrix for semiconductor detector CdZnTe
(CZT)-1500cm3 equipped on UAV radiation reconnaissance flight is
presented. The simulation results were compared with the experimental
results for three radioactive sources 137Cs, 60Co and 152Eu. The comparison
shows that the gamma spectrum, the detector's absolute efficiency are well in
line with experimental results. The CdZnTe detector model in this study was
applied to evaluate the efficiency curve and calculate the ambient dose
equivalent based on the obtained gamma spectrum.
Keywords: Unmanned aerial vehicle; CdZnTe semiconductor detector; Monte Carlo method; Response
matrix; Ambient gamma dose rate.

Nhận bài ngày 20 tháng 3 năm 2020
Hoàn thiện ngày 21 tháng 8 năm 2020
Chấp nhận đăng ngày 28 tháng 8 năm 2020
Địa chỉ: 1Viện Hóa học Môi trường quân sự/Binh chủng Hóa học;
2
Viện Điện tử/Viện Khoa học và Công nghệ quân sự.
*Email:

Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, 9 - 2020

157