LỜI CẢM ƠN
Trong quá trình học tập và thực hiện khóa luận tôi luôn nhận được sự giúp đỡ to
lớn từ gia đình, thầy cô, các anh chị và bạn bè.
Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến cô Trương Thị Hồng Loan, cô đã luôn bên
cạnh tận tình chỉ dạy kiến thức, truyền đạt những kinh nghiệm quý báu và cung cấp tài
liệu giúp tôi hoàn thành khóa luận.
Tôi xin gửi lời cảm ơn chân thành nhất đến anh Đặng Nguyên Phương, anh
Vũ Ngọc Ba, chị Trần Ái Khanh, các anh chị đã giúp tôi rất nhiều trong quá trình viết
chương trình mô phỏng MCNP và chạy chương trình.
Tôi xin gửi lời cảm ơn các anh chị Phòng thí nghiệm kỹ thuật hạt nhân –
Trường đại học Khoa học tự nhiên, đặc biệt là anh Huỳnh Đình Chương, chị Trần
Kim Tuyết đã giúp đỡ tôi trong giai đoạn đầu của khóa luận.
Tôi xin gửi lời cảm ơn đến cô Lưu Đặng Hoàng Oanh và cô
Nguyễn Hoàng Anh vì đã đọc và đưa ra những góp ý quan trọng cho cuốn khóa luận
này.
Và sau cùng tôi xin gửi lời cảm ơn đến gia đình, các thầy cô, các anh chị trong bộ
môn Vật lý hạt nhân và các bạn lớp 10VLHN đã giúp đỡ, động viên tôi hoàn thành
khóa luận.
Tp. Hồ Chí Minh, mùa mưa, năm 2014
Sinh Viên

Lại Viết Hải
i


MỤC LỤC
LỜI CẢM ƠN
MỤC LỤC i
DANH MỤC CÁC KÍ HIỆU VÀ CÁC CHỮ VIẾT TẮT iv
DANH MỤC CÁC BẢNG vi
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ. viii

MỞ ĐẦU… 1
CHƯƠNG 1. PHNG X MÔI TRƯỜNG 3
1.1. Hiện tượng phân rã phng xạ 3
1.1.1. Định ngha 3
1.1.2. Quy luật phân rã hạt nhân. 3
1.2. Phân bố phóng xạ trong tự nhiên 4
1.3. Tác dụng của tia bức xạ với sức khỏe con người 5
CHƯƠNG 2. CƠ SỞ LÝ THUYẾT CỦA PHÉP TÍNH LIỀU 8
2.1. Hệ số suy giảm tuyến tính và suy giảm khối 8
2.2. Quãng đường tự do trung bình 9
2.3. Liều hấp thụ và suất liều hấp thụ. 9
2.3.1. Liều hấp thụ. 9
2.3.2. Suất liều hấp thụ 10
2.4. Liều chiếu và suất liều chiếu. 11
2.4.1. Liều chiếu. 11
2.4.2. Suất liều chiếu. 11
2.5. Liều tương đương và suất liều tương đương 11
ii


2.5.1. Liều tương đương 11
2.5.2. Suất liều tương đương. 12
2.6. Liều hiệu dụng 13
CHƯƠNG 3. GIỚI THIỆU VỀ CHƯƠNG TRÌNH MCNP VÀ PHANTOM
MIRD-5 14
3.1. Chương trình MCNP 14
3.1.1. Phương pháp Monte Carlo. 14
3.1.2. Chương trình MCNP. 14
3.1.3. Ước lượng sai số trong MCNP. 17
3.2. Phantom MIRD-5. 20

3.2.1. Cấu tạo 20
3.2.2. Mô tả cơ thể của phantom. 21
CHƯƠNG 4. KẾT QUẢ MÔ PHỎNG VÀ THẢO LUẬN 27
4.1. Hình học và thành phần của nguồn 27
4.1.1. Hình học của vùng nguồn 27
4.1.2. Thành phần của vùng nguồn 28
4.2. Hệ số chuyển đổi liều tương đương trong cơ quan hoặc mô và hệ số liều
hiệu dụng của các chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K. 29
4.2.1. Mô phỏng hệ số chuyển đổi liều tương đương trong cơ quan hoặc mô
của chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K 29
4.2.2. Nội suy hệ số chuyển đổi liều tương đương trong cơ quan hoặc mô
của các chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K từ hệ số liều của 12 nguồn đơn

năng trong FGR-12 bằng đa thức nội suy Lagrange bậc 3. 30
4.3. Tính suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô và suất liều hiệu dụng
của các chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K ở Đắk Lắk. 31
iii


4.4. Kết quả và thảo luận 31
4.4.1. Tính toán hệ số chuyển đổi liều tương đương trong cơ quan
hoặc mô của các chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K bằng phương pháp mô phỏng
và phương pháp nội suy 31
4.4.2. Kết quả tính suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô và liều
hiệu dụng trung bình hằng năm của các chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K

trong các mẫu đất ở Đắk Lắk. 35
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 42
TÀI LIỆU THAM KHẢO. 44
PHỤ LỤC 46

iv


DANH MỤC KÍ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT
Kí hiệu
Ý nghĩa
W
r

Trọng số bức xạ
W
T
Trọng số mô



Trị trung bình
R
Sai số tương đối
N
Số lịch sử
n
Neutron
p
Photon

e
Electron
j
Chỉ số cell

Nồng độ của chất phóng xạ trong đất
m
Số vật chất trong cell
H
T

Liều tương đương trong mô hoặc cơ quan T
D
Liều hấp thụ
D
T,r

Liều hấp thụ trung bình của bức xạ R trong mô hoặc cơ quan T
µ
Hệ số suy giảm tuyến tính
µ
m

Hệ số suy giảm khối
λ
 Hằng số phân rã (chương 1)
 Quãng chạy tự do trung bình (từ chương 2 trở về sau)
E
TB


Năng lượng trung bình của chuỗi đồng vị phóng xạ




v


Chữ viết tắt
Tiếng Anh
Tiếng Việt
FGR-12
Federal Guidance Report No.12
Bảng báo cáo số 12 của Cơ quan
năng lương nguyên tử Anh
ICRP
International Commission on
Radiological Protection
Ủy ban quốc tế về bảo vệ bức xạ
MIRD-5
Medical Internal Radiation
Dose Committee Pamphle No.5
Tên một loại phantom lưỡng tính,
dùng để đánh giá suất liều trong y
học
MCNP
Monte Carlo N-Particle
Chương trình mô phỏng vận
chuyển hạt loại N


vi


DANH MỤC CÁC BẢNG
Bảng 2.1. Hệ số suy giảm khối µ/ρ [cm
2
/g] của được xác định trong không
khí và đất. 9
Bảng 2.2. Hệ số trọng số phóng xạ của một vài loại bức xạ 12
Bảng 2.3. Các trọng số mô đặc trưng cho các mô trong cơ thể W
T

(ICRP-1990). 13
Bảng 3.1. Các loại tally tính toán. 17
Bảng 3.2. Ý ngha sai số tương đối R trong MCNP 19
Bảng 3.3. Thành phần cơ bản trong các mô trong phantom trẻ em 24
Bảng 3.4. Thành phần trong các mô của các phantom trừ phantom trẻ em. 25
Bảng 3.5. Các thành phần vật chất trong xương ở trẻ sơ sinh và người trưởng
thành 26
Bảng 4.1. Bán kính cực tiểu của vùng không khí và độ dày lớp đất cực tiểu
của 12 mức năng lượng từ 0,01 MeV đến 5 MeV. 28
Bảng 4.2. Thành phần không khí và đất 28
Bảng 4.3. Nồng độ phóng xạ trong các mẫu đất ở Đắk Lắk. 31
Bảng 4.4. Hệ số chuyển đổi liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu
xạ từ chuỗi
232
Th. 33
Bảng 4.5. Hệ số chuyển đổi liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu
xạ từ chuỗi
238

U 34
Bảng 4.6. Hệ số chuyển đổi liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu
xạ từ đồng vị
40
K. 35
vii


Bảng 4.7. Suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu xạ từ các
chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K trong mẫu đất BB ở Đắk Lắk. 36
Bảng 4.8. Suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu xạ từ các
chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K trong mẫu đất BEB ở Đắk Lắk. 37
Bảng 4.9. Suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu xạ từ các
chuỗi
232
Th,
238
U và

40
K trong mẫu đất BR ở Đắk Lắk. 38
Bảng 4.10. Suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu xạ từ các
chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K trong mẫu đất CP ở Đắk Lắk 39
Bảng 4.11. Suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu xạ từ các
chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K trong mẫu đất T1 ở Đắk Lắk. 40
Bảng 4.12. Liều hiệu dụng trung bình hằng năm chiếu xạ từ các chuỗi

232
Th,
238
U và
40
K trong các mẫu đất ở Đắk Lắk. 41
viii


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

Hình 3.1. Hệ trục tọa độ của phantom 22
Hình 3.2. Các cơ quan bên trong của phantom người trưởng thành 23
Hình 4.1. Mô hình tính toán liều 27
1


MỞ ĐẦU
Con người chúng ta sống trong một môi trường mà phông phóng xạ hiện diện
khắp nơi. Hơn 60 đồng vị phóng xạ được tìm thấy trong tự nhiên có nguồn gốc trong ba
loại chính sau đây:
 Nguyên thủy – từ khi Trái đất được hình thành nên.
 Nguồn gốc vũ trụ - được hình thành nên từ kết quả tương tác giữa các tia vũ
trụ với bầu khí quyển Trái đất.
 Nhân tạo – do con người tạo ra (chiếm một lượng rất ít so với tự nhiên).
Các đồng vị phóng xạ được tìm thấy trong đất, nước và không khí, thậm chí chúng
được tìm thấy trong cơ thể của chúng ta. Mỗi ngày chúng ta ăn, uống và hít các đồng vị
phóng xạ từ thực phẩm, nước uống và không khí. Phóng xạ có ở mọi nơi, trong đất, đá,
trong các sông ngòi và đại dương, trong vật liệu xây dựng và nhà cửa. Không c nơi nào
mà không tìm thấy phóng xạ. Chính vì lý do đ, nên việc xác định liều lượng bức xạ mà
cơ thể con người hấp thụ là một điều quan trọng. Đây cũng là mục đích của khóa luận
này.
Việc nghiên cứu tính liều cơ quan trong cơ thể người (liều hiệu dụng, liều tương
đương…) đối với sự chiếu xạ ngoài của bức xạ gamma từ những môi trường đất, nước
và không khí đã được nhiều nhà khoa học nghiên cứu và tính toán. Điển hình như năm
1974, Poston và Syner [11] đã thực hiện nghiên cứu trong môi trường không khí bán vô
hạn bị nhiễm xạ; năm 1981, D.C.Kocher [10] nghiên cứu trong vùng nước và đất bán vô
hạn bị nhiễm xạ; năm 1993, Keith F.Eckerman và Jeffrey C.Ryman [7] đã kết hợp tung
độ gian đoạn và phương pháp Monte Carlo để giải phương trình vận chuyển photon cho
nguồn photon được phân bố trong môi trường; năm 1995, K,Saito và P.Jacob [12] tính
liều cơ quan từ nguồn tự nhiên được phân bố đồng đều sử dụng phương pháp Monte

Carlo. Có thể nói, việc khảo sát liều cơ quan từ cơ thể người được thực hiện bởi nhiều
2


tác giả đưa ra nhiều kết luận khác nhau nhưng ý ngha chung của công việc là tìm một
giải pháp an toàn bức xạ tối ưu.
Trong khóa luận này tác giả sẽ tính hệ số chuyển đổi liều tương đương của các cơ
quan hoặc mô đối với phantom người trưởng thành (21 tuổi) từ nguồn
232
Th,
238
U và
40
K
trong đất (chỉ tính với bức xạ gamma) và so sánh với kết quả nội suy từ FGR-12 [7], tính
suất liều tương đương của các cơ quan và suất liều hiệu dụng đối với các mẫu đất ở Đắk
Lắk.
Việc tính toán các hệ số chuyển đổi liều là cần thiết trong việc tính liều chiếu
ngoài từ môi trường, vì trong thực tế, có những khu vực khác nhau sẽ có nồng độ phóng
xạ môi trường khác nhau.
Nội dung của khóa luận gồm bốn chương:
 Chương 1: Phóng xạ môi trường.
 Chương 2: Cơ sở lý thuyết của phép tính liều.
 Chương 3: Giới thiệu về chương trình MCNP và phantom MIRD-5.
 Chương 4: Kết quả mô phỏng và thảo luận.
Kết luận và kiến nghị.
3


CHƯƠNG 1

PHNG X MÔI TRƯỜNG
1.1. Hiện tưng phân r phng xạ
1.1.1. Định nghĩa
Phng xạ là sự biến đổi ngẫu nhiên bên trong hạt nhân của nguyên tử dẫn đến sự
thay đổi về trạng thái hay số bậc nguyên tử và phát ra các tia gọi là tia phng xạ. Các tia
phng xạ c thể là chùm hạt mang điện tích dương như tia alpha (α) tia proton (p); mang
điện tích âm như tia beta trừ (β
-
) (tia electron); không mang điện như tia gamma (γ), tia
neutron (n). Tính phng xạ phụ thuộc vào hai yếu tố, thứ nhất là tính không bền vững
của hạt nhân do số neutron (N) quá cao hoặc quá thấp so với số proton và thứ hai là quan
hệ khối lượng giữa hạt nhân m (hạt nhân trước khi phân rã), hạt nhân con (hạt nhân sau
khi phân rã) và hạt nhân phát ra. Tính phng xạ không phụ thuộc vào tính chất ha học
cũng như tính chất vật lý của đồng vị phng xạ do đ không c cách nào thay đổi được
quá trình này [3].
1.1.2. Quy luật phân r hạt nhân
Giả sử c một hạt nhân không bền tự phân rã với tốc độ phân rã là λ (hằng số
phân rã) và tại thời điểm t ta c số hạt nhân là N(t) sau một khoảng thời gian dt số hạt
nhân còn lại là N(t) - dN(t), - dN(t) gọi là độ giảm hạt nhân, n tỉ lệ với N(t) và dt:
λN(t)dtdN(t) 
(1.1)
Từ phương trình trên c thể xác định được số hạt nhân còn lại tại thời điểm t bằng
cách lấy tích phân:
λt
0
eNN(t)


(1.2)
4



Với N
0
là số hạt nhân chưa bị phân rã tại thời điểm t = 0. Đây được gọi là quy luật
phân rã hạt nhân. Từ định ngha của λ ta c thể tính được thời gian sống trung bình hay
còn gọi là chu kì phân rã và thời gian bán rã của hạt nhân m là
λ
1
τ 
và
λ
ln2
T
1/2

.
Hoạt độ phng xạ (hay độ phng xạ): được định ngha là số hạt nhân phân rã trong
một đơn vị thời gian, đơn vị đo hoạt độ phng xạ trong hệ SI là Becquerel, kí hiệu là Bq,
ngoài ra đơn vị cũng thường được dùng là Curie kí hiệu là Ci, 1Ci = 3,7.10
10
Bq [3].
Nồng độ phng xạ: là hoạt độ phng xạ tính cho một đơn vị thể tích (lít) hay khối
lượng (kg) của nguồn phng xạ đ. Đơn vị đo là Bq/lít , Bq/kg [3].
1.2. Phân bố phóng xạ trong tự nhiên

Sau sự kiện Big Bang là quá trình hình thành mặt trời và hệ thống các hành tinh.
Trong đám tro bụi đ một lượng lớn các chất phóng xạ có mặt trên Trái Đất. Theo thời
gian, đa số các nguyên tố phóng xạ này phân rã và trở thành những nguyên tố bền vững
là thành phần vật liệu chính của các hành tinh trong đ c Trái đất của chúng ta hiện nay.

Tuy nhiên, trong vỏ Trái Đất vẫn còn những nguyên tố phóng xạ Uranium, Thorium, con
cháu của chúng và một số các nguyên tố khác. Chuỗi các nguyên tố này tạo thành những
họ phóng xạ tự nhiên, đ là họ Uranium, họ Thorium và họ Actinium. Tất cả các thành
viên của các họ phóng xạ này trừ nguyên tố cuối cùng đều có tính phóng xạ. Uranium
gồm các đồng vị:
238
U chiếm 99,3% Uranium thiên nhiên, khoảng 0,7% là
235
U và
khoảng 0,005% là
234
U.
238
U và
234
U là các đồng vị phóng xạ thuộc họ Uranium, còn
235
U là đồng vị phóng xạ thuộc họ Actinium. Các họ phóng xạ tự nhiên c các đặc điểm
[6]:
 Đồng vị đầu tiên còn tồn tại của họ có chu kỳ bán rã lớn.
 Các họ này đều có một đồng vị tồn tại dưới dạng khí, các chất khí phóng xạ
này là các đồng vị của radon.
 Sản phẩm cuối cùng trong các họ phóng xạ là chì.
5


Nguyên tố phóng xạ có ở khắp mọi nơi trên Trái Đất, trong đất, trong nước và
trong không khí. Theo nguồn gốc, các nguyên tố phóng xạ có thể được chia thành ba
loại: loại được hình thành từ trước khi trái đất hình thành; loại được tạo thành do tương
tác của tia vũ trụ với vật chất; loại được tạo thành do hoạt động của con người. Các hạt

nhân phóng xạ được tạo thành và tồn tại một cách tự nhiên trong đất, nước và trong
không khí, thậm chí trong chính cơ thể chúng ta. Các đồng vị phóng xạ tự nhiên chủ yếu
thuộc 3 chuỗi phóng xạ, đ là chuỗi
232
Th, chuỗi
238
U và chuỗi
235
U. Trong tự nhiên,
ngoài ba dãy phóng xạ trên còn một số các nguyên tố phóng xạ tự nhiên khác không tạo
thành dãy phóng xạ như
40
K. Ngoài ra còn c các đồng vị
14
C,
3
H,
137
Cs Đây là loại
đồng vị được hình thành do sự tương tác giữa tia vũ trụ với những nguyên tố trong khí
quyển [6].
1.3. Tác dụng của tia bức xạ với sức khỏe con người
Tác dụng sinh học của bức xạ hạt nhân có nhiều hình thức khác nhau, đối với sức
khỏe con người thì quan trọng nhất là các dạng có thể xuyên qua cơ thể và gây ra hiệu
ứng ion hoá. Nếu bức xạ ion hoá thấm vào các mô sống, các ion được tạo ra đôi khi ảnh
hưởng đến quá trình sinh học bình thường. Tiếp xúc với bất kỳ loại nào trong số các loại
bức xạ ion hoá, bức xạ alpha, beta, các tia gamma, tia X và neutron, đều có thể ảnh hưởng
tới sức khoẻ [6].
Bức xạ alpha: hạt alpha do những đồng vị phóng xạ nhất định phát ra khi chúng
phân huỷ thành một nguyên tố bền. Hạt alpha gồm hai proton, hai neutron và mang điện

dương. Trong không gian, bức xạ alpha không có khả năng truyền xa và dễ dàng bị cản
lại toàn bộ chỉ bởi một tờ giấy hoặc lớp màng ngoài của da. Tuy nhiên, nếu một chất
phát tia alpha được đưa vào trong cơ thể, nó sẽ phát ra năng lượng tới các tế bào xung
quanh và dễ gây ra nguy hiểm do phá vỡ các liên kết [6].
Bức xạ β
͞
: bao gồm các electron nhỏ hơn rất nhiều so với các hạt alpha và nó có
thể thấm sâu hơn. Bức xạ beta có thể bị cản lại bởi tấm kim loại, kính, hay lớp quần áo
6


bình thường. tia β
͞
cũng c thể xuyên qua được lớp ngoài của da và khi đ sẽ làm tổn
thương lớp da bảo vệ [6].
Bức xạ gamma: bức xạ gamma là năng lượng sng điện từ có khả năng đi được
khoảng cách lớn trong không khí và c độ xuyên mạnh. Khi tia gamma bắt đầu đi vào
vật chất, cường độ của tia cũng bắt đầu giảm [6].
Bức xạ tia X: bức xạ tia X tương tự như bức xạ gamma, nhưng bức xạ gamma
được phát ra bởi hạt nhân nguyên tử, còn tia X do con người tạo ra trong một ống tia X
mà bản thân tia X không có tính phóng xạ [6].
Bức xạ neutron: bức xạ neutron được tạo ra trong các lò phản ứng hạt nhân, bản
thân nó không phải là bức xạ ion hoá, nhưng nếu va chạm với các hạt nhân khác tia
neutron có thể kích hoạt các hạt nhân gây ra tia gamma hay các hạt điện tích thứ cấp gián
tiếp gây ra bức xạ ion hoá [6].
Các bức xạ ion hóa góp phần vào việc ion hóa các phần tử trong cơ thể sống, tùy
theo liều lượng nhận được và loại bức xạ, hiệu ứng của chúng có thể gây hại ít nhiều cho
cơ thể. C hai cơ chế tác động bức xạ lên cơ thể con người [6]:
Cơ chế trực tiếp: bức xạ trực tiếp gây ion hóa các phân tử trong tế bào làm đứt
gãy liên kết trong các gen, các nhiễm sắc thể, làm sai lệch cấu trúc và tổn thương đến

chức năng của tế bào.
Cơ chế gián tiếp: khi phân tử nước trong cơ thể bị ion hóa sẽ tạo ra các gốc tự
do, các gốc này có hoạt tính hóa học mạnh sẽ hủy hoại các thành phần hữu cơ trong tế
bào, như các enzyme, protein, lipid trong tế bào và phân tử ADN, làm tê liệt các chức
năng của các tế bào lành khác. Khi số tế bào bị hại, bị chết vượt quá khả năng phục hồi
của mô hay cơ quan thì chức năng của mô hay cơ quan sẽ bị rối loạn hoặc tê liệt, gây
ảnh hưởng đến sức khỏe.
Hiệu ứng tức thời: khi cơ thể nhận được một sự chiếu xạ mạnh bởi các bức xạ
ion hóa, trong một thời gian ngắn sẽ gây ra hiệu ứng tức thời lên cơ thể sống. Làm ảnh
hưởng trực tiếp đến hệ mạch máu, hệ tiêu hóa, hệ thần kinh trung ương. Các ảnh hưởng
7


trên đều có chung một số triệu chứng như: buồn nôn, ói mửa, mệt mỏi, sốt, thay đổi về
máu và những thay đổi khác. Đối với da, liều cao của tia X gây ra ban đỏ, rụng tóc, bỏng,
hoại tử, loét, đối với tuyến sinh dục gây vô sinh tạm thời.
Hiệu ứng lâu dài: chiếu xạ bằng các bức xạ ion hóa với liều lượng cao hay thấp
đều có thể gây nên các hiệu ứng lâu dài dưới dạng các bệnh ung thư, bệnh máu trắng,
ung thư xương, ung thư phổi, đục thủy tinh thể, giảm thọ, rối loạn di truyền Bức xạ từ
tia α khi đi vào cơ thể mô sống, chúng sẽ bị hãm lại một cách nhanh chóng và truyền
năng lượng của chúng ngay tại chỗ. Vì vậy với cùng một liều lượng như nhau, nhưng tia
α nguy hiểm hơn so với các tia β, γ là các bức xạ đi sâu vào sâu bên trong cơ thể và
truyền từng phần năng lượng trên đường đi.
8


CHƯƠNG 2
CƠ SỞ LÝ THUYẾT CỦA PHÉP TÍNH LIỀU
2.1. Hệ số suy giảm tuyến tính và suy giảm khối
Khi đi vào môi trường vật chất photon có thể tương tác với nguyên tử theo nhiều

cách khác nhau. Có ba tương tác chính là hiệu ứng quang điện, tán xạ Compton và sự
tạo cặp. Các tương tác này làm photon bị mất một phần hoặc toàn bộ năng lượng và làm
cho chùm photon bị suy giảm. Xét một chùm tia hp đơn năng với cường độ ban đầu 

,
sự thay đổi cường độ khi đi qua một lớp vật liệu mỏng dx bằng [5]:
μIdxdI 
(2.1)
Trong đ µ là hệ số hấp thụ tuyến tính, c đơn vị thường tính theo cm
-1
. Từ công
thức (2.1) lấy tích phân ta có thể tính được I:
  



(2.2)
Hệ số µ là tổng của các hệ số riêng phần của ba loại tương tác trên. Độ lớn của µ
phụ thuộc vào [5]:
 Năng lượng của chùm photon.
 Khối lượng riêng ρ của môi trường.
 Số hiệu nguyên tử Z của các nguyên tố trong môi trường.
Về ý ngha vật lý, µ cho biết xác suất để photon tham gia tương tác với môi trường
khi đi một quãng đường 1 cm. Hệ số suy giảm tuyến tính càng lớn thì chùm photon suy
giảm càng nhanh. Trong nhiều trường hợp người ta thường sử dụng hệ số suy giảm khối
µ
m
.
ρ
μ

μ
m

(cm
2
/g) (2.3)
Trong đ, ρ (g/cm
3
) là khối lượng riêng của vật chất.
Nếu gọi m
ρ
(g/cm
2
) là khối lượng bề mặt thì ta có:
9


ρm
-μ
0
eII
m

(2.4)
2.2. Quãng đường tự do trung bình

Quãng đường tự do trung bình λ của photon là quãng đường mà photon đi được
trong vật chất trước khi xảy ra tương tác và được tính bằng công thức [5]:
μ
1

λ 
(cm) (2.5)
Bảng 2.1 trình bày hệ số suy giảm khối µ/ρ (cm
2
/g) và quãng chạy tự do trung
bình của photon trong không khí và đất theo các mức năng lượng khác nhau.
Bảng 2.1. Hệ số suy giảm khối µ/ρ (cm
2
/g) và quãng chạy tự do trung bình của photon
trong không khí và đất [8].
Năng lượng
(MeV)
Không khí
Đất
μ/ρ (cm
2
/g)
 (cm)
μ/ρ (cm
2
/g)
 (cm)
0,010
4,7480
1,7500
20,3000
0,0302
0,015
1,4320
5,8000

6,1610
0,0999
0,020
0,6754
12,3000
2,5860
0,2380
0,030
0,3104
26,7000
0,8815
0,6980
0,050
0,1935
42,9000
0,3119
1,9700
0,070
0,1721
49,0000
0,2393
2,8300
0,100
0,1507
55,1000
0,1667
3,6900
0,200
0,1225
67,7000

0,1263
4,8700
0,500
0,0869
95,5000
0,0887
6,9400
1,000
0,0635
131,0000
0,0647
9,5100
2,000
0,0444
187,0000
0,0454
13,6000
5,000
0,0275
302,0000
0,0290
20,6000
2.3. Liều hấp thụ và suất liều hấp thụ
2.3.1. Liều hấp thụ
Đây là một đại lượng đng vai trò trung tâm trong việc đánh giá tác dụng sinh
học của bức xạ. Do đ mục đích của phép đo liều là xác định liều hấp thụ.
10


Định nghĩa: Liều hấp thụ là năng lượng bị hấp thụ trên một đơn vị khối lượng

của đối tượng bị chiếu xạ. Theo định ngha ta c [5]:
m
E
D
ht



(2.6)
Trong đ: E (J) là năng lượng của bức xạ mất đi do sự ion ha trong đối tượng
bị chiếu xạ, m (kg) là khối lượng của đối tượng bị chiếu xạ [5].
Đơn vị: Đơn vị của liều hấp thụ là J/kg hoặc erg/kg. Đơn vị ngoại hệ là rad:
1 rad=100 erg/g. Ngày nay người ta thường dùng đơn vị là Gray (Gy): 1 Gy = 100 rad.
Giá trị liều hấp thụ bức xạ phụ thuộc vào tính chất của bức xạ và môi trường hấp
thụ. Sự hấp thụ năng lượng của môi trường đối với tia bức xạ là do tương tác của bức xạ
với electron của nguyên tử vật chất. Do đ năng lượng hấp thụ trong một đơn vị khối
lượng phụ thuộc vào năng lượng liên kết của electron với hạt nhân nguyên tử và vào số
nguyên tử có trong một đơn vị khối lượng vật chất hấp thụ, nó không phụ thuộc vào
trạng thái kết tụ của vật chất [5].
2.3.2. Suất liều hấp thụ
Suất liều hấp thụ là liều hấp thụ tính trong một đơn vị thời gian [5].
t
D
P
ht
ht



(2.7)

Trong đ D
ht
là liều hấp thụ trong khoảng thời gian t. Đơn vị: W/kg hoặc rad/s
hoặc Gy/s.
Nếu suất liều hấp thụ là một hàm của thời gian thì khi đ liều hấp thụ sẽ được tính
thông qua công thức [5]:


t
0
htht
dtPD
(2.8)


11


2.4. Liều chiếu và suất liều chiếu
2.4.1. Liều chiếu
Định nghĩa: Liều chiếu của tia X và tia gamma là phần năng lượng của n để
biến đổi thành động năng của các hạt mang điện trong một đơn vị khối lượng của không
khí, khí quyển ở điều kiện tiêu chuẩn. Ký hiệu D
ch
và được tính bằng công thức [5]:
m
Q
D
ch




(2.9)
Trong đ, Q (C) là điện tích xuất hiện do sự ion hóa không khí trong một khối
thể tích và m (kg) là khối lượng của không khí khối thể tích này.
Đơn vị: Đơn vị của liều chiếu là Coulomb trên kilogram (C/kg). Đơn vị ngoại hệ
là Roentgen (R). Với 1C/kg = 3876 R. C/kg là liều chiếu của tia X và tia gamma trong
đ sự phát xạ hạt gắn liền với bức xạ này gây ra trong một kilogram không khí khô ở
điều kiện tiêu chuẩn (0
o
C, 760 mmHg), các ion mang điện tích 1 Coulomb điện tích mỗi
dấu [5].
2.4.2. Suất liều chiếu
Suất liều chiếu là liều chiếu tính trong một đơn vị thời gian [5].
t
D
P
ch
ch



(2.10)
Trong đ, P
ch
là suất liều chiếu, D
ch
liều chiếu của tia X hoặc tia gamma, t là
khoảng thời gian để c được liều chiếu trên. Đơn vị thường dùng là R/s.
2.5. Liều tương đương và suất liều tương đương

2.5.1. Liều tương đương
Định nghĩa: là liều hấp thụ trung bình trong mô hoặc cơ quan T do bức xạ r gây
ra, nhân với hệ số trọng số phóng xạ tương ứng W
r
của bức xạ. Và được tính bằng công
thức [5]:
rT,rrT,
DWH 
(2.11)
12


Trong đ, D
T,r
là liều hấp thụ trung bình của bức xạ r trong mô hoặc cơ quan T và
Wr là trọng số phóng xạ đối với bức xạ r. Khi trường bức xạ gồm nhiều loại bức xạ với
những giá trị khác nhau của trọng số phóng xạ W
r
(bảng 2.2) thì liều tương đương được
tính bởi:


r
rT,rT
DWH
(2.12)
Đơn vị: J/kg, rem (roentgen equivalent man) hoặc Sievert (Sv) [5].
Bảng 2.2. Hệ số trọng số phóng xạ của một vài loại bức xạ [5]
Loại và khoảng năng lượng của bức xạ
Trọng sô phng xạ W

r

Photon c tất cả năng lượng
1
Electron và muon, tất cả năng lượng
1
Neutron, năng lượng < 10 keV
5
 Từ 10 keV tới 100 keV
10
 Từ 100 keV tới 2 MeV
20
 Từ 2 MeV tới 20 MeV
10
 20 MeV
5
Những photon giật lùi, năng lượng > 2 MeV
5
Hạt alpha, những mảnh phân hạch, hạt nhân nặng
20
2.5.2. Suất liều tương đương
Là liều tương đương tính trong một đơn vị thời gian [5]:
dt
dH
P
rT,
rT,

(2.13)
Đơn vị tính là W/kg, rem/s hoặc Sv/s.




13


2.6. Liều hiệu dụng
Định nghĩa: Là tổng của những liều tương đương ở các mô hay cơ quan, mỗi một
liều được nhân với trọng số mô của tổ chức tương ứng [5]:
TT
E W H

(2.14)
Trong đ, H
T
là liều tương đương trong mô hoặc cơ quan T và W
T
là trọng số mô.
Đơn vị: J/kg hoặc Sievert (Sv).
Bảng 2.3. Các trọng số mô đặc trưng cho các mô trong cơ thể W
T
[5]
Các cơ quan hoặc mô
Trọng số mô W
T

Tuyến sinh dục
0,20
Tủy xương
0,12

Ruột kết
0,12
Phổi
0,12
Dạ dày
0,12
Bàng quang
0,05
Vú
0,05
Gan
0,05
Thực quản
0,05
Tuyến giáp
0,05
Da
0,01
Mặt xương
0,01
Các cơ quan khác (tuyến thượng thận, não, ruột non, thận, cơ,
tuyến tụy, lá lách, tuyến ức, tử cung…)
0,05
Các trọng số mô cho trong bảng đã được xác định đối với một tập hợp dân chúng
có số nam bằng số nữ và phổ của độ tuổi tương đối rộng.
14


CHƯƠNG 3
GIỚI THIỆU VỀ CHƯƠNG TRÌNH MCNP VÀ

PHANTOM MIRD-5
3.1. Chương trình MCNP
3.1.1. Phương pháp Monte Carlo
Phương pháp Monte Carlo là tên gọi để chỉ nhóm các thuật toán lấy mẫu ngẫu
nhiên để thu được lời giải cho bài toán đặt ra. Đây là phương pháp dùng để mô phỏng
những bài toán phức tạp hoặc không thể giải bằng phương pháp giải tích. Do số phép
thử khá lớn nên quá trình mô phỏng được thực hiện bằng máy tính. Vì vậy phương pháp
Monte Carlo còn được gọi là công cụ toán học định hướng máy tính rất hữu hiệu trong
các quá trình tương tác hạt nhân từ lúc sinh ra cho đến khi kết thúc.
3.1.2. Chương trình MCNP
Đây là một chương trình máy tính được xây dựng và phát triển bởi Phòng Thí
Nghiệm Quốc Gia Los Alamos – Hoa Kì, đây là chương trình đa mục đích, sử dụng
phương pháp Monte Carlo để mô phỏng các quá trình vật lý mang tính thống kê (các quá
trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa bức xạ với vật chất, các quá trình vận chuyển
neutron…). Để sử dụng được chương trình MCNP cần phải có input file, input file là
một tập tin dạng text do người dùng tạo ra, dùng để khai báo các dạng hình học, tính chất
vật liệu, các quá trình vật lý… của đối tượng cần khảo sát. Trong luận văn này sử dụng
phiên bản MCNP5 để tính toán sự vận chuyển photon.
 Cấu trúc input file
Input file có hai dạng: chạy lần đầu (initiate-run) và chạy tiếp tục (continue-run).
Trong khóa luận này tác giả sử dụng file input ở dạng initiate-run, nó có cấu trúc gồm
ba phần chính [9]: cell cards, surface cards, data cards. Các phần được ngăn cách bởi
một dòng trống.
15


Cell cards: mỗi cell được diễn tả bởi chỉ số cell, chỉ số vật chất, mật độ, một dãy
các chỉ số mặt (có dấu âm dương) kết hợp với nhau thông qua toán tử giao (khoảng
trắng), hợp (:), bù (#) để tạo thành cell.
Cú pháp: j m d geom params.

Hoặc: j LIKE n BUT list.
Trong đ: j chỉ số cell.
m chỉ số vật chất.
d khối lượng riêng của vật chất trong cell (mang giá trị âm nếu
có thứ nguyên là g/cm
3
và mang giá trị dương nếu có thứ
nguyên là nguyên tử/cm
3
).
geom phần mô tả hình học của cell, được giới hạn bởi các mặt.
params tham số tùy chọn: imp, u, trcl, lat, fill,…
n chỉ số của một cell khác.
List là các keyword dùng để định ngha sự khác nhau giữa cell j
và n.
Surface cards: các mặt này được định ngha bằng các khai báo các hệ số của
phương trình giải tích của chúng.
Cú pháp: j n a list.
Trong đ: i chỉ số mặt.
n bỏ qua nếu không có dịch chuyển tọa độ,
>0, sử dụng TRn card để dịch chuyển tọa độ.
<0, tuần hoàn theo mặt n.
a kí hiệu mặt.
list các tham số định ngha mặt.
Qui ước chiều của mặt:
16


 Đối với mặt phẳng vuông góc với trục tọa độ: Vùng phía chiều dương của
trục tọa độ sẽ mang dấu “”, vùng phía chiều âm sẽ mang dấu “”.

 Đối với các mặt trụ, cầu, nón, ellip, parabolic: Vùng phía ngoài sẽ mang dấu
“” và vùng phía trong sẽ mang dấu “”.
Mode cards:
Cú pháp: Mode x.
Trong đ: x là loại hạt mà ta muốn xét: x = n trong trường hợp loại hạt mà ta
muốn xét là neutron, đối với electron thì x = e và photon thì x = p.
Mn cards: Đây là cards mô tả vật liệu lấp đầy trong cell trong quá trình mô phỏng.
Cú pháp: Mn ZAID1 fraction1 ZAID2 fraction2 .
Trong đ: N chỉ số vật liệu.
ZAID số hiệu xác định đồng vị, có dạng ZZZAAA.nnX.
ZZZ là số hiệu nguyên tử.
AAA là số khối.
nn là số chỉ bộ số liệu tiết diện tương tác được sử dụng.
X kiểu dữ liệu (C – năng lượng liên tục; D – phản ứng rời
rạc).
fraction là tỉ lệ đng gp của vật liệu.
SDEF cards: Đây là cards định ngha nguồn tổng quát.
Cú pháp: SDEF các biến nguồn = giá trị.
Một số biến nguồn thông dụng:
POS tọa độ vị trí nguồn, mặc định: (0,0,0).
SUR số hiệu mặt nguồn, mặt định: 0 (nguồn cell).
CEL số hiệu cell của nguồn.
ERG năng lượng của hạt phát ra từ nguồn, mặc định: 14 MeV.