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

Bài viết 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.

Kỹ thuật điện tử TÍNH TỐN MƠ PHỎNG DETECTOR BÁN DẪN CdZnTe BẰNG PHƢƠNG PHÁP MONTE CARLO Đinh Tiến Hùng1*, Phan Huy Anh2, Cao Văn Hiệp1 Tóm tắt: Bài báo trình bày mơ hình, kết tính tốn mơ thu từ việc sử dụng phương pháp Monte Carlo nghiên cứu mơ phổ gamma, tính tốn hiệu suất ghi, ma trận phản hồi cho detector bán dẫn CdZnTe(CZT) kích thước 1500 mm3 trang bị thiết bị bay trinh sát phóng xạ UAV Kết tính tốn mơ so sánh với kết thực nghiệm nguồn đồng vị phóng xạ 137 Cs, 60Co, 133Ba 152Eu Các kết so sánh cho thấy phổ gamma, hiệu suất ghi tuyệt đối detector phù hợp tốt với kết đo thực nghiệm Mơ hình detector CdZnTe nghiên cứu áp dụng xây dựng đường cong hiệu suất tính tốn liều xạ sở phổ gamma thu Từ khóa: Thiết bị bay khơng người lái UAV; Đầu ghi bán dẫn CdZnTe; Phương pháp Monte Carlo; Ma trận phản hồi; Suất liều gamma môi trường MỞ ĐẦU Trong nhiều lĩnh vực khoa học hạt nhân ứng dụng, detector ghi xạ gamma sử dụng để đo phổ lượng gamma, phân tích nhận diện đồng vị, xác định hàm lượng đồng vị phóng xạ có mẫu, mơi trường Việc sử dụng detector bán dẫn siêu tinh khiết mang lại kết xác việc ghi nhận xạ gamma dải lượng rộng so với loại detector nhấp nháy truyền thống Tuy nhiên, nhược điểm hệ phổ kế sử dụng detector bán dẫn loại nhiệt độ làm việc thấp, đòi hỏi hệ thống làm lạnh ni tơ lỏng (-196℃) Trong hệ phổ kế địi hỏi xác cao, hoạt động điều kiện nhiệt độ phòng thời gian dài, detector bán dẫn CdZnTe (Cadmium-ZincTelluride) [1] ưu tiên sử dụng loại detector sở hữu ưu điểm vượt trội so với detector bán dẫn Silicon [2, 3] Germanium [2, 3] Tuy nhiên, giới hạn công nghệ chế tạo tinh thể, thể tích vùng nhạy detector CdZnTe dừng lại mức vừa nhỏ Trong trình khảo sát mẫu, đặc biệt mẫu môi trường, hoạt độ phóng xạ mẫu thấp (cỡ ppm) để số đếm đảm bảo mặt thống kê cần đo thời gian dài, lượng mẫu lớn Việc chuẩn hiệu suất với detector đo môi trường mối quan tâm hàng đầu Có nhiều phương pháp đưa để giải vấn đề này: i) xây dựng đường cong hiệu suất số liệu đo đạc thực nghiệm [4, 5]; ii) xây dựng cơng thức tính tốn hiệu suất phương pháp giải tích kết hợp tham số hình học detector mẫu [6, 7]; iii) sử dụng phương pháp mô [8-10] Quá trình xác định đường cong hiệu suất thực nghiệm thiết lập cơng thức giải tích tốn nhiều thời gian, đặc biệt detector tích vùng hoạt nhỏ Trong nghiên cứu này, hiệu suất ghi detector tính tốn thơng qua phương pháp mơ Monte Carlo phần mềm MCNP-5 dải lượng 0÷2000 keV Các kết mô với nguồn đồng vị 137Cs, 60Co, 133Ba 152Eu so sánh với thực nghiệm Mô hình detector CdZnTe áp dụng trình xây dựng hàm ma trận phản hồi với mục đích tính tốn liều xạ từ phổ gamma thu 148 Đ T Hùng, P H Anh, C V Hiệp, “Tính tốn mơ detector … Monte Carlo.” Nghiên cứu khoa học công nghệ ĐỐI TƢỢNG VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 2.1 Phƣơng pháp mô Monte Carlo phần mềm MCNP Phương pháp Monte Carlo [11, 12] phương pháp giải số cho tốn mà mơ tương tác vật thể với vật thể khác với môi trường dựa mối quan hệ vật thể với vật thể vật thể với môi trường đơn giản Phương pháp mơ hình hóa tự nhiên thơng qua mô trực tiếp lý thuyết động học cần thiết dựa theo yêu cầu hệ Phương pháp Monte Carlo giải mơ hình tương tác tập hợp số ngẫu nhiên hàm phân bố mật độ xác suất đặc trưng cho trình vật lý xảy môi trường Phần mềm MCNP [12] phần mềm dựa phương pháp Monte Carlo phát triển nhóm Monte Carlo sau nhóm Radiation Transport (Nhóm X-6) phịng Vật lý lý thuyết ứng dụng phịng Thí nghiệm quốc gia Los – Alamos (Mỹ) để mơ q trình vật lý hạt nhân notron, gamma, electron mang tính thống kê (các q trình phân rã hạt nhân, tương tác tia xạ với vật chất, thông lượng notron, ) MCNP sử dụng thư viện liệu 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), quy luật phân bố thống kê, gieo số ngẫu nhiên, ghi lại kiện hạt suốt trình kể từ phát từ nguồn đến hết thời gian sống Chương trình MCNP điều khiển trình cách gieo số theo quy luật thống kê cho trước mơ hình thực máy tính với số lần thử cần thiết thường lớn 2.2 Mơ hình hóa detector CdZnTe Mơ hình detector CdZnTe xây dựng phần mềm mơ MCNP-5 dựa kích thước cung cấp nhà sản xuất Thành phần vật liệu tinh thể bao gồm Cadmium, Zinc Telluaride với tỉ lệ nguyên tử 9:1:10 Các kích thước detector mơ tả hình Hình Mặt cắt detector CdZnTe 1500cm3(a) mơ hình 3D (b) Nguồn phóng xạ mơ sử dụng có dạng đĩa đường kính 15mm, vỏ ngồi bọc lớp vật liệu nhôm bề dày 1mm Vùng khơng gian bên ngồi detector giả thiết khơng khí điều kiện chuẩn có khối lượng riêng μa=1,2754.10-3 g.cm-3 Các nguồn phóng xạ sử dụng mơ phổ gamma gồm đồng vị 137Cs, 133 Ba, 60Co 152Eu Phổ gamma vùng thể tích nhạy detector thu cách sử dụng tally F8 với độ chia lượng 10keV/bin Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, - 2020 149 Kỹ thuật điện tử 2.3 Hiệu suất ghi, ma trận phản hồi phƣơng pháp tính tốn liều tƣơng đƣơng mơi trƣờng 2.3.1 Hiệu suất ghi Hiệu suất ghi detector xác định tỉ lệ phần trăm xạ ion hóa đập tới đầu dị ghi nhận Cơ chế ghi nhận đầu dò dựa theo tương tác xạ với đầu dò Các loại hiệu suất ghi detector bao gồm: hiệu suất tuyệt đối (absolute efficiency), hiệu suất nội (instrinsic efficiency), hiệu suất toàn phần (total efficiency), hiệu suất đỉnh lượng toàn phần (peak efficency) Trong nghiên cứu này, đường cong hiệu suất tính tốn dựa hiệu suất đỉnh lượng toàn phần Hiệu suất đỉnh lượng toàn phần lượng E xác định theo công thức (1): N (E) n(E)  p (E)   p (1) R(E) AI  (E)t Trong đó: n(E) tốc độ đếm đỉnh lượng E; R(E) số lượng tử mang lượng E phát từ nguồn; Np(E) số đếm đỉnh hấp thụ toàn phần; A hoạt độ nguồn; Iγ(E) xác suất lượng tử lượng E từ nguồn; t thời gian đo Trong q trình mơ phần mềm MCNP, hiệu suất ghi detector xác định theo công thức (2): N  p (E)  (2) N0 Trong đó: N số lượng tử tồn lượng đầu dò; N0 số lượng tử phát từ nguồn Để giảm sai số thống kê, toàn trình lấy mẫu lặp lặp lại cho số lượng đủ lớn lịch sử hạt (cỡ 107 lịch sử hạt) Sai số thống kê 𝛿𝜀/𝜀 (%) tính tốn hiệu suất phương pháp mơ Monte Carlo xác định biểu thức (3):  N (3)   N Trong đó: N số photon phát từ nguồn để lại toàn lượng (hay phần lượng) thể tích vùng hoạt đầu dị 2.3.2 Ma trận phản hồi phương pháp tính tốn liều tương đương mơi trường Liều tương đương môi trường (Ambient dose equivalent) – H*(d) điểm trường xạ định nghĩa Ủy ban Quốc tế Đo lường Đơn vị Bức xạ (International Commission on Radiation Units and Measurements – ICRU) tài liệu số 103 [18] Đối với tia gamma có lượng lớn 15 keV xem xét xạ có khả đâm xuyên cao, vậy, độ sâu 10 mm (suất liều tương ứng H*(10)) thường sử dụng để đánh giá tác động trường xạ quan thể Phương pháp chuyển phổ thành liều sử dụng ma trận phản hồi dựa vào mối quan hệ phổ gamma thu hệ phổ kế thông lượng xạ đến cửa sổ đầu dò: S  R. (4) 150 Đ T Hùng, P H Anh, C V Hiệp, “Tính tốn mơ detector … Monte Carlo.” Nghiên cứu khoa học công nghệ Trong đó: S, R  phổ gamma, ma trận phản hồi thông lượng xạ cửa sổ đầu dị Khai triển phương trình (4) dạng ma trận ta có: R1N 1 R1N   1   S1   R11 R12 R13      R2 N 1 R2 N   2   S   R21 R22  S3    R31 R32 R3 N 1 R3 N   3               S   N   RN RN RN RNN 1RNN   N  (5) Trong đó, N độ chia lượng phổ Thơng thường ma trận R tính thơng qua giải phương trình tuyến tính trường hợp N nhỏ Tuy nhiên, giới hạn nguồn phóng xạ đơn kích thước ma trận phản hồi, thành phần ma trận thường tính thơng qua phương pháp mơ Trong nghiên cứu kích thước ma trận phản hồi đặt 40x40 với dải lượng đo từ 0÷2000 keV (bước chia 50 keV) Chùm tia phân bố mặt giới hạn diện tích hình trịn bán kính 15cm (tương tự tính tốn với cầu ICRU) Do hạn chế mặt hiệu suất ghi, để giảm sai số thống kê q trình mơ phỏng, phân bố xác suất phát lượng tử gamma nguồn theo bán kính hiệu chỉnh theo phân bố (6): r  R. 1 (6) Trong đó: r bán kính vị trí phát chùm tia tính từ tâm đường tròn;  số ngẫu nhiên phân bố khoảng [0,1]; θ tham số quy định độ tập trung nguồn phát Hình Vị trí phát chùm tia phụ thuộc theo tham số θ số ngẫu nhiên  Để kết mô không bị sai lệch so với trường hợp nguồn phân bố đều, kết mô hiệu chỉnh trọng số phụ thuộc vào vị trí phát chùm tia: r1    R1 Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, - 2020 (7) 151 Kỹ thuật điện tử Giá trị suất liều tương đương mơi trường tính thông qua thông lượng xạ theo công thức: H *(10)  F. (8) Trong đó, F hệ số chuyển đổi thông lượng xạ thành liều Các hệ số F tính tốn lại phương pháp mô cầu ICRU thực tế KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 3.1 Kết mô với nguồn đồng vị Để đảm bảo sai số thống kê kết mô phỏng, số lịch sử hạt sử dụng nghiên cứu ≥108, sai số xác định diện tích đỉnh hấp thụ tồn phần ≤1% Để phổ gamma thu từ phần mềm mô phù hợp với kết thực nghiệm, hàm hiệu chỉnh tính đến nở rộng Gauss (Gassian broadening) đỉnh lượng hấp thụ tồn phần áp dụng Theo đó, độ phân giải lượng đỉnh lượng E hiệu chỉnh theo biểu thức: (9) FWHM  a  b E  cE Trong đó, hệ số hiệu chỉnh a,b,c xác định thông qua thực nghiệm Phổ lượng trước sau hiệu chỉnh nở rộng Gauss cho đỉnh lượng hấp thụ toàn phần trình bày hình Hình Phổ lượng trước sau hiệu chỉnh hiệu ứng nở rộng Gauss (Đồng vị sử dụng 60Co) Các phổ gamma mô đo đạc thực nghiệm với nguồn đồng vị 137Cs, 60Co 152Eu trình bày hình Từ hình thấy rằng, đỉnh lượng hấp thụ toàn phần cho kết hoàn toàn phù hợp với kết thực nghiệm Tuy nhiên, phông tán xạ lượng thấp đỉnh tán xạ ngược phổ thực nghiệm cao so với phổ mơ Điều giải thích thơng qua đóng góp xạ tán xạ vật liệu xung quanh detector vật liệu môi trường 3.2 Hiệu suất ghi detector Nhằm đơn giản hóa mơ hình giảm thời gian tính tốn, vật liệu môi trường bao quanh detector giả thiết không khí, đó, đóng góp vào phơng tán xạ không đáng kể Nền phông không ảnh hưởng đến giá trị hiệu suất ghi 152 Đ T Hùng, P H Anh, C V Hiệp, “Tính tốn mơ detector … Monte Carlo.” Nghiên cứu khoa học công nghệ thông qua mô phỏng, nhiên, phông làm tăng sai số xác định diện tích đỉnh lượng hấp thụ tồn phần Hình Phổ gamma mơ phổ gamma thực nghiệm với đồng vị 137 Cs (a), 152Eu(b), 60Co(c) 133Ba(d) Trong nghiên cứu này, khoảng cách từ nguồn tới cửa sổ detector thực nghiệm cấu hình mơ 10cm Thời gian đo phổ đảm bảo sai số xác định diện tích đỉnh lượng hấp thụ toàn phần ≤ 2% theo phân bố Poisson Hiệu suất ghi detector tính tốn cấu hình mơ đo đạc thực nghiệm trình bày hình Hình Hiệu suất ghi detector đo đạc thực nghiệm mô Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, - 2020 153 Kỹ thuật điện tử Các kết mô cho giá trị hiệu suất ghi cao so với thực nghiệm vùng lượng 60÷600 keV Điều giải thích thông qua phông tán xạ lượng thấp, phông tự nhiên sai số hoạt độ nguồn Tuy nhiên, yếu tố nêu ảnh hưởng không nhiều tới kết đo, sai số tương đối số liệu mô thực nghiệm < 5% Do tinh thể CdZnTe có bề dày 7,5 mm, detector có hiệu suất ghi cao vùng 300÷500 keV lượng tử có xác suất để lại tồn lượng vùng hoạt lớn Kết mơ mở rộng, tính tốn hiệu suất cho đỉnh lượng trung gian mà không cần sử dụng nguồn đồng vị chuẩn 3.3 Ma trận phản hồi detector CdZnTe 1500 mm tính tốn suất liều tương đương Liều tương đương môi trường H*(10) tính tốn mơ MCNP cầu ICRU với kích thước thành phần vật liệu mơ tả tài liệu [18] Chùm tia đơn phân bố bề mặt hình đĩa đường kính 30cm Số lịch sử hạt đạt mặc định 108 lượng tử Số lượng lịch sử hạt lớn đảm bảo sai số thống kê xác định suất liều chuẩn, đặc biệt vùng lượng cao – xác suất lượng tử gamma để lại phần lượng bên cầu lớn Các hệ số chuyển đổi thông lượng xạ thành liều tương đương môi trường tính tốn lại dựa mơ hình mơ cầu ICRU Các kết so sánh với hệ số công bố tài liệu báo cáo ICRU số 47 Từ kết đưa hình 4, hệ số chuyển đổi thơng lượng xạ gamma sang liều tương đương môi trường cho kết phù hợp với báo cáo ICRU-47 khoảng lượng 0÷2000 keV Bộ hệ số chuẩn sử dụng để tính tốn liều tương đương mơi trường từ phổ gamma sau giải chập Hình Hệ số chuyển đổi thông lượng xạ sang liều tương đương môi trường báo cáo ICRU-47[19] nghiên cứu Các thành phần ma trận phản hồi Ri,j thu phân tích phổ đơn rời rạc detector dải lượng 0÷2000 keV Kích thước ma trận phản hồi với độ chia lượng phổ Với độ chia 50 keV/bin lượng, ta có ma trận phản hồi kích thước 40x40 Các thành phần ma trận trình bày hình 154 Đ T Hùng, P H Anh, C V Hiệp, “Tính tốn mơ detector … Monte Carlo.” Nghiên cứu khoa học cơng nghệ Hình Giá trị phần tử ma trận Ri,j khoảng lượng 0÷2000 keV KẾT LUẬN Nghiên cứu xây dựng thành công mơ hình detector bán dẫn CdZnTe 1500mm3 phần mềm mô MCNP Các kết mô phổ gamma với nguồn đồng vị 60Co, 137Cs, 133Ba 152Eu, hiệu suất ghi dải lượng 0÷1500 keV cho kết phù hợp với giá trị đo đạc thực nghiệm Kết thực nghiệm cho thấy, sai số tương đối số liệu thực nghiệm mô không vượt 5% Điều cho thấy phù hợp mơ hình mơ việc đánh giá hiệu suất đỉnh hấp thụ quang điện Kết rằng, hiệu suất ghi detector CdZnTe nghiên cứu đạt tốt vùng lượng gamma trung bình từ 300 ÷ 600 keV, với hiệu suất ghi cao đạt 0,435% lượng 344 keV nguồn đồng vị 152Eu Mặt khác, phương pháp xây dựng ma trận phản hồi cho detector CdZnTe 1500 mm3 với mục đích tính tốn liều tương đương môi trường từ phổ gamma ghi nhận detector Dựa việc xây dựng hiệu suất ghi ma trận phản hồi kết nghiên cứu phát triển phần mềm tự động tính tốn suất liều riêng đồng vị gamma môi trường Việc tích hợp phần mềm thực thời gian tới ứng dụng cho UAV trinh sát xạ khơng Trong đó, tốn đánh dấu hoạt độ phóng xạ đồ thực địa triển khai nhằm xác định xác tốn lan truyền, rơi lắng phóng xạ cố xạ hạt nhân Phương pháp nghiên cứu tính tốn liều xạ sở phổ gamma thực nghiệm áp dụng detector NaI(Tl), LaBr3:Ce, CsI(Tl) nhằm phục vụ mục đích nghiên cứu liều lượng học, ứng dụng y tế sản xuất thiết bị quan trắc cảnh báo phóng xạ mơi trường Kết thu từ hệ số chuyển đổi thông lượng sang liều xạ ma trận phản hồi với việc ghi nhận phổ gamma đồng vị liên tục từ detector CdZnTe tạo nên thiết bị quan trắc phóng xạ mơi trường trực tuyến (online) tin cậy Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, - 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 tốn mơ 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 = 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 ngày 20 tháng năm 2020 Hoàn thiện ngày 21 tháng năm 2020 Chấp nhận đăng ngày 28 tháng năm 2020 Địa chỉ: 1Viện Hóa học Mơi trường qn sự/Binh chủng Hóa học; Viện Điện tử/Viện Khoa học Công nghệ quân *Email: dinhtienhungnbc@gmail.com Tạp chí Nghiên cứu KH&CN quân sự, Số Đặc san Viện Điện tử, - 2020 157 ... TƢỢNG VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 2.1 Phƣơng pháp mô Monte Carlo phần mềm MCNP Phương pháp Monte Carlo [11, 12] phương pháp giải số cho toán mà mô tương tác vật thể với vật thể khác với môi trường dựa... với vật thể vật thể với môi trường đơn giản Phương pháp mơ hình hóa tự nhiên thơng qua mô trực tiếp lý thuyết động học cần thiết dựa theo yêu cầu hệ Phương pháp Monte Carlo giải mơ hình tương... Hiệp, ? ?Tính tốn mô detector … Monte Carlo. ” Nghiên cứu khoa học công nghệ thông qua mô phỏng, nhiên, phông làm tăng sai số xác định diện tích đỉnh lượng hấp thụ tồn phần Hình Phổ gamma mô phổ