Nghiên cứu tính liều cơ thể từ nguồn Gamma nhiễm bẩn trong đất sử dụng chương trình MCNP

MỞ ĐẦU Ngày nay ngành hạt nhân trên thế giới được xem là một ngành công nghiệp quan trọng hàng đầu. Ứng dụng của năng lượng hạt nhân có thể nói là quá rộng và sâu, chi phối đến tất mọi lĩnh vực của đời sống xã hội như công nghiệp, nông nghiệp, sinh học, y tế, quốc phòng…..Điển hình như nhiều nhà máy điện hạt nhân được xây dựng để cung cấp năng lượng cho sinh hoạt hàng ngày của nhân loại và hiện nay Việt Nam cũng đang tiến hành xây dựng một nhà máy điện hạt nhân như thế, đây là một tín hiệu vui cho người dân Việt Nam. Trong điều kiện hoạt động bình thường, năng lượng hạt nhân là nguồn năng lượng thân thiện với môi trường. Nó hầu như không phát thải các loại khí gây ô nhiễm và đóng góp rất ít vào liều phóng xạ mà người dân phải chịu. Tuy nhiên, nhân loại không thể quên được hai vụ tai nạn hạt nhân là Three Mile Island ở Mỹ (năm 1979) và Tchernobyl ở Liên Xô cũ (nay thuộc Ukraine - năm 1986) và còn nhiều vụ tai nạn nhỏ khác rải rác khắp nơi trên thế giới. Tất cả đều là do sự mất an toàn hạt nhân. Bên cạnh đó là những vụ thử nghiệm vũ khí hạt nhân ngày càng gia tăng tại nhiều quốc gia. Từ những sự kiện này có thể khẳng định rằng các nguồn bức xạ hạt nhân và chất thải phóng xạ sẽ ít nhiều ảnh hưởng đến môi trường sống của con người làm môi trường bị nhiễm bẩn và do đó tác động đến sức khỏe con người nhất là những người thường xuyên làm việc trong môi trường bị nhiễm xạ. Nhằm tìm ra những giải pháp và những tiêu chí an toàn nhất để giảm thiệt hại cho con người ngoài việc các kiến thức, các tiêu chuẩn về an toàn bức xạ đã được nghiên cứu và ban hành rộng rãi đến cho nhân loại, thì công việc nghiên cứu tính liều cơ quan và mô trong cơ thể người trong môi trường nhiễm xạ cũng là thiết thực. Công việc này mô phỏng cơ thể người dựa trên một phantom hình người kết hợp với các kỹ thuật Monte Carlo, từ đó xây dựng một mô hình tính toán thực phù hợp với cơ thể người. Năm 1990, Ủy ban Quốc tế về An toàn Bức xạ (ICRP) đã đề nghị xem liều hiệu dụng E như là một thước đo của liều chiếu cá nhân. Nó có liên quan đến những ảnh hưởng ngẫu nhiên trên cơ thể người khi vài cơ quan nhận được các liều khác nhau từ bức xạ. Tuy nhiên, không thể đo hay đánh giá E một cách trực tiếp. ICRP [18] và Ủy ban Quốc tế về Đơn vị và Đo lường bức xạ (ICRU) [20] đã đề nghị sử dụng các đại lượng đo được thay thế cho E . Như vậy, cần phải xác định hệ số chuyển đổi từ các đại lượng có thể đo được (nghĩa là hoạt độ nguồn, kerma không khí…) sang các đại lượng không thể đo được của liều cơ quan. Để thực hiện cho mục đích này, các kỹ thuật Monte Carlo kết hợp với phantom hình người được sử dụng. Kỹ thuật Monte Carlo có thể xử lý những điều kiện bức xạ phức tạp và đưa ra sự phân bố liều bị hấp thụ trong cơ thể người trong những tình huống chiếu khác nhau. Việc nghiên cứu tính liều cơ quan trong cơ thể người (liều hiệu dụng, liều hiệu dụng tương đương và hệ số chuyển đổi liều cơ quan) đối với sự chiếu xạ ngoài của sự phát xạ photon từ những môi trường nhiễm bẩn khác nhau như đất, không khí và nước đã được nhiều nhà khoa học nghiên cứu và tính toán. Điển hình như năm 1974, Poston và Snyder [14] thực hiện nghiên cứu trong môi trường không khí bán vô hạn bị nhiễm xạ; năm 1981, D.C. Kocher [10, 11] nghiên cứu trong vùng nguồn nước và đất bán vô hạn bị nhiễm xạ; năm 1993, Keith F. Eckerman và Jeffrey C. Ryman [9] đã kết hợp giữa tung độ gián 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 [15] tính liều cơ quan từ nguồn tự nhiên được phân bố đồng dạng sử dụng phương pháp Monte Carlo. Có thể nói, việc khảo sát liều cơ quan của cơ thể người được thực hiện bởi nhiều người và đưa ra nhiều kết luận khác nhau, nhưng ý nghĩa của công việc luôn là một đó là tìm được những giải pháp an toàn bức xạ tối ưu. Đây cũng là lý do mà tác giả chọn đề tài này và công việc mà tác giả thực hiện trong luận văn là nghiên cứu tính liều cơ thể trong môi trường nhiễm bẩn là đất và phantom được dùng là phantom MIRD-5 (Medical Internal Radiation Dose Pamphlet No-5) kết hợp với chương trình MCNP phiên bản 4C2. Trong luận văn này sẽ tính liều hiệu dụng, hệ số chuyển đổi liều đối với phantom người trưởng thành (21 tuổi) từ nguồn gamma nhiễm bẩn trong đất tương ứng với 12 mức năng lượng từ 0,01 MeV đến 5 MeV. Ứng với mỗi nguồn photonđơn năng đó sẽ tính liều cho 25 cơ quan trong cơ thể. Nội dung của luận văn bao gồm 3 chương : Chương 1 : Tổng quan về chương trình MCNP và phantom hình người. Chương 2 : Cơ sở lý thuyết của phép tính liều. Chương 3 : Kết quả tính liều cơ quan của cơ thể người và bàn luận.

VŨ THỊ DIỄM HẰNG

NGHIÊN CỨU TÍNH LIỀU CƠ THỂ

TỪ NGUỒN GAMMA NHIỄM BẨN TRONG ĐẤT

tiếp hướng dẫn và luôn nhiệt tình góp ý, động viên cho tác giả hoàn thành luận văn;

các bạn cùng khóa Cao Văn Chung, Nguyễn Anh Tuấn, Lê Thanh Xuân đã luôn

hỗ trợ, giúp đỡ hướng dẫn tác giả tiếp cận và làm quen với những kiến thức mới như chương trình MCNP Cảm ơn bạn bè gần xa đã giúp đỡ tài liệu quan trọng trong quá trình thực hiện luận văn

MỤC LỤC

Lời cảm ơn 1

Mục lục 2

Danh mục các ký hiệu và các chữ viết tắt 4

Danh mục các bảng 6

Danh mục các hình vẽ 7

Mở đầu 8

CHƯƠNG 1 : TỔNG QUAN VỀ CHƯƠNG TRÌNH MCNP VÀ PHANTOM HÌNH NGƯỜI 11

1.1 Tổng quan về chương trình MCNP 11

1.1.1 Giới thiệu phương pháp Monte Carlo và chương trình MCNP 11

1.1.2 Cấu trúc file input trong chương trình MCNP4C2 11

1.1.3 Ước lượng sai số trong MCNP 16

1.1.4 Thư viện số liệu hạt nhân 19

1.2 Tổng quan về phantom hình người 19

1.2.1 Phantom hình người 19

1.2.2 Phantom MIRD-5 20

CHƯƠNG 2 : CƠ SỞ LÝ THUYẾT CỦA PHÉP TÍNH LIỀU 26

2.1 Hệ số suy giảm tuyến tính và hệ số suy giảm khối 26

2.2 Quãng chạy tự do trung bình 27

2.3 Liều hấp thụ 28

2.4 Kerma 28

2.5 Kerma của mô mềm trong không khí 30

2.6 Liều tương đương 30

2.7 Liều hiệu dụng 31

CHƯƠNG 3 : KẾT QUẢ TÍNH LIỀU CƠ QUAN CỦA CƠ THỂ NGƯỜI

VÀ BÀN LUẬN 33

3.1 Hình học và thành phần của nguồn 33

3.1.1 Hình học của nguồn 33

3.1.2 Thành phần của nguồn 34

3.2 Xác định độ dày lớp đất cực tiểu 34

3.3 Liều cơ quan và liều hiệu dụng từ nguồn photon đơn năng 36

3.4 Hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng 45

3.5 Kết luận và kiến nghị 46

Tài liệu tham khảo 48

Phụ lục 50



DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CÁC CHỮ VIẾT TẮT

 Các ký hiệu

WR : trọng số bức xạ

WT : trọng số mô

x : trị trung bình

R : sai số tương đối

Kair : kerma không khí

: thông lượng năng lượng

 : khối lượng riêng

 : hệ số suy giảm tuyến tính

k

 : hệ số truyền năng lượng

 : quãng chạy tự do trung bình

k(Ei) : hệ số chuyển đổi kerma

E , d

 : thông lượng photon

MCNP : Monte Carlo N-Particle

MR (Magnetic Resonance) : Cộng hưởng từ

mfp (mean free path) : Quãng chạy tự do trung bình

Phantom : mô hình người có cấu tạo vật chất như cơ thể người thật

ORNL (Oak Ridge National Laboratory) : Phòng thí nghiệm quốc gia Oak Ridge



DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1.1 : Các loại tally tính toán 16

Bảng 1.2 : Ý nghĩa sai số tương đối R trong MCNP 18

Bảng 1.3 : Thành phần cơ bản của các mô trong phantom trẻ sơ sinh 21

Bảng 1.4 : Thành phần cơ bản của các mô cho tất cả các phantom trừ phantom trẻ sơ sinh 22

Bảng 1.5 : Các thành phần vật chất trong xương ở trẻ sơ sinh và người trưởng thành 23

Bảng 2.1 : Hệ số suy giảm khối   được xác định trong không khí và đất 27 /

Bảng 2.2 : Hệ số của trọng số phóng xạ của một vài loại bức xạ 31

Bảng 2.3 : Trọng số mô đặc trưng cho các mô trong cơ thể 32

Bảng 3.1 : Thành phần không khí và đất 34

Bảng 3.2 : 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 35

Bảng 3.3 : Các thông số FOM và R của các mô hình tính toán 40

Bảng 3.4 : Liều các cơ quan của phantom MIRD-5 người trưởng thành tại 12 mức năng lượng từ 10 keV đến 5 MeV (Gy/Bq.s.m-3) 41

Bảng 3.5 : Liều hiệu dụng E của phantom MIRD-5 người trưởng thành (Sv/Bq.s.m-3) 44

Bảng 3.6 : Hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng E/Kair của phantom MIRD-5 người trưởng thành (Sv/Gy) 45



DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

Hình 1.1 : Hệ trục tọa độ 24

Hình 1.2 : Các cơ quan bên trong của phantom người trưởng thành 25

Hình 3.1 : Hình học của vùng nguồn (Mô hình 1) 33

Hình 3.2 : Độ dày lớp đất cực tiểu của vùng nguồn 36

Hình 3.3 : Mô hình 2 38

Hình 3.4 : Mô hình 3 38

Hình 3.5 : Mô hình 4 39

Hình 3.6 : Mô hình 5 39

Hình 3.7 : Mô hình 6 40

Hình 3.8 : Hệ số chuyển đổi liều hiệu dụng E/Kair của phantom MIRD-5 người trưởng thành 46



MỞ ĐẦU

Ngày nay ngành hạt nhân trên thế giới được xem là một ngành công nghiệp quan trọng hàng đầu Ứng dụng của năng lượng hạt nhân có thể nói là quá rộng và sâu, chi phối đến tất mọi lĩnh vực của đời sống xã hội như công nghiệp, nông nghiệp, sinh học, y tế, quốc phòng… Điển hình như nhiều nhà máy điện hạt nhân được xây dựng để cung cấp năng lượng cho sinh hoạt hàng ngày của nhân loại và hiện nay Việt Nam cũng đang tiến hành xây dựng một nhà máy điện hạt nhân như thế, đây là một tín hiệu vui cho người dân Việt Nam Trong điều kiện hoạt động bình thường, năng lượng hạt nhân là nguồn năng lượng thân thiện với môi trường

Nó hầu như không phát thải các loại khí gây ô nhiễm và đóng góp rất ít vào liều phóng xạ mà người dân phải chịu Tuy nhiên, nhân loại không thể quên được hai vụ tai nạn hạt nhân là Three Mile Island ở Mỹ (năm 1979) và Tchernobyl ở Liên Xô cũ (nay thuộc Ukraine - năm 1986) và còn nhiều vụ tai nạn nhỏ khác rải rác khắp nơi trên thế giới Tất cả đều là do sự mất an toàn hạt nhân Bên cạnh đó là những vụ thử nghiệm vũ khí hạt nhân ngày càng gia tăng tại nhiều quốc gia Từ những sự kiện này có thể khẳng định rằng các nguồn bức xạ hạt nhân và chất thải phóng xạ sẽ ít nhiều ảnh hưởng đến môi trường sống của con người làm môi trường bị nhiễm bẩn

và do đó tác động đến sức khỏe con người nhất là những người thường xuyên làm việc trong môi trường bị nhiễm xạ Nhằm tìm ra những giải pháp và những tiêu chí

an toàn nhất để giảm thiệt hại cho con người ngoài việc các kiến thức, các tiêu chuẩn về an toàn bức xạ đã được nghiên cứu và ban hành rộng rãi đến cho nhân loại, thì công việc nghiên cứu tính liều cơ quan và mô trong cơ thể người trong môi trường nhiễm xạ cũng là thiết thực Công việc này mô phỏng cơ thể người dựa trên một phantom hình người kết hợp với các kỹ thuật Monte Carlo, từ đó xây dựng một

mô hình tính toán thực phù hợp với cơ thể người Năm 1990, Ủy ban Quốc tế về An toàn Bức xạ (ICRP) đã đề nghị xem liều hiệu dụng E như là một thước đo của liều chiếu cá nhân Nó có liên quan đến những ảnh hưởng ngẫu nhiên trên cơ thể người khi vài cơ quan nhận được các liều khác nhau từ bức xạ Tuy nhiên, không thể đo

hay đánh giá E một cách trực tiếp ICRP[18] và Ủy ban Quốc tế về Đơn vị và Đo lường bức xạ (ICRU)[20] đã đề nghị sử dụng các đại lượng đo được thay thế cho E Như vậy, cần phải xác định hệ số chuyển đổi từ các đại lượng có thể đo được (nghĩa

là hoạt độ nguồn, kerma không khí…) sang các đại lượng không thể đo được của liều cơ quan Để thực hiện cho mục đích này, các kỹ thuật Monte Carlo kết hợp với phantom hình người được sử dụng Kỹ thuật Monte Carlo có thể xử lý những điều kiện bức xạ phức tạp và đưa ra sự phân bố liều bị hấp thụ trong cơ thể người trong những tình huống chiếu khác nhau

Việc nghiên cứu tính liều cơ quan trong cơ thể người (liều hiệu dụng, liều hiệu dụng tương đương và hệ số chuyển đổi liều cơ quan) đối với sự chiếu xạ ngoài của sự phát xạ photon từ những môi trường nhiễm bẩn khác nhau như đất, không khí và nước đã được nhiều nhà khoa học nghiên cứu và tính toán Điển hình như năm 1974, Poston và Snyder[14] thực hiện nghiên cứu trong môi trường không khí bán vô hạn bị nhiễm xạ; năm 1981, D.C Kocher[10, 11] nghiên cứu trong vùng nguồn nước và đất bán vô hạn bị nhiễm xạ; năm 1993, Keith F Eckerman và Jeffrey C Ryman[9] đã kết hợp giữa tung độ gián 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[15] tính liều cơ quan từ nguồn tự nhiên được phân bố đồng dạng sử dụng phương pháp Monte Carlo

Có thể nói, việc khảo sát liều cơ quan của cơ thể người được thực hiện bởi nhiều người và đưa ra nhiều kết luận khác nhau, nhưng ý nghĩa của công việc luôn

là một đó là tìm được những giải pháp an toàn bức xạ tối ưu Đây cũng là lý do mà tác giả chọn đề tài này và công việc mà tác giả thực hiện trong luận văn là nghiên cứu tính liều cơ thể trong môi trường nhiễm bẩn là đất và phantom được dùng là phantom MIRD-5 (Medical Internal Radiation Dose Pamphlet No-5) kết hợp với chương trình MCNP phiên bản 4C2

Trong luận văn này sẽ tính liều hiệu dụng, hệ số chuyển đổi liều đối với phantom người trưởng thành (21 tuổi) từ nguồn gamma nhiễm bẩn trong đất tương

ứng với 12 mức năng lượng từ 0,01 MeV đến 5 MeV Ứng với mỗi nguồn photon đơn năng đó sẽ tính liều cho 25 cơ quan trong cơ thể

Nội dung của luận văn bao gồm 3 chương :

Chương 1 : Tổng quan về chương trình MCNP và phantom hình người

Chương 2 : Cơ sở lý thuyết của phép tính liều

Chương 3 : Kết quả tính liều cơ quan của cơ thể người và bàn luận



CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN VỀ CHƯƠNG TRÌNH MCNP

VÀ PHANTOM HÌNH NGƯỜI

1.1 Tổng quan về chương trình MCNP [1, 2, 5]

1.1.1 Giới thiệu phương pháp Monte Carlo và chương trình MCNP

Phương pháp Monte Carlo là phương pháp đánh giá các đại lượng có

tính chất xác suất của các quá trình ngẫu nhiên, được dùng để mô phỏng các quá trình vận chuyển phức tạp và khó mô hình hóa bằng các phương pháp toán học giải tích Các biến cố riêng biệt có tính chất xác suất xảy ra trong một quá trình ngẫu nhiên được mô phỏng một cách tuần tự 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 việc mô phỏng các quá trình tương tác hạt nhân từ lúc hạt sinh ra cho đến khi kết thúc

Chương trình MCNP được phát triển bởi Phòng Thí nghiệm Quốc gia

Los Alamos - Hoa Kỳ Chương trình MCNP là một chương trình máy tính đa mục đích ứng dụng phương pháp Monte Carlo mô phỏng các quá trình vật lý mang tính thống kê (các quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa hạt nhân với vật chất, thông lượng neutron …) MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân của các quá trình tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo các quy luật phân bố, ghi lại sự kiện lịch sử của một hạt phát ra từ nguồn đến hết thời gian sống của nó Chương trình MCNP phiên bản 4C2 được dùng để tính sự vận chuyển photon trong luận văn này

1.1.2 Cấu trúc file input trong chương trình MCNP4C2

Phần input của chương trình được xác định như sau :

Khối thông tin (Nếu cần)

Tiêu đề của bài toán

Giới hạn bằng dòng trống

Định nghĩa ô mạng (cell cards)

Căn cứ trên hệ tọa độ Descartes, MCNP lấy các mặt biên của một khối vật chất để

mô tả, được gọi là cell Một cell được xác định bởi toán tử giao (khoảng trắng), toán

tử hợp (:), phần bù các vùng trong không gian (#) Mỗi cell có phần thể tích nhất định

Cú pháp : j m d geom params

Hoặc j like n but list

trong đó :

j : chỉ số cell, với 1 j  99999, nếu cell có sự chuyển đổi tr thì 1 j  999

m : là số vật chất trong cell, số vật chất được thay bằng 0 để chỉ cell trống

d : là khối lượng riêng của cell (atom/cm3) hoặc (g/cm3)

geom : phần mô tả hình học của cell, gồm chỉ số các mặt tuỳ theo vùng giới hạn params : các tham số tuỳ chọn: imp, u, trcl, lat, fill

n : tên của một cell khác

list : những thuộc tính cell n khác với cell j

Cell được định nghĩa trên cell card Mỗi cell được mô tả bằng những con số, số vật chất, mật độ vật chất tiếp theo là một dãy số của các mặt liên kết thành một cell

và cell data

Các thẻ mặt (Surfaces cards)

Surface được xác định bằng cách cung cấp các hệ số của phương trình mặt giải tích hay các thông tin về các điểm đã biết trên mặt MCNP cung cấp gần 30 loại dạng mặt cơ bản[5] như mặt phẳng, mặt cầu, mặt trụ,…có thể được kết hợp với nhau thông qua các toán tử giao, hợp và bù

Cú pháp : j n a list

Trong đó :

j : số mặt 1  j  99999, dấu "*" cho mặt phản xạ, dấu "+" cho mặt trong suốt

n : không có hoặc số 0 là không chuyển trục tọa độ TR

+ nếu n > 0 số mặt bị chuyển trục

+ nếu n < 0 số mặt j lặp lại mặt n

a : kí hiệu loại mặt

list : các hệ số nhập vào

Các thẻ dữ liệu (Data cards)

 Thẻ loại hạt vận chuyển (MODE card)

 Thẻ tham số về mặt và ô (IMP:N card)

 Thẻ nguồn (SDEF card)

o Thành phầni : dương = thành phần nguyên tử của ZAIDi

âm = thành phần trọng lượng của ZAIDi

o Nếu bài toán không liên quan đến neutron, AAA có thể viết 000 và nnX bỏ

đi, MCNP không phân biệt giữa nguyên tố thiên nhiên và đồng vị, chỉ bị ảnh hưởng bởi mật độ vật liệu

o Tổng các thành phần bằng 1

IMP: N card

 Trong mỗi cell phải có “importance”, sử dụng cho độ quan trọng trong cell

 Độ quan trọng của cell bằng 0 chỉ cell đó ở ngoài thường là 0

 Có thể đưa vào trong khối data cards hoặc sau các mặt trong cell cards

WGT mặc định 1

TME mặc định 0

PAR n, n p, n p e, p, p e và e

* Các phần hỗ trợ cho SDEF card :

- Thẻ thông tin nguồn (SIn card)

Cú pháp : SIn option I i I k (entries)

n : số phân bố (n = 999) option = H : chỉ cell nguồn

L : nhiều cell nguồn rời rạc

option = D cho phân bố H hoặc L trên SI card

C : số cell phân bố tích luỹ

V : số cell phân bố tỉ lệ với thể tích

P1 .Pk : xác suất giữa nhiều nguồn

B1 .Bk : xác suất dịch chuyển giữa nhiều nguồn

f, a, b : các tham số

- Thẻ phân bố nguồn phụ thuộc (DSn card)

Cú pháp: DSn option J1 .Jk

n : số phân bố (n = 999) option = H : giá trị đối với sự phân bố liên tục

L : giá trị rời rạc

Bảng 1.1 Các loại tally tính toán

F1:n hoặc F1:p hoặc F1:e Dòng phân tích trên bề mặt

F2:n hoặc F2:p hoặc F2:e Thông lượng mặt trung bình

F4:n hoặc F4:p hoặc F4:e Thông lượng cell trung bình

F5:n hoặc F5:p Thông lượng điểm hay đầu dò

F6:n hoặc F6:n,p hoặc F6:p Năng lượng trung bình để lại trong cell F7:n Năng lượng mất mát trong phân hạch F8:p hoặc F8:e hoặc F8:p,e Phân bố tạo xung trong đầu dò

1.1.3 Ước lượng sai số trong MCNP

Sai số trong chương trình phụ thuộc vào quá trình đóng góp của số lịch sử hạt Kết quả của phương pháp MCNP nhận được từ mẫu ngẫu nhiên trên đường đi

và định số xi Giả sử hàm f(x) là hàm mật độ xác suất được chọn ngẫu nhiên, x là biến ngẫu nhiên độc lập thì :

   

E x xf x dx (1.1)

Giá trị trung bình của x được ước lượng là :

N i

Từ giá trị kỳ vọng E(x), phương sai được biểu diễn :

SSN

x S R x

Thay (1.2) và (1.6) vào (1.7), ta được :

1/ 2 N

2 1/ 2

i 1 2

Đối với một kết quả tốt thì R tỉ lệ với 1

N Một điều rất quan trọng cần phải chỉ rõ

là giá trị của R chỉ liên quan đến độ chính xác của phương pháp Monte Carlo chứ không phải là độ chính xác của phương pháp mô phỏng so với kết quả thực nghiệm

Ý nghĩa của R được đưa ra trong bảng 1.2

Bảng 1.2 Ý nghĩa sai số tương đối R trong MCNP

0,5 – 1,0 0,2 – 0,5 0,1 – 0,2

< 0,1

< 0,05

Không có ý nghĩa

Có một chút ý nghĩa Còn nghi ngờ

Có thể tin cậy

Có thể tin cậy với đầu dò điểm

Để biết chất lượng bài toán, chương trình MCNP đưa ra chỉ số chất lượng FOM cho bởi công thức

2

1 FOM

R T

trong đó T là thời gian tính theo phút

Hiệu suất tính càng lớn nếu FOM càng lớn R2 tỉ lệ với 1

N, T tỉ lệ với N, do đó FOM gần như không đổi Như vậy một kết quả tốt nếu FOM gần như không đổi

Để giảm sai số, các kỹ thuật giảm sai số MCNP[5] được áp dụng giúp cho kết quả thu được tốt nhất Có 4 phương pháp giảm sai số :

Phương pháp cắt cụt là phương pháp đơn giản nhất Phương pháp này tăng tốc độ tính toán bằng cách cắt cụt các phần của không gian pha mà không ảnh hưởng quan trọng đến kết quả Có 2 cách cắt cụt đặc trưng là cắt năng lượng và cắt thời gian Cắt năng lượng là bỏ đi các hạt có năng lượng ngoài vùng quan tâm để không bị mất thời gian tính toán các hạt đó; cắt thời gian cũng như cắt năng lượng nhưng về khía cạnh thời gian

Phương pháp kiểm soát mật độ sử dụng kỹ thuật phân chia và con quay roulette

đối với năng lượng, không gian hình học, cắt trọng số và cửa sổ trọng số

Phương pháp lấy mẫu là phương pháp có thay đổi cách lấy mẫu nhằm tăng độ

chính xác của kết quả Một số cách lấy mẫu là phép biến đổi hàm mũ, hấp thụ

không tường minh, va chạm bắt buộc, thay đổi thông số nguồn, thay đổi quá trình tạo photon từ neutron

Phương pháp tất định từng phần là phương pháp phức tạp nhất : đầu dò điểm, DXTRAN, kỹ thuật lấy mẫu tương quan

1.1.4 Thư viện số liệu hạt nhân

Các bảng số liệu hạt nhân là những phần không thể thiếu được trong chương trình MCNP Có 9 loại số liệu hạt nhân được sử dụng trong MCNP là :

- Tương tác neutron có năng lượng liên tục

- Tương tác neutron phản ứng rời rạc

- Tương tác quang nguyên tử năng lượng liên tục

- Tương tác quang hạt nhân năng lượng liên tục

- Các tiết diện để tính liều cho neutron

- Đo liều hoặc kích hoạt neutron và tán xạ nhiệt S(α, β)

- Tương tác neutron, cặp neutron/photon, các hạt tích điện giả neutron

- Tương tác photon

- Tương tác electron

1.2 Tổng quan về phantom hình người

1.2.1 Phantom hình người [13]

Phantom hình người là mô hình sử dụng trong việc tính sự phân bố liều

bức xạ trên cơ thể người dưới một nguồn bức xạ Có hai loại phantom là phantom

số và phantom toán học

Phantom số dựa trên kỹ thuật ảnh không gian ba chiều như ảnh cộng

hưởng từ (MR), ảnh chụp cắt lớp điện toán (CT) Phantom số giới thiệu thuật giải phẫu người bao gồm một số lớn các nguyên tố thể tích mô Loại phantom này được dựa vào hình ảnh MR/CT Đến bây giờ có gần khoảng 30 phantom bao gồm phantom nam, nữ trưởng thành, phantom trẻ sơ sinh và cả phantom phụ nữ mang thai, chúng được phát triển và sử dụng cho việc tính toán liều bức xạ

Phantom toán học mô tả hình dạng cơ thể con người bao gồm các cơ

quan bên trong nhờ sự kết hợp của những phương trình toán học mô tả các mặt phẳng, các bề mặt trụ, nón, elip hoặc cầu Phantom toán học phù hợp với việc tính liều, chúng gần giống với những đặc điểm kết cấu cơ thể của người thật và cho ta sự phân bố liều của các cơ quan Phantom toán học được phát triển bởi Fisher và Snyder ở Phòng Thí Nghiệm Quốc gia Oak Ridge (ORNL) vào năm 1966 Trong phantom này, đầu, cổ, thân bao gồm cánh tay và vùng chân được xác định tách biệt nhau Phần thân của cơ thể thì đồng nhất nhưng vùng phổi và xương thì mật độ của

nó khác với mô mềm Những năm tiếp theo, các nhà nghiên cứu đưa ra loại phantom người trưởng thành, có 22 cơ quan bên trong và hơn 100 vùng phụ được xác định, nhưng phổi và xương vẫn không được xác định Đến năm 1969, Snyder đã giới thiệu một phantom khác bao gồm 3 vùng khác nhau với xương, phổi và mô mềm có những thành phần cấu tạo khác nhau Phantom này là phantom toán học không đồng nhất được nhiều người biết đến và có tên gọi là phantom MIRD-5 (Medical Internal Radiation Dose Pamphlet No-5) Một vài cải tiến được hợp nhất lại trong phantom MIRD-5 : đỉnh đầu hình elip, những vùng chân được tách biệt ra,

bộ phận sinh dục nam, cấu trúc của bộ xương và bộ máy đường ruột Năm 1980, Crysty và Eckerman giới thiệu một chuỗi các phantom toán học cho các độ tuổi khác nhau : trẻ sơ sinh, 1 tuổi, 5 tuổi, 10 tuổi, 15 tuổi và người trưởng thành dựa vào số liệu trong tài liệu ICRP-23 Tất cả các phantom này đều là lưỡng tính

- Phần thân và cánh tay được mô tả bằng một hình trụ elip

- Phần cẳng chân và bàn chân được mô tả bằng hai hình nón tròn bị cắt cụt

Gắn liền với cẳng chân là một mặt phẳng ở phía trước có chứa tinh hoàn

Gắn liền với phần thân là hai hình elipxoit mô tả vú của phụ nữ

Bề ngoài phantom người trưởng thành có cánh tay không tách rời khỏi thân, những vật nhỏ được thêm vào như ngón tay, bàn chân, cằm, mũi bị bỏ qua

Thành phần cơ bản của các mô trong phantom

Phantom bao gồm 3 loại mô : xương, phổi và các mô khác (mô mềm)

Thành phần cơ bản cho mỗi loại mô được cho ở bảng 1.3 và bảng 1.4 kèm theo các mật độ của chúng

Bảng 1.3 Thành phần cơ bản của các mô trong phantom trẻ sơ sinh

Phần trăm theo trọng lượng Nguyên tố

7,995 9,708 2,712 66,811 0,314 0,143 3,712 0,314 0,140 0,148 7,995 0,008

10,134 10,238 2,866 75,752 0,184 0,007 0,080 0,225 0,266 0,194 0,009 0,037

Bảng 1.4 Thành phần cơ bản của các mô cho tất cả các phantom

trừ phantom trẻ sơ sinh

Phần trăm theo trọng lượng Nguyên tố

0 0,112 0,013 0,030 0,134 0,204 0,133 0,208 0,024 0,005 0,003 0,001

0 0,001

0

7,337 25,475 3,057 47,893 0,025 0,326 0,112 0,002 5,095 0,173 0,143 0,153 10,190 0,008 0,005 0,002 0,003

0 0,001

10,134 10,238 2,866 75,752

0 0,184 0,007 0,006 0,080 0,225 0,266 0,194 0,009 0,037 0,001 0,001

1,4846 g/cm3 đến 1,4 g/cm3 và từ 0,9869 g/cm3 đến 1,04 g/cm3 đối với mô mềm Mật độ của phổi thì không thay đổi nhưng được làm tròn bởi ba con số Hệ thống bộ xương mô tả toàn bộ xương trong cơ thể và tủy sống Vật chất này được xem như là phân bố đồng nhất trong bộ xương Đối với phổi, thành phần hơi khác so với mô mềm vì trong phổi không chứa chất béo (mỡ) và lượng máu cao hơn Số liệu bảng 1.3 cho thấy có thể sử dụng thành phần cấu tạo của phổi người trưởng thành cho việc tính sự vận chuyển bức xạ trong trẻ sơ sinh

So sánh giữa bảng 1.3 và bảng 1.4 : thành phần cơ bản và trọng lượng riêng của trẻ

sơ sinh khác với người trưởng thành Khác nhau nổi bật nhất là hàm lượng nước cao hơn và hàm lượng chất khoáng trong xương thấp hơn Trọng lượng riêng của trẻ sơ sinh 1,02 g/cm3 so với người trưởng thành là 1,07 g/cm3 Thành phần cấu tạo và mật

độ mô là những tham số quan trọng cho việc xác định sự vận chuyển photon trong

Bảng 1.5 Các thành phần vật chất trong xương

ở trẻ sơ sinh và người trưởng thành

Phần trăm theo trọng lượng Vật chất

Trẻ sơ sinh Người trưởng thành Nước

Protein Chất khoáng

Mô tả cơ thể và cơ quan của phantom

Cơ thể của phantom được mô tả bởi các trục tọa độ OX, OY, OZ với O là gốc tọa

độ nằm ở tâm của phần thân phantom (hình 1.1) :

- Trục OX hướng về bên trái của phantom

- Trục OY hướng ra sau phantom

- Trục OZ hướng lên đỉnh đầu

Các cơ quan gồm có (hình 1.2) :

Hệ thống bộ xương (xương chân, xương cánh tay, khung xương chậu, xương sống, xương sọ, xương sườn, xương đòn, xương bả vai, tủy xương), tuyến thượng thận, não, vú, túi mật, bộ máy dạ dày-ruột (thực quản, dạ dày, ruột non, ruột già trên, ruột già dưới), tim, thận, gan, phổi, buồng trứng, tuyến tụy, lá lách, tinh hoàn, tuyến ức, tuyến giáp, bàng quang, tử cung

Tất cả các cơ quan trên cũng như đầu, cổ, thân, cánh tay, cẳng chân và bàn chân, bộ phận sinh dục nam đều được định nghĩa hình học rõ ràng và có một thể tích xác định ứng với từng độ tuổi của phantom

dạ dày , tủy xương, tuyến tụy, da, lá lách, buồng trứng, tinh hoàn,

tuyến ức, tuyến giáp, xương chân

CHƯƠNG 2

CƠ SỞ LÝ THUYẾT CỦA PHÉP TÍNH LIỀU

2.1 Hệ số suy giảm tuyến tính và hệ số suy giảm khối [3]

Khi đi vào môi trường vật chất photon có thể tương tác với nguyên tử theo nhiều cách khác nhau Có 3 loại tương tác chính là hiệu ứng quang điện, tán xạ Compton

và sự tạo cặp Các tương tác này làm photon bị hấp thụ hoặc bị mất một phần năng lượng và làm chùm photon bị suy giảm

Xét chùm photon song song đi qua một lớp vật chất, do sự tương tác với các nguyên tử của môi trường, một số photon sẽ bị hấp thụ hay bị tán xạ ra khỏi chùm

Do đó số hạt trong chùm sẽ giảm Gọi N(0) và N(x) là số hạt trong chùm trước và sau khi đi qua lớp vật chất có bề dày x Thực nghiệm cho thấy đối với chùm đơn năng và song song giữa N(0) và N(x) có quan hệ :

trong đó µ (cm-1) là hệ số suy giảm tuyến tính của lớp vật chất đối với chùm photon

đó Hệ số  là tổng số của các hệ số riêng phần gây bởi 3 loại tương tác trên

 Độ lớn của µ phụ thuộc :

o năng lượng hν của các photon trong chùm

o khối lượng riêng ρ của môi trường

o nguyên tử số Z của các nguyên tố trong môi trường

 Về ý nghĩa vật lý, µ cho biết xác suất để photon tham gia một tương tác khi

đi một quãng đường 1cm trong vật chất Hệ số suy giảm tuyến tính càng lớn thì chùm photon càng mau suy giảm

 Sự suy giảm của chùm photon là do sự tương tác của photon với các nguyên

tử môi trường Số lượng tương tác tỉ lệ với số lượng nguyên tử mà photon gặp trên đường đi của nó, chứ không phải tỉ lệ với độ dày của lớp vật liệu Theo công thức (2.1) nếu bề dày x giảm một nửa sẽ làm cho mật độ nguyên

tử tăng gấp đôi dẫn đến µ tăng gấp đôi Vậy hệ số suy giảm tuyến tính µ tỉ lệ với mật độ nguyên tử hay tỉ lệ với khối lượng riêng ρ của lớp vật chất Nói

cách khác, tỉ số μ/ρ gọi là hệ số suy giảm khối μ/ρ (cm2/g) không phụ thuộc khối lượng riêng của lớp vật chất Do đó để thuận tiện người ta thường dùng

hệ số suy giảm khối μ/ρ thay vì hệ số suy giảm tuyến tính µ Hệ số suy giảm khối μ/ρ được cho trong bảng 2.1

2.2 Quãng chạy tự do trung bình [3]

Quãng chạy tự do trung bình  của photon là quãng đường trung bình mà photon đi được trong vật chất trước khi xảy ra một tương tác  là nghịch đảo của

 trong môi trường mà bức xạ đi qua Đơn vị của  thường là cm

1

 

Bảng 2.1 Hệ số suy giảm khối 

 được xác định trong không khí và đất [17]

1,75 5,8 12,3 26,7 42,9

49 55,1 67,7 95,5

131

187

302

20,3 6,161 2,586 0,8815 0,3119 0,2393 0,1667 0,1263 0,0887 0,0647 0,0454 0,0290

0,0302 0,0999 0,238 0,698 1,97 2,83 3,69 4,87 6,94 9,51 13,6 20,6

2.3 Liều hấp thụ [3]

 Đại lượng đóng vai trò trung tâm trong việc đánh giá tác dụng sinh học của bức xạ là liều hấp thụ Do đó mục đích của các phép đo liều là xác định liều hấp thụ

 Liều hấp thụ là đại lượng đặc trưng cho lượng năng lượng trung bình mà bức

xạ bỏ ra trong một đơn vị khối lượng vật chất

 Liều hấp thụ được áp dụng cho mọi loại vật chất và mọi loại bức xạ có khả năng ion hóa (trực tiếp hay gián tiếp) và có mọi giá trị năng lượng

 Tại một điểm M trong môi trường có chùm bức xạ đi qua, ta lấy một thể tích vật chất ΔV có khối lượng Δm = ρ.ΔV

 Gọi  Elà lượng năng lượng được hấp thụ trong thể tích  Vđó Tỉ số

E ED

m V

 

 

   (2.3)

được gọi là liều hấp thụ tại điểm M

 Đơn vị của liều hấp thụ trong hệ SI là gray : 1 gray (Gy) = 1 J/kg

 Người ta cũng thường sử dụng đơn vị rad :

1 rad = 10-2 Gy = cGy

1 Gy = 100 rad

Suất liều hấp thụ là liều hấp thụ trong một đơn vị thời gian (Gy/s hoặc rad/s)

Khả năng hấp thụ năng lượng phụ thuộc tính chất của vật chất được chiếu, loại bức xạ và năng lượng của bức xạ Khi đưa ra giá trị của liều hấp thụ bao giờ cũng phải cho biết loại vật chất được chiếu

- Bước thứ hai xảy ra khi những hạt mang điện thứ cấp mất dần năng lượng trong môi trường do va chạm (ion hóa hay kích thích) hay do phát bức xạ (bức xạ hãm, hủy cặp)

Quá trình truyền năng lượng trong bước thứ nhất được mô tả bởi một đại lượng

có tên là kerma K (Kinetic Energy Released in Medium : động năng được giải phóng trong môi trường)

 Gọi Ek là năng lượng trung bình bức xạ truyền cho các hạt mang điện thứ cấp (electron, positron) trong một khối lượng môi trường  m, khi đó :

k

EKm

Đối với một chùm photon đơn năng, kerma tại một điểm trong môi trường có thông lượng năng lượng :

Các hạt mang điện thứ cấp, sau khi nhận được động năng của chúng có thể mất

năng lượng này trong môi trường do va chạm hay do phát bức xạ

Chú ý :

Kerma và liều hấp thụ đều được sử dụng trong kỹ thuật đo và tính liều Tuy nhiên,

do những khó khăn về mặt kỹ thuật, trong nhiều trường hợp, đặc biệt với chùm photon, người ta phải tính liều hấp thụ D thông qua kerma Kerma có thể tính dễ dàng khi biết thông lượng năng lượng Ψ của photon theo công thức (2.5)

Đối với một vật có kích thước đủ lớn, tổng năng lượng một vật hấp thụ sẽ bằng tổng năng lượng photon bỏ ra trong nó Do đó, có thể nghĩ rằng liều hấp thụ D và kerma

là bằng nhau tuy nhiên hai đại lượng này không phải luôn luôn bằng nhau tại mọi

điểm trong môi trường Cần chú ý điều này trong khi tính liều hấp thụ thông qua kerma

2.5 Kerma của mô mềm trong không khí [12]

Kerma của mô mềm trong không khí còn gọi là kerma của mô mềm FIA In-Air) có liên quan đến liều hấp thụ cực đại trong cơ thể

Liều hấp thụ của mô hoặc cơ quan là đại lượng quan trọng trong phép tính liều

Vì bức xạ hãm bị mất đi bởi các hạt mang điện không đáng kể trong mô mềm của

cơ thể và trạng thái cân bằng điện tồn tại ở ranh giới giữa các mô khi đó liều hấp thụ

và kerma có thể cân bằng nhau trong hầu hết các mô mềm của cơ thể Điều này được sử dụng để tính liều hấp thụ cho các cơ quan (hay liều cơ quan) như bàng quang, não, vú, mắt, hệ thống ruột, thận, gan, phổi, buồng trứng, tuyến tụy, bao tử, tinh hoàn, tuyến giáp Riêng trong tủy xương đỏ và bề mặt xương, liều hấp thụ và kerma cũng cân bằng nhau ở trong các mô đó nhưng ở đây sẽ đưa vào hệ số kerma của mô mềm Hệ số kerma là kerma của mô mềm trên đơn vị thông lượng hạt của photon ở một mức năng lượng riêng Hệ số này đối với photon được tính bằng tổng các tích của hệ số khối lượng trên một nguyên tố mô, năng lượng của photon và hệ

số hấp thụ năng lượng khối của nguyên tố cho photon ở năng lượng đó Các tổng này được tính cho các mức năng lượng riêng Nếu đơn vị của năng lượng photon là MeV và đơn vị của hệ số hấp thụ năng lượng khối là cm2/g, khi đó những tổng đó được nhân thêm hệ số 1,602.10-10 để cho hệ số kerma có đơn vị là Gy/photon/cm2

2.6 Liều tương đương [3, 4]

Về phương diện sinh học, người ta thấy rằng các loại bức xạ khác nhau dù được hấp thụ cùng một liều như nhau trong mô cũng có các tác dụng khác nhau Trong an toàn phóng xạ, ngoài liều hấp thụ người ta còn sử dụng một đại lượng khác gọi là liều tương đương Đó là tích số giữa liều hấp thụ trung bình trong một mô hay cơ quan và một hệ số đặc trưng cho loại bức xạ trong việc gây nên tác dụng sinh học :

trong đó, WR là hệ số đặc trưng cho loại bức xạ (hệ số trọng số phóng xạ tương ứng của bức xạ R) cho trong bảng 2.2 DT,R là liều hấp thụ trung bình của bức xạ R trong một mô hay cơ quan T Khi trường bức xạ gồm nhiều loại bức xạ với những giá trị khác nhau của trọng số phóng xạ WR thì liều tương đương được tính bởi :

Đơn vị của liều tương đương trong hệ SI là sievert (Sv) với 1 Sv = 100 rem

Suất liều tương đương là liều tương đương được hấp thụ trong một đơn vị thời

gian Đơn vị của suất liều tương đương là sievert/giây (Sv/s) hoặc rem/s

Bảng 2.2 Hệ số của trọng số phóng xạ của một vài loại bức xạ (ICRP-1990)

Loại và khoảng năng lượng của bức xạ Trọng số phóng xạ W R

Photon có tất cả năng lượng

Electron và muon, tất cả năng lượng

Nơtron, năng lượng < 10 keV

 10 keV tới 100 keV

 100 keV tới 2 MeV

 2 MeV tới 20 MeV

 20 MeV Những photon giật lùi, năng lượng > 2 MeV

Hạt alpha, những mảnh phân hạch, hạt nhân nặng

Độ nhạy này được đặc trưng bởi một hệ số gọi là hệ số trọng số mô

Trong trường hợp toàn thân bị chiếu, người ta dùng liều hiệu dụng là tổng của những liều tương đương ở các mô hay cơ quan, mỗi một liều được nhân với trọng

số mô tương ứng :

T T T

EW H (2.8) trong đó, HT là liều tương đương trong mô hoặc cơ quan T và WT là trọng số mô đặc trưng cho cơ quan T được cho trong bảng 2.3

Bảng 2.3 Trọng số mô đặc trưng cho các mô trong cơ thể

Các cơ quan khác (tuyến thượng thận, não, ruột non, thận,

cơ, tuyến tụy, lá lách, tuyến ức, tử cung…) 0,05

Tổng số các trọng số mô bằng 1 : WT  1

Các trọng số WT trong bảng 2.3 đã được xác định đối với một tập hợp dân chúng có

số nam bằng số nữ và phổ của tuổi tương đối rộng



CHƯƠNG 3 KẾT QUẢ TÍNH LIỀU CƠ QUAN CỦA CƠ THỂ NGƯỜI VÀ

Vùng không khí là một bán cầu có bán kính R Vùng đất là một hình trụ có bán kính R và độ dày là d Bức xạ photon của nguồn đơn năng và các nhân phóng

xạ trong đất được phân bố đồng đều với cường độ là 1 Bq/m3 Trong tính liều cơ quan, phantom MIRD-5 sẽ được đặt trên mặt đất có độ dày lớp đất cực tiểu dmin và bao quanh nó là bán cầu không khí có bán kính cực tiểu Rmin

3.1.2 Thành phần của nguồn

Những thành phần của đất và không khí được đưa ra trong bảng 3.1[9] Đối với không khí, các thành phần của nó ở điều kiện độ ẩm tương đối 40 %, áp suất 760 mmHg, nhiệt độ 20 0C và mật độ là 1,2 kg/m3 Đối với đất, thành phần của đất chứa 30 % nước và 20 % không khí theo thể tích, mật độ của đất là 1,6.103kg/m3

Bảng 3.1 Thành phần không khí và đất

Thành phần không khí Nguyên tố Tỉ lệ khối lượng

được xác định theo quãng chạy tự do trung bình của photon ở năng lượng ban đầu Giá trị của bán kính cực tiểu Rmin được lấy trong [17]

Ứng với bán kính Rmin, kerma không khí phụ thuộc vào bề dày lớp đất nhiễm bẩn phóng xạ và được xem như một hàm của độ dày lớp đất d Độ dày lớp đất dmin có thể được xác định khi Kair(d) là một hằng số (gần như không đổi) Kerma không khí tại vị trí cách mặt đất 1 m với nguồn phóng xạ phát photon ở năng lượng E0 phân bố đồng đều trong khối đất hình trụ được cho bởi công thức :

Bán kính cực tiểu Rmin và độ dày lớp đất cực tiểu dmin tương ứng cho các nguồn đơn năng từ 0,01 MeV đến 5 MeV được đưa ra trong bảng 3.2

Bảng 3.2 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

Bán kính cực tiểu R min Độ dày đất cực tiểu d min Năng lượng

3.3 Liều cơ quan và liều hiệu dụng từ nguồn photon đơn năng

Liều cơ quan được xem như một hàm của năng lượng Ở đây sẽ tính liều tương

đương HT của cơ quan và liều hiệu dụng E cho các nguồn photon đơn năng ở 12 mức năng lượng từ 10 keV đến 5 MeV dựa vào phantom MIRD-5 người trưởng thành Liều cơ quan được tính bằng tally F6 liên quan với hệ số fm dựa vào card FM6 trong MCNP Tally F6 có thể tính năng lượng của photon để lại trong vùng Tuy nhiên tally F6 được chuẩn hóa theo nguồn hạt và đơn vị của F6 là MeV/g

Hình 3.2 Độ dày lớp đất cực tiểu của vùng nguồn

Để tính được năng lượng để lại trong mô hoặc cơ quan mang đơn vị Gy thì phải được chuẩn hóa bằng cách sử dụng hệ số chuyển đổi sau :

6

2 1

* Ngoặc vuông thứ nhất là hệ số chuyển đơn vị từ MeV/g sang Gy

* Ngoặc vuông thứ hai là hệ số của cường độ nguồn bức xạ

* Cường độ nguồn bức xạ bằng thể tích của vùng nguồn (m3) nhân với nồng độ bức

xạ trong đất η = 1 Bq/m3 Liều cơ quan tính theo đơn vị Gy

Có vài kỹ thuật giảm sai số trong MCNP đã được áp dụng cho sự mô phỏng có hiệu quả của sự vận chuyển hạt Để cải tiến mẫu nguồn, trong luận văn sẽ dùng một hình cầu DXTRAN có bán kính khoảng 100 cm bao quanh bằng một đầu dò điểm kết hợp với kỹ thuật phân chia vùng không gian

Trong một bài toán mô phỏng bằng chương trình MCNP, để có được một sai số tương đối R có ý nghĩa thì chỉ số chất lượng FOM sẽ được xem xét bằng cách là đưa vào những phương pháp giảm sai số như đã trình bày trong chương 1 Trong công việc này, tác giả đã đưa ra những mô hình tính toán khác nhau để có thể tìm ra được sự tối ưu về kết quả tính toán nhờ vào chỉ số FOM

Dưới đây là các mô hình tính toán được đưa ra : Trước tiên là mô hình không sử dụng phương pháp giảm sai số (hình 3.1); mô hình 2 có vùng không khí được cắt giảm một nửa theo chiều cao (hình 3.3); mô hình 3 sẽ được cắt thêm một phần không khí từ mô hình 2 sao cho vùng không khí còn lại bao quanh phantom có dạng hình nón (hình 3.4); mô hình 4 kết hợp hình cầu DXTRAN vào mô hình 1 (hình 3.5); mô hình 5 kết hợp hình cầu DXTRAN vào mô hình 2 (hình 3.6) và mô hình 6 kết hợp hình cầu DXTRAN vào mô hình 3 (hình 3.7)

Từ công thức FOM 12

R T

 các chương trình tương ứng với các mô hình sẽ được chạy trong thời gian T = 15 phút ứng với mức năng lượng 0,01 MeV Kết quả được đưa ra trong bảng 3.3 và số liệu dùng để so sánh đưa ra trong bảng này lấy từ một

cơ quan trong 25 cơ quan được khảo sát đó là cơ quan da