Nghiên cứu phương pháp mô phỏng monte carlo trong tính toán che chắn an toàn bức xạ đối với bức xạ gamma

Mục tiêu của luận văn Mục tiêu của luận văn là nghiên cứu khả năng áp dụng phương pháp mô phỏng Monte Carlo thông qua việc sử dụng phần mềm MCNP5 trong tính toán che chắn đối với bức xạ

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

Chương 1: TỔNG QUAN PHƯƠNG PHÁP TÍNH TOÁN CHE CHẮN 1

1.1 Các đại lượng cơ bản trong tính toán an toàn bức xạ 1

1.1.7 Chiều dày làm yếu mười lần (TVL) 4 1.2 Lịch sử nghiên cứu của phương pháp tính toán che chắn đối với bức xạ

1.2.2 Dự án Manhattan và thời gian đầu sau chiến tranh 7

1.2.2.2 Lò phản ứng hạt nhân cho các động cơ đẩy 8

1.2.3.1 Những tiến bộ trongphương pháp che chắn đối với tiagamma 10 1.2.3.2 Những tiến bộ trongphương pháp tính toánMonteCarlo 11

1.2.4.1 Che chắn không gian 13

1.2.6 Những năm 1980 và 1990

1.2.6.1 Những tiến bộ trong hế số tích lũy 17

1.2.6.2 Tiết diện và các hệ số chuyển đổi liều 18

1.3.1.4 Các hệ số chuyển đổi từ thông lượng thành liều 23

1.3.2 Các phương pháp phân tích cơ bản 27

1.3.2.1 Liều bức xạ không tương tác 27 1.3.2.2 Phương pháp điểm hạt nhân cho liều bức xạ không

1.3.2.3 Ứng dụng trong lựa chọn hình học 28 1.3.3 Các phương pháp trung gian dùng trong tính toán che

1.3.3.5 Suy giảm đối với chùm tia rộng 32

1.3.4.1 Phương pháp suất phản chiếu (Albedo method) 34 1.3.4.2 Áp dụng phương pháp suất phản chiếu 34 1.3.5 Tính xấp xỉ suất phản chiếu liều đối với tia gamma 35

2.1.2 Mô phỏng các đại lượng ngẫu nhiên bằng phương pháp Mont –

3.1 Ứng dụng mcnp đánh giá sự suy giảm cường độ chùm bức xạ khi

giới hạn hoạt độ cho các nhân phóng xạ có trong vật liệu xây dựng 59

Phụ lục I Kết quả tính toán sự suy giảm cường độ chùm bức xạ khi đi qua vật

Phụ lục II Mã chương trình MCNP mô phỏng bài toán đánh giá liều từ vật

Phụ lục III Mã chương trình mô phỏng bài toán đánh giá sự suy giảm cường

độ chùm bức xạ khi đi qua vật liệu che chắn 99 Phụ lục IV Mã chương trình MCNP mô phỏng bài toán đánh giá che chắn cho phòng đặt máy giá tốc phát năng lượng 10 MeV 104

i

LỜI CAM ĐOAN

Tác giả xin cam đoan rằng đây là công trình khoa học chưa được cá nhân hoặc tổ chức nào công bố Tất cả các số liệu trong luận văn đều trung thực, khách quan và được tác giả trực tiếp tính toán, mô phỏng bằng chương trình MCNP5 tại Cục An toàn bức xạ và hạt nhân

Hà Nội, ngày 15 tháng 4 năm 2011

Người cam đoan ký tên

ii

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1 Kết quả tính toán chiều dày làm yếu 10 lần bằng chương trình mô

phỏng MCNP5 cho một số vật liệu che chắn điển hình 52 Bảng 2: Năng lượng tia gamma trung bình, tỷ số phân nhánh () và một số

Bảng 3 Kết quả tính toán trong trường hợp không tính đến ảnh hưởng của

Bảng 4: Kết quả tính toán với trường hợp tính đến ảnh hưởng của tán xạ và

Bảng 6 Suất liều tương đương tổng cộng tại tâm phòng 59 Bảng 7 Giới hạn hoạt độ của từng đồng vị phóng xạ 59 Bảng 8 Kết quả tính toán cho trường hợp chùm tia chiếu về phía tường

Bảng 9 Kết quả tính toán cho trường hợp chùm tia chiếu về phía tường sau 66 Bảng 10 Kết quả tính toán cho trường hợp chùm tia chiếu lên trần 66 Bảng 11 Kết quả tính toán cho trường hợp chùm tia chiếu xuống sàn 66 Bảng 12 Tổng hợp kết quả tính toán cho cả 4 trường hợp 67 Bảng 13 Kết quả tính toán đối với nguồn I-192, vật liệu bê tông 73 Bảng 14 Kết quả tính toán đối với nguồn I-192, vật liệu sắt 73 Bảng 15 Kết quả tính toán đối với nguồn I-192, vật liệu chì 74 Bảng 16 Kết quả tính toán đối với nguồn Cs-137, vật liệu bê tông 75 Bảng 17 Kết quả tính toán đối với nguồn Cs-137, vật liệu sắt 76 Bảng 18 Kết quả tính toán đối với nguồn Cs-137, vật liệu chì 77 Bảng 19 Kết quả tính toán đối với nguồn Co-60, vật liệu bê tông 78 Bảng 20 Kết quả tính toán đối với nguồn Co-60, vật liệu sắt 79 Bảng 21 Kết quả tính toán đối với nguồn Co-60, vật liệu chì 80 Bảng 22 Kết quả tính toán đối với nguồn tia X có năng lượng 150 keV, vật

Bảng 23 Kết quả tính toán đối với nguồn tia X có năng lượng 150 keV, vật

iii

Bảng 24 Kết quả tính toán đối với nguồn tia X có năng lượng 150 keV, vật

Bảng 25 Kết quả tính toán đối với nguồn tia X có năng lượng 200 keV, vật

Bảng 26 Kết quả tính toán đối với nguồn tia X có năng lượng 200 keV, vật

Bảng 27 Kết quả tính toán đối với nguồn tia X có năng lượng 200 keV, vật

Bảng 28 Kết quả tính toán đối với nguồn tia X có năng lượng 200 keV, vật

Bảng 29 Kết quả tính toán đối với nguồn tia X có năng lượng 200 keV, vật

Bảng 30 Kết quả tính toán đối với nguồn photon phát ra từ máy gia tốc có

Bảng 31 Kết quả tính toán đối với nguồn photon phát ra từ máy gia tốc có

Bảng 32 Kết quả tính toán đối với nguồn photon phát ra từ máy gia tốc có

Bảng 33 Kết quả tính toán đối với nguồn photon phát ra từ máy gia tốc có

Bảng 34 Kết quả tính toán đối với nguồn photon phát ra từ máy gia tốc có

Bảng 35 Kết quả tính toán đối với nguồn photon phát ra từ máy gia tốc có

iv

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ

Hình 2 So sánh các hệ số tích lũy yếu tố tích tụ tính bằng mã Pallas và phù

hợp theo phương pháp cấp số nhân

19

Hình 3 So sánh hàm đáp ứng của photon Dữ liệu được trích dẫn từ ICRP

(1987)

26

Hình 4 Nguồn thẳng đẳng hướng với một tấm che chắn 29

Hình 5 Hệ số điều chỉnh cho hệ số tích lũy Bx tại ranh giới của một môi

trường hữu hạn phương tiện hữu hạn nằm trong môi trường vô hạn có hệ số

tích lũy B trong cùng một độ sâu thâm nhập

30

Hình 6 Mối quan hệ giữa góc và năng lượng trong công thức suất phản

chiếu

35

Hình 7 Suất phản chiếu tương đương liều môi trường đối với photon tán xạ

có năng lượng 1,25 MeV từ bêtông, được tính toán bằng cách sử dụng công

thức xấp xỉ bảy thông số của Chilton-Huddleston

36

Hình 8 Hình học sử dụng để tính toán khả năng che chắn bức xạ của vật

liệu theo chiều dày

52

Hình 9 Hình học sử dụng để tính toán suất liều hấp thụ gamma trong không

khí tại tâm phòng gây ra bởi các nhân phóng xạ có trong vật liệu xây dựng

54

Hình 10 Hình học sử dụng để tính suất liều hấp thụ trong không khí tại

điểm P (xp,yp,zp)

56

Hình 11 Hình học tính toán trong trường hợp không tính đến tán xạ 56

Hình 12 Hình học tính toán trong trường hợp có tính đến ảnh hưởng của tán

xạ

57

Hình 13 Mặt bằng phòng đặt máy gia tốc tuyến tính cần tính toán che chắn 62

Hình 14 Hình học bài toán tính toán che chắn cho máy gia tốc năng lượng

10 MeV – chùm tia hướng ra phía tường trước

63

v

Hình 15 Hình học bài toán tính toán che chắn cho máy gia tốc năng lượng

10 MeV – chùm tia hướng ra phía tường sau

64

Hình 16 Hình học bài toán tính toán che chắn cho máy gia tốc năng lượng

10 MeV – chùm tia hướng lên trần

64

Hình 17 Hình học bài toán tính toán che chắn cho máy gia tốc năng lượng

10 MeV – chùm tia hướng xuống sàn

65

Hình 18 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

Ir-192, vật liệu che chắn là bê tông

73

Hình 19 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

Ir-192, vật liệu che chắn là sắt

74

Hình 20 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

Ir-192, vật liệu che chắn là chì

75

Hình 21 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

Cs-137, vật liệu che chắn là bê tông

Hình 24 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

Co-60, vật liệu che chắn là bê tông

79

Hình 25 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

Co-60, vật liệu che chắn là sắt

80

Hình 26 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

Co-60, vật liệu che chắn là chì

81

Hình 27 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

tia X có năng lượng 150 keV, vật liệu che chắn là bê tông

82

Hình 28 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

tia X có năng lượng 150 keV, vật liệu che chắn là sắt

83

Hình 29 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn 83

vi

tia X có năng lượng 150 keV, vật liệu che chắn là chì

Hình 30 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

tia X có năng lượng 150 keV, vật liệu che chắn là bê tông Barit

84

Hình 31 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

tia X có năng lượng 200 keV, vật liệu che chắn là bê tông

85

Hình 32 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

tia X có năng lượng 200 keV, vật liệu che chắn là sắt

86

Hình 33 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

tia X có năng lượng 200 keV, vật liệu che chắn là chì

87

Hình 34 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

tia X có năng lượng 200 keV, vật liệu che chắn là bê tông Barit

88

Hình 35 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

photon phát ra từ máy gia tốc có năng lượng 6 MeV, vật liệu che chắn là bê

tông

89

Hình 36 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

photon phát ra từ máy gia tốc có năng lượng 6 MeV, vật liệu che chắn là sắt

90

Hình 37 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

photon phát ra từ máy gia tốc có năng lượng 6 MeV, vật liệu che chắn là

chì

91

Hình 38 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

photon phát ra từ máy gia tốc có năng lượng 10 MeV, vật liệu che chắn là

bê tông

92

Hình 39 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

photon phát ra từ máy gia tốc có năng lượng 10 MeV, vật liệu che chắn là

sắt

93

Hình 40 Đồ thị thể hiện sự suy giảm chùm tia theo chiều dày đối với nguồn

photon phát ra từ máy gia tốc có năng lượng 10 MeV, vật liệu che chắn là

chì

94

vii

MỞ ĐẦU

A Lý do chọn đề tài

Nghiên cứu và ứng dụng khoa học kỹ thuật hạt nhân được Đảng và Nhà nước

ta quan tâm từ những năm 1960 Tổ chức của Ngành hạt nhân chính thức ra đời vào năm 1976 và việc hoàn thành công trình khôi phục và mở rộng Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt vào tháng 3/1984 đã tạo ra bước phát triển nhảy bậc trong lĩnh vực này Ngày nay kỹ thuật hạt nhân và đồng vị phóng xạ được ứng dụng có hiệu quả vào nhiều lĩnh vực khác nhau của đời sống xã hội Các hướng ứng dụng tiêu biểu của kỹ thuật hạt nhân có thể kể đến là: sản xuất đồng vị và điều chế dược chất phóng xạ phục vụ chẩn đoán và điều trị bệnh; sử dụng kỹ thuật nguồn kín để xây dựng các hệ đo đạc hạt nhân như đo mức chất lỏng, đo độ dày, độ ẩm của vật liệu, v.v trong các dây chuyền tự động hóa của các nhà máy công nghiệp; phát triển các

kỹ thuật phân tích hạt nhân để tham gia vào các chương trình thăm dò, khai thác tài nguyên khoáng sản và nghiên cứu, bảo vệ môi trường; sử dụng các đồng vị tự nhiên

và nhân tạo để đánh giá một số quá trình trong tự nhiên như hiện tượng bồi lấp, xói mòn; sử dụng các nguồn bức xạ cường độ cao để khử trùng các dụng cụ, chế phẩm

và bảo quản thực phẩm, dược phẩm; ứng dụng kỹ thuật hạt nhân trong nông nghiệp

và sinh học, v.v Đi kèm với những lợi ích mà nó đem lại, việc sử dụng thiết bị có chứa nguồn phóng xạ, thiết bị phát bức xạ cũng luôn tiềm ẩn những nguy cơ về mất

an toàn bức xạ, đòi hỏi những thiết bị này phải được thiết kế che chắn đặc biệt nhằm đảm bảo an toàn bức xạ cho nhân viên vận hành và dân chúng Luận văn này trình bày ứng dụng phương pháp mô phỏng MCNP trong tính toán che chắn an toàn bức

xạ Do hạn chế về thời gian nên luận văn chỉ tập trung nghiên cứu tính toán che chắn cho bức xạ gamma

viii

B Mục tiêu của luận văn

Mục tiêu của luận văn là nghiên cứu khả năng áp dụng phương pháp mô phỏng Monte Carlo thông qua việc sử dụng phần mềm MCNP5 trong tính toán che chắn đối với bức xạ gamma nhằm đảm bảo an toàn bức xạ cho những người làm việc trực tiếp với bức xạ và dân chúng

Luận văn cũng sẽ làm rõ những ưu nhược điểm của phương pháp mô phỏng Monte Carlo so với các phương pháp tính toán giải tích khác Từ đó vận dụng một cách tối ưu nhất cả hai phương pháp cho các bài toán thiết kế che chắn nhằm đảm bảo an toàn bức xạ trong thực tế

Áp dụng thử phương pháp mô phỏng Monte Carlo trong tính toán che chắn an toàn bức xạ cho các cơ sở có sử dụng nguồn phóng xạ hoặc các thiết bị phát bức xạ gamma hay tia-X trong thực tế tại Việt Nam, ví dụ như các cơ sở y tế, các cơ sở công nghiệp v.v

C Nội dung nghiên cứu

Để xây dựng quy trình cho việc tính toán che chắn an toàn đối với bức xạ gamma hay tia-X, luận văn nghiên cứu cơ sở lý thuyết và các yếu tố ảnh hưởng đến tính toán che chắn như loại nguồn bức xạ, vật liệu che chắn v.v cũng như nghiên cứu phần mềm mô phỏng MCNP5, từ đó xây dựng tệp dữ liệu đầu vào cho chương trình MCNP5 nhằm giải quyết mục tiêu đã đề ra

Trong tính toán che chắn an toàn đối với bức xạ gamma hay tia-X, một đại lượng thường được áp dụng để đánh giá nhanh khả năng che chắn của một nguồn bức xạ đó là chiều dày làm yếu mười lần (TVL) của vật liệu che chắn đối với một nguồn bức xạ cụ thể Do đó, luận văn cũng đưa ra phương pháp nhằm đánh giá thông số này

Do không có điều kiện làm thực nghiệm để kiểm chứng các kết quả tính toán nên luận văn đã so sánh các kết quả tính toán với các số liệu được cung cấp bởi các

ix

tổ chức có uy tín trong lĩnh vực an toàn bức xạ, góp phần khẳng định tính đúng đắn của phương pháp tính toán

Ngoài phần mở đầu và kết luận, luận văn bao gồm 3 chương chính:

 Chương 1 – Tổng quan phương pháp tính toán che chắn

 Chương 2 - Phương pháp Monte Carlo và chương trình MCNP5

 Chương 3- Kết quả tính toán và thảo luận

CHƯƠNG I

TỔNG QUAN PHƯƠNG PHÁP TÍNH TOÁN CHE CHẮN

1.1 CÁC ĐẠI LƯỢNG CƠ BẢN TRONG TÍNH TOÁN AN TOÀN BỨC XẠ

Trong tính toán và thiết kế bảo vệ an toàn đối với bức xạ gamma (bức xạ lượng tử), người ta thường quan tâm đến một số đại lượng cơ bản như: năng lượng bức xạ, hoạt độ bức xạ, các đại lượng đo liều bức xạ, một số đại lượng cơ bản dùng trong tính toán thiết kế che chắn nhanh như chiều dày làm yếu một nửa (HVL), chiều dày làm yếu mười lần (TVL) Mô tả chi tiết của các đại lượng này được trình bày dưới đây:

1.1.1 Năng lượng

Năng lượng của bức xạ ion hoá được đo bằng đơn vị electronvolts (eV) nó là đơn vị rất nhỏ của năng lượng, thậm chí trong giới hạn nguyên tử Một electronvolt

là lượng năng lượng thu được bởi một điện tử khi gia tốc qua hiệu điện thế một volt

và một cách toán học bằng 1,6 x 10-19 joules Trong thực tế, đơn vị của năng lượng bức xạ ion hóa thườngng được biểu diễn dưới dạng bội số của electronvolt như kiloelectronvolt (keV hoặc 103 eV) hoặc megaelectronvolt( MeV hoặc106 eV)

1.1.2 Hoạt độ phóng xạ [1]

Hoạt độ phóng xạ là số biến đổi hạt nhân xảy ra một cách ngẫu nhiên trong một đơn vị thời gian trong lượng vật chất xác định của nguồn phóng xạ

Để cho gọn, cụm từ “hoạt độ phóng xạ” của một nguồn phóng xạ còn được gọi

là “độ phóng xạ”, và, sự kiện “biến đổi hạt nhân một cách ngẫu nhiên” còn được gọi

Trong hệ đơn vị SI, thì độ phóng xạ có đơn vị đo là Becquerel, ký hiệu là Bq

1 Becquerel là độ phóng xạ của một nguồn mà cứ mỗi giây thì có 1 phân rã phóng

xạ xảy ra trong lượng vật chất của nguồn đó; tức là 1 Bq=1 (phân rã)/s

Bên cạnh đơn vị chính thống là Bq như vừa nêu trên, thì cho đến nay vẫn còn

sử dụng rộng rãi một đơn vị ngoại hệ là Currie (ký hiệu là Ci) 1 Ci là độ phóng xạ của một nguồn, mà trong lượng vật chất của nguồn đó xảy ra 3,7.1010 phân rã trong mỗi giây: 1 Ci = 3,7.1010 (phân rã)/s = 3,7.1010 Bq

Liều hấp thụ D ở lân cận của một điểm nào đó trong khối vật chất bị chiếu xạ được xác định theo biểu thức sau đây:

Trong hệ đo lường tiêu chuẩn hiện nay (SI), liều hấp thụ bức xạ có đơn vị đo

là Joule trên kilôgam, ký hiệu là J/kg

1 Joule trên kilôgam (1 J/kg) là liều hấp thụ bức xạ mà khối lượng 1 kg của chất bị chiếu xạ hấp thụ được năng lượng bằng 1 J của bức xạ iôn hoá loại bất kỳ Đơn vị 1 J/kg được gọi là 1 Gray (ký hiệu là Gy); như vậy 1Gy = 1 J/kg

1.1.4 Liều tương đương

Liều tương đương (ET,i ) gây bởi một loại bức xạ iôn hoá nào đó trong một cơ quan hoặc tổ chức cơ thể của con người được định nghĩa là tích số giữa liều hấp thụ

với trọng số của bức xạ:

ET,i = DT,i Wi (1.3)

trong đó DT,i  liều hấp thụ gây bởi bức xạ iôn hoá loại i trong cơ quan hoặc tổ chức

cơ thể T; Wi  trọng số của bức xạ iôn hoá loại i

Nếu bức xạ ban đầu gồm những thành phần i khác nhau, hoặc nó tạo nên những loại sản phẩm i khác nhau khi tương tác với môi trường, thì liều tương đương được xác định theo công thức sau đây:





) ( , ,

i

i i T i

Trong hệ đo lường tiêu chuẩn hiện nay (SI), liều tương đương ET,i cũng có đơn

vị đo là Joule trên kilôgam, ký hiệu là J/kg; nhưng trong trường hợp này đơn vị 1 J/kg được gọi là 1 Sievert (ký hiệu là Sv); như vậy 1Sv = 1 J/kg

, )

(

,

T

i i T T T

i T

1.1.6 Chiều dày làm yếu một nửa (HVL)

Chiều dày làm yếu một nửa (HVL) đối với một vật liệu che chắn nhất định là

bề dày của lớp che chắn đó cần thiết để giảm cường độ bức xạ tới giá trị một nửa của giá trị ban đầu của nó

Rx = R0 / 2n (1.7) Trong đó: - n là số lần chiều dày HVL sử dụng để che chắn;

- Rx là suất liều sau khi qua lớp che chắn có bề dày x;

- R0 là suất liều khi không che chắn

Bề dày thực tế (x) của lớp che chắn sẽ là:

x = n.HVL (1.8)

Mối quan hệ giữa hệ số hấp thụ tuyến tính (µ) và chiều dày làm yếu một nửa (HVL):

HVL = 0.693/µ (1.9)

1.1.7 Chiều dày làm yếu mười lần (TVL)

Chiều dày làm yếu mười lần (TVL) được định nghĩa là bề dày vật liệu che chắn cần thiết để giảm cường độ bức xạ đến một phần mươì giá trị ban đầu của nó:

Rx = R0 / 10n (1.10) Trong đó: - n là số lần chiều dày TVL sử dụng để che chắn;

- Rx là suất liều sau khi qua lớp che chắn có bề dày x;

- R0 là suất liều không che chắn

Bề dày thực tế (x) của lớp che chắn sẽ là:

x = n.TVL (1.11) Mối liên hệ giữa hệ số hấp thụ tuyến tính (µ) và chiều dày làm yếu mười lần (TVL) sẽ là :

TVL = 2.303/µ (1.12)

1.2 LỊCH SỬ NGHIÊN CỨU CỦA PHƯƠNG PHÁP TÍNH TOÁN CHE CHẮN ĐỐI VỚI BỨC XẠ GAMMA [4]

1.2.1 Những năm gần đây

1.2.1.1 Che chắn đối với các máy phát tia X

Các mối nguy hiểm bức xạ từ tia X đã được nhận thấy trong vài tháng ngay sau khi được Roentgen phát hiện ra năm 1895, tuy nhiên việc giới hạn liều bằng các biện pháp giảm thời gian, tăng khoảng cách và áp dụng che chắn trước năm

1913 chưa được quan tâm Chỉ sau năm 1913, các tổ chức chuyên ngành về vấn đề này mới thiết lập các hướng dẫn về bảo vệ bức xạ, tuy nhiên những công cụ để đánh giá mức độ chiếu xạ chỉ xuất hiện từ năm 1925 Thông qua kết quả khảo sát của tổ chức bảo vệ bức xạ, Taylor (1979) bắt đầu xây dựng hướng dẫn che chắn đối với tia X tại Anh và Đức Năm 1913, Hiệp hội bảo vệ bức xạ Đức về các biện pháp bảo vệ đối với tia X đã đưa ra khuyến cáo rằng cần có 2 mm chì che chắn, đối với bất kể cao áp, tải làm việc hoặc bộ lọc được sử dụng Tại Anh, Hội Roentgen về bảo vệ bức xạ, quan tâm đến việc bảo vệ bức xạ cho nhân viên vận hành khuyến cáo rằng, cần phải có bộ chuẩn trực cho các máy phát tia X Tuy nhiên, vẫn chưa đưa ra được khuyến cáo rõ ràng về yêu cầu che chắn

Năm 1921, Ban bảo vệ tia X và radium của Anh đã ban hành hướng dẫn, cả về các biện pháp vật lý và các biện pháp hành chính trong bảo vệ bức xạ cho các cơ sở X-quang Đối với cơ sở khám chẩn đoán bệnh, khuyến cáo nhân viên vận hành sử dụng một màn chì dày 2 mm, cũng như việc sử dụng găng tay có chiều dày che chắn tương đương 0,5 mm chì Đối với điều trị bề mặt (năng lượng tia X lên đến

100 kV), thì chiều dày chì khuyến cáo sử dụng là 2 mm Đối với điều trị sâu (năng lượng tia X lớn hơn 100 kV) chiều dày chì khuyến cáo sử dụng là 3 mm Tại thời điểm này, tấm lọc và tải làm việc vẫn chưa được quan tâm

Mutscheller (1925) giới thiệu các khái niệm quan trọng trong việc che chắn đối với tia X Ông đưa ra mức liều ban đỏ, ED được tính toán thông qua dòng i (mA), thời gian chiếu t (phút) và khoảng cách từ nguồn tới vị trí xác định (m), cụ thể là:

(1.13)

Công thức này cho thấy mức liều ED không phụ thuộc vào năng lượng của tia

X Nhiều năm sau đó, Taylor (1981) đã quan sát và đưa ra giá trị liều ban đỏ là tương đương với mức chiếu xạ X khoảng 600 R Như vậy, ta có một đại lượng mới,

(1.14) Mutscheller cũng công bố hệ số suy giảm là một hàm phụ thuộc vào chiều dày chì và chiều dài bước sóng trung bình của tia X Đây là tiêu chuẩn để đánh giá mức

độ chiếu xạ của tia X, với K0 có giá trị trung bình từ 0,24 đến 0,97 R m2 mA-1 phút-1, đối với trường hợp tia X được lọc và có năng lượng đỉnh nằm trong dải từ 30 đến

140 kV (Simpkin 1987 , 1989)

Có những thay đổi trong khuyến cáo che chắn trong những năm trước chiến tranh thế giới lần thứ II, trong đó quan tâm đến hiện tượng tán xạ của tia X, các yêu cầu về che chắn đối với tia X chặt chẽ hơn, khuyến cáo sử dụng kính bảo hộ (có chiều dày che chắn tương đương 0,25 mm chì) và tạp dề (có chiều dày che chắn tương đương 0,5 mm chì) trong xét nghiệm huỳnh quang

Tại Hoa Kỳ, Uỷ ban tư vấn về bảo vệ đối với tia X và radium được thành lập vào năm 1929, dưới sự bảo trợ của Cục Tiêu chuẩn Quốc gia Năm 1964, Hội đồng quốc gia về bảo vệ và đo đạc bức xạ (NCRP) đã được Quốc hội thông qua Các báo cáo NCRP số 1 và 3 đã được ban hành vào năm 1931 và 1936 Các báo cáo này đã đưa ra khuyên cáo mức liều cho phép trong một ngày là 0,2 R/ngày, gấp 2 lần so với mức 0,1 R/ngày đối với chiếu xạ nghề nghiệp

1.2.1.2 Che chắn nguồn phóng xạ radium

Năm 1927, Ủy ban Quốc tế về bảo vệ đối với tia X và Radium đã ban hành các khuyến cáo về việc lưu giữ các nguồn radium Ống đựng và dụng cụ chuyên dụng phải được che chắn ít nhất 5 cm chì ứng với 100 mg radium Đối với dung dịch radium thì yêu cầu che chắn chì trong dải từ 15 cm tương với 0,5 g dung dịch nguồn đến 30 cm tương ứng với 2g dung dịch nguồn Báo cáo NCRP 2 (1934) khuyến cáo sử dụng một khu vực bảo vệ bao quanh vị trí lưu giữ nguồn Ra là 3 m

và nên lắp đặt hệ thống quạt thông gió và ống hút để loại bỏ khí radon và các sản phẩn phân rã của chúng thoát ra từ các nguồn hở Yêu cầu che chắn cho các nguồn lưu giữ được sửa lại từ 4 cm chì cho 100 mg nguồn đến 6 cm chì cho 300 mg nguồn Báo cáo NCRP 4 (1938) quan tâm đến việc xác định mức liều cho tia gamma phát ra từ các nguồn radium Mức liều cho phép đối với nguồn radium chỉ được thiết lập kể từ năm 1941, đưa ra khái niệm mức thâm nhập cơ thể cho phép lớn nhất là 0,1 pCi Điều này được rút ra qua kinh nghiệm từ sự cố xảy ra đối với các họa sỹ sử dụng mực có pha uranium và từ nhu cầu đưa ra các tiêu chuẩn về xử

lý an toàn các hợp chất phóng xạ phát sáng (NCRP 1941)

1.2.2 Dự án Manhattan và thời gian đầu sau chiến tranh

1.2.2.1 Thời kỳ chiến tranh

Trong chiến tranh thới giới lần thứ II, nhiều nghiên cứu về phân hạch hạt nhân, xây dựng các lò phản ứng hạt nhân, làm giàu uranium, sản xuất plutonium từ các sản phẩm phân hạch và thiết kế, xây dựng, thử nghiệm và triển khai vũ khí hạt nhân đã được thực hiện với tốc độ chóng mặt trong Dự án Manhattan Dự án này bao gồm nhiều lĩnh vực, từ khoa học, kỹ thuật, quản lý và xây dựng với quy mô lớn

và đã đạt được nhiều thành tựu Dự án đã tạo ra nhiều vật liệu mới, nguồn bức xạ mới và nguy hiểm Nguồn bức xạ mới này đòi hỏi không chỉ đưa ra các biện pháp bảo vệ đơn thuần như che chắn, mà còn phải quan tâm đến việc kiểm tra các hiệu ứng sinh học và phải thiết lập các quy tắc làm việc

Jones (1985) mô tả các chương trình sức khỏe và an toàn trong khu Kỹ thuật Manhattan Tháng 6 năm 1943, một bộ phận y tế được thành lập tại trụ sở của khu theo chỉ đạo của Giáo sư Stafford Warren Các chương trình nghiên cứu y học đã được thành lập để giải quyết các vấn đề như sự trao đổi chất và đo liều bức xạ đối với các nhân phóng xạ thâm nhập vào cơ thể người thông qua con đường ăn uống

và hít thở Chương trình vệ sinh công nghiệp đã được thành lập để đối phó với nhiều chất mới và độc hại như các plutonium và uranium hexafluoride Những hoạt động liên quan đến y vật lý đã được triển khai Hoạt động khai thác, chế biến và làm giàu uranium dẫn đến nhiều rủi ro mới Xử lý nhiên liệu đã qua sử dụng từ lò phản ứng hạt nhân, xử lý chất thải phân hạch, các sản phẩm kích hoạt và tách chiết actinides cũng dẫn đến những rủi ro mới Việc phát triển bom hạt nhân yêu cầu phải xử lý các rủi ro do bức xạ Những nghiên cứu này đã gặt hái được nhiều thành công Khu Kỹ thuật Manhattan hoạt động với mức độ tổn thương nghề nghiệp nhỏ hơn rất nhiều so với ngành công nghiệp tư nhân

Việc không nắm rõ quy luật vận chuyển của bức xạ dẫn đến kém linh hoạt trong thiết kế che chắn Che chắn cho lò phản ứng grafit tại Chicago năm 1943, được xây dựng bằng bê tông và gỗ pha parafin, dựa trên tính toán suy giảm của Fermi và Zinn là đủ để che chắn đối với tia gamma, tuy nhiên che chắn đối với nơtron là khá dư (Schaeffer 1973) Sau khi lò phản ứng này hoạt động thành công, người ta đã tiến hành xây dựng lò phản ứng X-10, mục tiêu biến đây thành Phòng

thí nghiệm quốc gia Oak Ridge để cung cấp dữ liệu cho việc thiết kế các lò phản ứng hoạt động dựa trên plutonium Lò phản ứng X-10 được xây dựng dựa trên việc

sử dụng than chì và được làm mát bằng không khí Lò được che chắn bởi 2,1 m bêtông barít và keramzit, barit là chất có mật độ cao và keramzit là vật liệu có chứa nhiều Hydro Thiết kế này cũng đảm bảo che chắn đối với tia gamma và che chắn

dư đối với nơtron (Schaeffer 1973; Jaeger 1975) Hoạt động của lò phản ứng X-10 cho thấy vấn đề với dòng tia gamma và neutron xung quanh lỗ vào hệ che chắn Các

lò phản ứng sử dụng nhiên liệu plutonium, làm chậm bằng than chì và làm mát bằng nước tại Hanford, Washington sử dụng lá chắn sắt nhiệt, phụ gia limonit mật độ cao

và lá chắn bê tông ma-nhê-tit sinh học

Vào những năm 1940, tầm quan trọng của các tia gamma tán xạ đã được khẳng định thông qua các phép đo đạc, người ta đã đưa ra thuật ngữ hệ số tích lũy

để thể hiện mức độ quan trọng tương đối trong hai trường hợp có tính đến tán xạ và không tính đến tán xạ Nguồn gốc của các nghiên cứu này là từ Dự án Manhattan (Goldstein 1959)

1.2.2.2 Lò phản ứng hạt nhân cho các động cơ đẩy

Luật Năng lượng nguyên tử năm 1946 đã chuyển quyền kiểm soát về vấn đề hạt nhân từ quân đội cho Ủy ban năng lượng nguyên tử dân sự (AEC) Cùng năm

đó, khi làm việc với AEC, Hải quân Mỹ bắt đầu phát triển các mẫu tầu ngầm chạy năng lượng hạt nhân, trong khi đó Không quân Mỹ cũng phát triển các mẫu máy bay chạy năng lượng hạt nhân Cả hai công trình này đều đòi hỏi thu nhỏ kích thước

và trọng lượng của lò phản ứng hạt nhân đến mức thấp nhất Điều này chỉ có thể thực hiện được bằng cách giảm kích thước thiết kế và cần có các kiến thức cơ học, nhiệt và hạt nhân với độ chính xác lớn hơn nhiều so với các kiến thức trước đây Goldstein (1967) và Schaeffer (1973) mô tả cách thách thức được đưa ra vào năm

1947 tại Phòng thí nghiệm quốc gia Oak Ridge theo chỉ đạo của Everitt Blizard trong chương trình nghiên cứu đầu tiên thực hiện tại lò phản ứng hạt nhân được che chắn Lò phản ứng than chì X-10 có một khe hở khoảng 2 feet vuông dùng để chiết

ra một chùm neutron, cường độ của chùm nơtron có thể được tăng cường bằng cách xếp các viên nhiên liệu ngay trước khe hở Sự suy giảm của chùm nơtron có thể đo được trong các lớp vật liệu che chắn đặt trước khe hở này Ngay từ đầu, các kết quả

đo đã chỉ ra tầm quan trọng của các tia gamma được sinh ra khi nơtron bị hấp thụ Hình học thực nghiệm đã được cải tiến nhiều khi sử dụng một tấm chuyển đổi thay

vì dựa vào nơtron phân hạch từ viên nhiên liệu Các tấm chuyển đổi là một tấm mỏng, có dạng hình học xác định (dạng đĩa hoặc hình chữ nhật) có chứa uranium đã được làm giàu Một chùm rộng đồng nhất nơtron nhiệt được chiếu vào đĩa tạo ra một nguồn phân hạch nơtron C.E Clifford sau đó bố trí một bể nước liền kề với các nguồn phân hạch Trong bể đặt các tấm che chắn và thiết bị cần thiết Mô hình này (LTSF) là tiền thân cho việc che chắn trong nhiều lò phản ứng nghiên cứu làm mát bằng nước Đầu tiên là lò phản ứng LTSF tại Phòng thí nghiệm quốc gia Brookhaven, tiếp đó là các lò tại Phòng thí nghiệm quốc gia Oak Ridge và lò LIDO của Anh hoàn thành vào năm 1956 Các lò phản ứng nghiên cứu BEPO của Anh tương tự với thiết kế của lò X-10 được đưa vào hoạt động từ năm 1948

Dòng bức xạ xuyên qua lớp che chắn và làm nóng lớp bê tông che chắn do sự hấp thụ nơtron và tia gamma được nghiên cứu ngay từ đầu nhằm hỗ trợ cho việc thiết kế các lò phản ứng làm mát bằng khí Công trình này được mô tả trong tài liệu của Price và các cộng sự (1957) Ngay sau đó, các trường đại học cũng như chính phủ và các phòng thí nghiệm công nghiệp đã nỗ lực bắt tay vào nghiên cứu Tính chất của các vật liệu che chắn, sự suy giảm của nơtron, sự hình thành của các tia gamma qua quá trình bắt nơtron và quá trình tán xạ không đàn hồi, sự phản xạ và lan truyền của neutron và tia gamma qua các ống dẫn và các hiệu ứng bức xạ trên các vật liệu là những đề tài nghiên cứu chính

1.2.3 Thập niên của những năm 1950

Thời gian này, Mỹ thông qua Luật Năng lượng nguyên tử năm 1954, chương trình năng lượng nguyên tử vì mục đích hòa bình và giải mã các dữ liệu hạt nhân Những tiến bộ trong phương pháp vận chuyển tia gamma cho phép tính toán hệ số tích lũy khi xử lý tán xạ photon Tất cả những tiến bộ công nghệ cho phép tiến hành thiết kế cho các lò phản ứng hạt nhân trước khi máy tính kỹ thuật số được sử dụng rộng rãi Chương trình NERVA (năng lượng hạt nhân cho các ứng dụng đối với xe tên lửa) được khởi động vào năm 1955 dưới sự bảo trợ của NASA và Ủy ban Năng lượng nguyên tử Tên lửa hạt nhân đầu tiên (KIWI) được thử nghiệm vào năm 1959

Hiệp ước cấm thử vũ khí hạt nhân năm 1963 đã ngăn cản việc triển khai hệ thống tên lửa hạt nhân và chương trình này đã buộc phải kết thúc vào năm 1972 Các cuộc thử nghiệm vũ khí hạt nhân vẫn tiếp tục diễn ra trong suốt thập kỷ này, Mỹ đã thử nghiệm một thiết bị tổng hợp hạt nhân vào tháng 10 năm 1952, trong khi Liên Xô cũng tiến hành thử nghiệm một thiết bị tương tự vào tháng 8 năm 1953 Lò phản ứng hạt nhân tái sinh đầu tiên (EBR-I) được thử nghiệm, đưa vào hoạt động và tạo

ra điện trong tháng 12 năm 1951 Lò này bắt đầu xây dựng vào đầu tháng 5 năm

1949 Nhà máy điện hạt nhân thương mại đầu tiên bắt đầu xây dựng vào năm 1954

và phát điện vào tháng 12 năm 1957

1.2.3.1 Những tiến bộ trong phương pháp che chắn đối với tia gamma

Trong thời gian đầu của thập kỷ, một chương trình lớn tại Cục Tiêu chuẩn Quốc giađã tiến hành nghiên cứu về điện tử và sự vận chuyển của photon (Spencer

và Fano 1951) Fano và cộng sự (1959) đã đưa ra mô tả về quá trình vận chuyển photon Có nhiều phương pháp được đưa ra nhằm xây dựng phương trình mô tả vận chuyển năng lượng, không gian và phân bố góc của thông lượng hạt phát sinh

từ các nguồn cố định Phương trình này áp dụng cho môi trường đồng nhất vô hạn, với nguồn đơn năng có hình học xác định như nguồn điểm hoặc nguồn phằng vô hạn và đẳng hưởng Sự phụ thuộc vào góc của thông lượng hạt,  (r, E, ) được thể hiện thông qua đa thức Legendre mở rộng, trong đó mỗi số hạng được biểu diễn bởi cá moment không gian Sự phụ thuộc năng lượng của mỗi moment sau đó được xác định dựa trên sự suy giảm số lượng và tính chất tán xạ của môi trường Tiếp theo, quá trình này có thể được đảo ngược, đường cong phổ năng lượng theo phân

bố góc của thông lượng hay toàn bộ phổ năng lượng được đánh trọng số theo hệ số chuyển đổi thông lượng thành liều qua đường cong phân bố góc của suất liều Từ

đó đưa ra các giá trị về hệ số tích yếu tố tích lũy Hệ số tích lũy thể hiện tỷ số giữa tổng liều D(r), liều tán xạ DS(r) cộng với liều ban đầu D0(r) cho những hạt chưa va chạm, cụ thể là,

(1.15) Đối với một nguồn đơn năng,

(1.16) Trong trường hợp này, bản chất củaliều hay đặc trưng của nó hoàn toàn được tính đến thông qua tỷ số R(E)/R(E 0 )

Khi hợp tác với Cục Tiêu chuẩn, Goldstein và Wilkins (1954) đã sử dụng của máy tính kỹ thuật số SEAC tại Cục để đánh giá một cách toàn diện phổ năng lượng

và hệ số tích lũy của nhiều vật liệu và trong một dải rộng năng lượng của photon Các kết quả nghiên cứu này được biết đến rộng rãi với cái tên NYO-3075, từng nhiều năm là nguồn dữ liệu chính về hệ số tích lũy để sử dụng trong thiết kế che chắn Việc sử dụng các hệ số tích lũy trong thiết kế che chắn và phân tích đạt được

là nhờ phương pháp nội suy của Taylor (1954), Berger (1956) và Capo (1959) Đối với một vật liệu nhất định, cho một nguồn điểm đẳng hướng trong môi trường vô hạn,  là quãng chạy tự do tại mức năng lượng xác định, các công thức nội suy tương ứng là:

(1.17) (1.18)

Và

(1.19)

trong đó tham số A, α1, α2, C, D, và βn phụ thuộc vào vật liệu, năng lượng photon

và phụ thuộc vào bản chất của tương tác

1.2.3.2 Những tiến bộ trong phương pháp tính toán Monte Carlo

Phương pháp mô phỏng Monte Carlo áp dụng cho việc tính toán quá trình vận chuyển của bức xạ được John von Neumann và Stanislaw Ulam phát triển tại Los Alamos vào những năm 1940 Những tiến bộ bước đầu trong phương pháp này đạt được trong những năm 1950 do Kahn (1950); Goertzel và Kalos (1958); Cashwell

và Everett (1959) thực hiện Berger (1955, 1956) tiến hành nhiều nghiên cứu tại Cục Tiêu chuẩn Quốc gia, đây là bước tiền đề góp phần phát triển mạnh phương pháp tính toán Monte Carlo trong nhiều thập kỷ tiếp theo

Hình 1 Máy tính kỹ số đầu tiên 1.2.4 Thập niên những năm 1960

Những năm 1960 chứng kiến công nghệ che chắn của lò phản ứng hạt nhân được hợp nhất trong một số ấn phẩm quan trọng Blizard và Abbott (1962) biên soạn và phát hành một tài liệu mới dựa trên cuốn Sổ tay về lò phản ứng năm 1955, cuốn sách mới này là một tài liệu được viết chuyên về che chắn bức xạ Tài liệu này cho thấy việc che chắn cho lò phản ứng được xây dựng từ các kiến thức về vật lý lò nhưng đi sâu vào khía cạnh kỹ thuật che chắn bức xạ Tương tự như vậy, cuốn sách đầu tiên đã được Jaeger (1968) xuất bản Cả hai cuốn sách này là tập hợp nghiên cứu của các tác giả và có ảnh hưởng lớn đến cả thực hành và đào tạo trong lĩnh vực che chắn bức xạ

Thập niên này cũng chứng kiến sự bắt đầu của chương trình Apollo, sự tiếp tục chương trình NERVA, triển khai chương trình trong không gian của SNAP-3, máy phát nhiệt điện tử đồng vị phóng xạ vào năm 1961 và hệ thống năng lượng của

lò phản ứng hạt nhân SNAP-10A vào năm 1965 Thập niên này cũng cũng chứng kiến cuộc khủng hoảng tên lửa tại Cuba vào tháng 10 năm 1962 và chiến tranh lạnh giữa các nước trong vấn đề sử dụng vũ khí hạt nhân Chương trình Apollo quan tâm đến các nguồn bức xạ mặt trời, bức xạ vũ trụ và che chắn cho các phương tiện

không gian Chiến tranh lạnh quan tâm đến các hiệu ứng mà vũ khí hạt nhân có thể gây ra, đặc biệt là cấu trúc che chắn đối với bụi phóng xạ từ các vụ nổ hạt nhân Sự phản xạ của các tia gamma, nơtron và sự lan truyền của chúng qua các ống dẫn là rất quan trọng trong cấu trúc che chắn Quá trình phát triển nhanh chóng trong việc tiếp cận máy tính kỹ thuật số cho phép đưa ra nhiều phần mềm máy tính hỗ trợ cho thiết kế che chắn và góp phần giải quyết các bài toán xấp xỉ khác nhau về phương trình vận chuyển Boltzmann cho neutron và tia gamma

1.2.4.1 Che chắn không gian

Các dữ liệu thu thập được trong nhiều năm qua cho thấy môi trường bức xạ trong không gian vũ trụ là rất phức tạp Hai vành đai bẫy bức xạ bao quanh trái đất được phát hiện, một vành đai proton bên trong và một vành đai điện tử bên ngoài Phổ năng lượng và phân bố không gian trong các vành đai này được xác định bởi

từ trường của trái đất và gió mặt trời, khí plasma của proton và điện tử năng lượng thấp Tia phóng xạ gây nguy hiểm cho các phi hành gia và các thiết bị điện tử nhạy cảm Trong thiên hà luôn tồn tại các tia vũ trụ có năng lượng rất cao, chính vì vậy yêu cầu phải che chắn nhằm bảo vệ cho các phi hành gia khi làm việc lâu trong không gian Mối nguy hiểm lớn nhất mà các phi hành gia Apollo phải đối mặt là các tia bức xạ phát ra từ các vụ cháy proton trên mặt trời và các hạt alpha có năng lượng Như đã biết, các vụ cháy xuất hiện với chu kỳ 11 năm Chúng có thể được phát hiện bằng cách quan sát trực tiếp mặt trời hay thông qua sự tăng cao của trường bức xạ điện từ Dự án tổng thể liên quan đến che chắn không gian được Haffner thực hiện (1967) Các dữ liệu cần thiết phục vụ cho tính toán che chắn được cung cấp bởi Hubble (1969), Barkas và Berger (1964), Berger và Seltzer (1964) Phương pháp che chắn được mô tả trong báo cáo của Leimdorfer và cộng

sự (1967) và Alsmiller (1967) Những tiến bộ trong lý thuyết vận chuyển điện tử

được mô tả bởi Zerby và Keller (1967) và Berger và Seltzer (1968)

1.1.4.2 Cấu trúc che chắn

Cấu trúc che chắn chống bụi phóng xạ từ vũ khí hạt nhân yêu cầu đánh giá cụ thể về việc vận chuyển các tia gamma trong không khí với dải rộng năng lượng, phân bố góc và các dữ liệu khác dùng trong phân tích cấu trúc Các điểm bên trong cấu trúc cần được đánh giá, tỷ số giữa suất liều bên trong và suất liều bên ngoài cấu

trúc che chắn được gọi là hệ số suy giảm Các tính toán đã được Lewis Spencer hoàn thành tại Cục Tiêu chuẩn Quốc gia (1962) bằng cách sử dụng phương pháp tức thời trong tính toán vận chuyển Phương pháp này đã được sử dụng thành công trong tính toán hệ số tích lũy Các phương pháp kỹ thuật được phát triển bởi Eisenhauer (1964) và nhanh chóng được Văn phòng Dân sự Quốc phòng triển khai

do để phân tích các vị trí trú ẩn tránh bức xạ Cơ sở lý thuyết, phân tích và số liệu thí nghiệm đã được Spencer và cộng sự tài liệu hóa (1980)

Điều quan trọng đối với cấu trúc che chắn kể cả đối với che chắn cho lò phản ứng và che chắn cho nhà máy điện là cần phải xác định số lượng neutron và tia gamma phản xạ và truyền qua các ống dẫn và khoảng trống bên trong cấu trúc che chắn Những tiến bộ trong suốt những năm 1960 đến đầu những năm 1970 đã được Selph (1973) mô tả kỹ lưỡng Khái niệm quan trọng được đưa ra là suất phản chiếu hạt, khái niệm này được định nghĩa là một chùm hạt đơn năng đi qua một môi trường mà không bị suy giảm, sau đó đập vào một bề mặt phản xạ dày tại một góc

0 cố định được xác định bởi đường thẳng góc đến mặt phản xạ Nếu chùm tia tới được xác định là 1 trên một đơn vị diện tích bề mặt thì J0(E0, 0) có đơn vị là cm-2; mặt khác năng lượng và phân bố góc của chùm tia phản xạ Jr (E, , ) sẽ có đơn vị

là cm-2 MeV-1 sr-1 được đo tại góc cực  và độ dịch góc phương vị , sai số suất phản chiếu được định nghĩa là:

(1.20)

Đối với mục đích thực hành, suất phản chiếu thường được sử dụng là suất phản chiếu liều lượng, là tỷ số giữa chùm tia ló ra với chùm bức xạ tới Với R(E) thể hiện hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang liều, suất phản chiếu liều lượng được định nghĩa là:

(1.21)

1.2.4.3 Các ứng dụng máy tính kỹ thuật số

Tính toán vận chuyển bức xạ đòi hỏi phải sử dụng các nguồn tài nguyên của

máy tính Nguồn tài nguyên máy tính của Trung tâm Tính toán thông tin an toàn bức

xạ (RSICC) đã được sử dụng trong thời gian hơn bốn thập kỷ Được thành lập vào năm 1962 với tên gọi Trung tâm Thông tin về che chắn bức xạ (RSICC) tại Phòng thí nghiệm quốc gia Oak Ridge, RSICC có nhiệm vụ cung cấp các thông tin chuyên sâu về lĩnh vực vận chuyển bức xạ, nhằm đáp ứng nhu cầu của cộng đồng quốc tế về che chắn bức xạ RSICC thu thập, tổ chức, đánh giá và phổ biến thông tin kỹ thuật, bao gồm cả phần mềm đánh giá, che chắn và bảo vệ chống bức xạ liên quan tới các

lò tổng hợp và phân hạch hạt nhân, máy gia tốc, vũ khí, trang thiết bị y tế và quản lý chất thải hạt nhân

Những năm 1960 chứng kiến sự ra đời và phát triển của nhiều phần mềm tính toán lớn Trong số đó nổi bật là phần mềm tính điểm hạt nhân đối với tia gamma như ISOSHLD (Engle và cộng sự năm 1966) và QAD (Malenfant 1967), với các phiên bản của cả hai phần mềm này vẫn còn sử dụng sau gần bốn thập kỷ Phương pháp số để giải phương trình vận chuyển Boltzmann được đưa ra trong năm 1950 (Carlson 1955) và đưa vào sử dụng thực tế trong những năm 1960 cho một loạt các phần mềm tính toán như DTF (Lathrop 1965), DOT (Mynatt và cộng tự 1969), và ANISN (Engle 1967) Có nhiều tiến bộ trong phương pháp Monte Carlo và nhiều nhóm phần mềm Monte Carlo trong tính toán vận chuyển neutron và gamma Một trong số đó là phần mềm Morse, được giới thiệu vào cuối thập kỷ (Straker và cộng

sự năm 1970)

Phòng thí nghiệm Los Alamos đã đạt được nhiều thành tựu trong nghiên cứu

về phương pháp Monte Carlo Việc nghiên cứu bắt đầu từ năm 1947, lấy cảm hứng

từ John von Neumann và Enrico Fermi Liên quan đến phần mềm MCNP – được phát triển bởi Nhóm Monte Carlo X-5 (2003), khởi nguồn từ phần mềm tính toán vận chuyển hạt MCS được viết vào năm 1963 Tiếp theo là phần mềm MCN để tính toán đối với không gian ba chiều được viết vào năm 1965

1.2.5 Những năm trong thập niên 1970

Hiệp ước không phổ biến vũ khí hạt nhân (NPT) năm 1968 và Luật Chính sách môi trường quốc gia (NEPA) năm 1969 có tác động chính trên lĩnh vực che chắn bức xạ trong những năm 1970 và thập niên kế tiếp Hiệp ước không phổ biến

vũ khí hạt nhân không cho phép tái chế nhiên liệu hạt nhân và dẫn đến nhu cầu lưu

giữ nhiên liệu đã qua sử dụng ngay tại các nhà máy điện hạt nhân Luật Chính sách môi trường quốc gia yêu cầu phải nghiên cứu một cách đầy đủ về liều bức xạ tại các khu vực xung quanh nhà máy điện hạt nhân và đánh giá tác động môi trường trong quá trình nhà máy điện hoạt động Đầu những năm 1970, nguồn cung cấp dầu bị thiếu hụt trầm trọng do lệnh cấm vận của OPEC Phản ứng của Hoa Kỳ là đưa ra chính sách về năng lượng, theo đó Hoa Kỳ cấm các hoạt động sản xuất điện bằng dầu và khí tự nhiên Kết quả là có rất nhiều đơn đặt hàng cho các nhà máy điện hạt nhân bất chấp các khó khăn do NPT và NEPA Trong lĩnh vực che chắn bức xạ, đặc biệt phải quan tâm đến dòng nơtron và dòng gamma tại các vị trí trong và ngoài nhà máy trong thiết kế nhà máy điện hạt nhân Trong quá trình đưa nhà máy vào hoạt động thì phải quan tâm đến việc lưu giữ các sản phẩm phân hạch trong nhiên liệu và tia gamma skyshine Cuối thập kỷ được đánh dấu bởi tai nạn hạt nhân đối với 2 tổ máy điện hạt nhân xảy ra tại Three Mile Island ngày 28 tháng 3 năm1979

Thông tin cần thiết cho việc thiết kế nhà máy, quản lý nhiên liệu hạt nhân và quản lý chất thải là các dữ liệu theo dõi về hoạt độ phóng xạ bên trong nhiên liệu lò phản ứng, tương ứng với nó là độ lớn và phổ năng lượng của nguồn, bao gồm các sản phẩm phân hạch, các sản phẩm kích hoạt và actinit Để thực hiện điều này, phần mềm Origen đã được phát triển tại Phòng thí nghiệm quốc gia Oak Ridge (Bell 1973; Croff 1980) và phần mềm CINDER đã được phát triển tại Phòng thí nghiệm quốc gia Los Alamos (England và cộng sự năm 1976.) Mặc dù phần mềm ETRAN Monte Carlo dùng cho việc tính toán vận chuyển hạt điện tử đã có sẵn tại Văn phòng Tiêu chuẩn Quốc gia, nhưng bắt đầu vào giữa năm 1970 tại Phòng thí nghiệm Sandia dựa trên phần mềm TIGER và tại Trung tâm gia tốc tuyến tính Stanford dựa trên phần mềm EGS, cả hai đã sử dụng phương pháp Monte Carlo để tính toán vận chuyển cho photon và điện tử Hai phần mềm này là cơ sở để xây dựng các phần mềm Integrated Tiger Series (ITS) (Halbleib và cộng sự 1992), sau

đó đến phần mềm EGS4 (Nelson và cộng sự năm 1985)

Trong quá trình thiết kế, cần chú ý đến các hệ số tích lũy và sự suy giảm của chùm rộng nơtron và tia gamma Eisenhauer và Simmons (1975); Chilton và cộng

sự (1980) đã công bố bảng các hệ số tích lũy, các số liệu được đưa ra là chính xác Hai nhóm Doggett và Bryan (1970) và Fournie và Chilton (1980) cùng quan tâm

đến sự suy giảm của các tia photon đi xiên, cũng như các tia photon tán xạ Roussin và Schmidt (1971) và Roussin và cộng sự (1973) quan tâm đến sự lan truyền của tia gamma thứ cấp qua các tấm che chắn Thập kỷ này cũng chứng kiến

sự xuất bản của hai báo cáo NCRP quan trọng (1971, 1976) liên quan đến che chắn, đo liều và thiết kế cho các cơ sở y tế nhằm bảo vệ chống lại các hiệu ứng gây bởi tia gamma và tia x năng lượng cao

Những tiến bộ trong các tính toán Monte Carlo cũng được thực hiện Năm

1973, phần mềm MCN được sát nhập cùng với phần mềm MCG thành phần mềm MCNG, phần mềm này có thể tính toán vận chuyển cho cả nơtron và photon Năm

1977, có sự sát nhập giữa phần mềm MCN và phần mềm MCP để tạo ra một phần mềm có thể tính toán vận chuyển đối với photon có năng lượng cỡ 1 keV Phần mềm mới này được biết đến với cái tên MCNP như ngày nay

1.2.6 Những năm 1980 và 1990

Những năm này chứng kiến sự hợp nhất các nguồn lực đối với công việc thiết

kế và phân tích Trong những năm 1980, máy tính cá nhân cho phép các phương pháp như tính toán điểm hạt nhân có thể được lập trình Trong những năm 1990, máy tính cá nhân đã thay thế cho các máy tính lớn ngay cả trong hầu hết các phép phân tích và thiết kế che chắn khắt khe nhất Toàn bộ các hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang liều trở nên có sẵn để sử dụng một cách rộng rãi Dữ liệu về phân rã của nhân phóng xạ có sẵn trong cơ sở dữ liệu, dễ dàng sử dụng cho các nguồn đặc trưng

Hệ số tích lũy đối với tia gamma được tính toán bằng phương pháp phù hợp, đảm bảo độ chính xác Những kết quả này góp phần phát triển phương pháp tính toán che

chắn lên một tầm cao mới

1.2.6.1 Những tiến bộ trong hế số tích lũy

Cải tiến trong tính toán hệ số tích lũy tiếp tục được thực hiện qua nhiều năm Phần mềm sử dụng phương pháp moment liên hợp được đưa vào sử dụng (Simmons 1973) và kết hợp đánh giá cho trường hợp hủy cặp (Morris et al 1975) Phần mềm ASFIT (Subbaiah và cộng sự năm 1982; Gopinath và cộng sự năm 1987) được giới thiệu vào năm 1971 và phần mềm PALLAS (Takeuchi và cộng sự năm 1981, 1984; Tanaka và Takeuchi năm 1986) được giới thiệu vào năm 1973 cuối cùng cũng đưa ra một tập hợp toàn diện về các hệ số tích lũy để sử dụng trong

thiết kế và phân tích (ANS 1991) Phần mềm tính toán rời rạc ASFIT và phần mềm tính toán vận chuyển PALLAS không chỉ quan tâm đến tán xạ Compton và hấp thụ quang điện, mà còn quan tâm đến hiện tượng tạo cặp và hủy cặp, huỳnh quang và bức xạ hãm

Làm việc với các hệ số tích lũy được tính toán bởi phần mềm PALLAS, Harima đã xây dựng một bộ dữ liệu phù hợp, được gọi là công thức chuỗi hình học (Harima 1983; Harima và cộng sự năm 1986, 1991):

(1.22) Với K ≠ 1, ta có:

Với K =1, khi đó:

Trong đó a, b, c, d, và  là các thông số phụ thuộc vào năng lượng tia gamma, môi trường hấp thụ và bản chất tự nhiên của phản ứng Điều này có vẻ không bình thường, thậm chí kỳ lạ Tuy nhiên, đây thực sự là một công thức cực kỳ chính xác, như được minh họa trong Hình 2

1.2.6.2 Tiết diện và các hệ số chuyển đổi liều

Hai vấn đề cần phải quan tâm nhằm hỗ trợ cho sự phát triển của kỹ thuật che chắn bức xạ Đầu tiên là tất cả các thông số về tiết diện hay hệ số tương tác, không chỉ tính đến các loại phản ứng và còn phải tính đến các hệ số liên quan đến đánh giá liều Thứ hai là bộ hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang liều có thể áp dụng cho hầu hết các điều kiện đánh giá liều

Các dữ liệu về tiết diện tin cậy có sẵn trong cơ sở dữ liệu của ENDFIB-6 (tệp

dữ liệu về hạt nhân đã được đánh giá) Cơ sở dữ liệu này bao gồm các tiết diện phản ứng, phổ, quang phổ, phân bố góc, năng suất phân hạch, hình ảnh nguyên tử và dữ liệu tán xạ nhiệt, nhấn mạnh về các phản ứng liên quan đến nơtron Dữ liệu được phân tích và đánh giá bởi các nhà vật lý hạt nhân có kinh nghiệm và được lưu trữ dưới định dạng quốc tế (ENDF-6) và được duy trì bởi CSEWG – Nhóm công tác đánh giá tiết diện phản ứng, đây là kết quả hợp tác của nhiều phòng thí nghiệm quốc gia, các cơ sở công nghiệp và các trường đại học tại Mỹ Dữ liệu ENDF được xử lý

để sử dụng trong các phần mềm máy tính về phân tích và thiết kế hiện đại như MCNP (X-5 năm 2003), DANTSYS (Alcouffe và cộng sự năm 1995) và TORT (Rhoades và Simpson 1997) và trong các gói phần mềm VITAMIN B-6 và BUGLE-

96 (White và cộng sự năm 1995)

Viện quốc gia về Khoa học và Công nghệ (NIST) từ lâu đã lưu giữ các số liệu

về hệ số tương tác của tia gamma Một số dữ liệu đã công bố có thể được tìm thấy trong các ấn phẩm của Hubble và Berger (1966), Hubble (1969, 1982), Hubble và

Hình 2 So sánh các hệ số tích lũy yếu tố tích tụ tính bằng

mã Pallas và phù hợp theo phương pháp cấp số nhân

Seltzer (1995) và Seltzer (1993) Viện cũng tài trợ cho phần mềm XCOM, phần mềm này có thể chạy trên mạng internet hoặc tải về máy tính cá nhân để sử dụng Hai tập hợp khác về tiết diện photon (Storm và Israel năm 1967; Plechaty và cộng

sự năm 1981) được sử dụng rộng rãi trong những năm qua bởi vì chúng bao gồm tiết diện hấp thụ và vận chuyển năng lượng, những yếu tố này rất cần cho hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang liều

Các hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang liều đối với tia gamma cho các giá trị liều chiếu hay kerma có thể được tính trực tiếp từ năng lượng truyền qua hoặc từ các hệ số hấp thụ năng lượng đối với không khí, mô v.v… Một số hệ số chuyển đổi quan trọng từ những năm 1970 vẫn còn được sử dụng cho tới ngày nay Các hệ số được tính toán để chỉ thị cho tương đương liều ở sâu bên trong đối với trường hợp chùm nơtron tới một phantom cầu tương đương mô đường kính 30 cm (NCRP 1971) Hiện nay, các hệ số này vẫn còn được Ủy ban quản lý hạt nhân Mỹ sử dụng trong bảo vệ bức xạ, tại Mục 10, Phần 20 trong Bộ luật của Liên bang Khi bước vào thế kỷ thứ hai về bảo vệ chống bức xạ, đã có hai loại hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang liều được sử dụng cho nơtron và tia gamma Một loại khá cố định, được

sử dụng cho mức liều thấp hơn giới hạn liều được quy định bởi cơ quan quản lý Loại này dựa trên các mức liều tại một độ sâu xác định bên trong phantom cầu đường kính 30 cm bị chiếu bởi nhiều cách khác nhau Loại còn lại được sử dụng cho mục đích đánh giá liều và không sử dụng cho đánh giá liều cá nhân Loại này dựa trên phantom cơ thể người và các trọng số để đánh giá tương đương liều hiệu dụng (ICRP 1987) hoặc liều hiệu dụng (ICRP 1996)

của chúng đã có nhiều cải tiến MCNP đã trải qua một loạt các cải tiến để có thêm nhiều tính năng mới, chẳng hạn như các phương pháp mới trong giảm sai khác, tallies và các mô hình vật lý Phương pháp này đã được dịch sang các chuẩn của FORTRAN-77 năm 1983 và chuẩn của FORTRAN-90 năm 2003 Cứ vài năm, các phiên bản mới lại ra đời, hiện tại là phiên bản MCNP5 Phiên bản này cũng tách ra một phiên bản thứ hai là MCNPX với khả năng xử lý 34 loại hạt với năng lượng lên đến 150 MeV

Mục đích chung của phần mềm tính toán rời rạc là nhằm cải thiện tốc độ tính toán Adams và Larsen (2002) đã tiến hành đánh giá những cải tiến này một cách toàn diện Một số chương tính toán rời rạc được đưa ra trong hai thập kỷ này là phần mềm ONEDANT (O'Dell và cộng sự năm 1982), TWODANT (Alcouffe và cộng sự năm 1984.), TORT (Rhoades và Childs 1987), DANTSYS (Alcouffe và công sự 1995) và PARTISN (Alcouffe và cộng sự năm 2002)

1.3 CHE CHẮN BỨC XẠ TRONG THỰC TIỄN

Đầu tiên phải nói rằng, thiết kế che chắn và phân tích che chắn là các hoạt động có quan hệ mật thiết với nhau Trong thiết kế, cần phải có các thông tin về đặc tính của nguồn bức xạ và mức liều cần phải đạt được tại các vị trí Công việc cần thực hiện là xác định yêu cầu che chắn cần thiết để đạt được mục tiêu đã đề ra Trong phân tích, cần phải xác định nguồn bức xạ và yêu cầu che chắn; nhiệm vụ tiếp theo là đánh giá mức liều nhận được của các đối tượng khác nhau Cho dù sử dụng phương pháp tính toán bằng tay hay tính toán mô phỏng sử dụng phương pháp Monte Carlo thì đều phải có được các thông tin sau đây: (1) đặc điểm của nguồn bức xạ, (2) đặc điểm tự nhiên và khả năng che chắn của vật liệu che chắn (3) đánh giá cường độ bức xạ, có thể cả phân bố góc và phân bố năng lượng tại vị trí cần đánh giá và (4) chuyển đổi từ cường độ sang liều hay các đại lượng có ý nghĩa về mặt hiệu ứng bức xạ

1.3.1 Khái niệm cơ bản

1.3.1.1 Đặc điểm của nguồn bức xạ

Hình học nguồn, năng lượng và phân bố góc là các đặc điểm cần phải xác định cho mỗi nguồn bức xạ Việc mô tả các nguồn bức xạ phát tia gamma hoặc tia

X đẳng hướng và đơn năng là tương đối dễ dàng Hoạt động và độ mạnh yếu của nguồn phải được phân biệt một cách hết sức cẩn thận, bởi vì không phải mọi phân

rã đều phát ra gamma hay tia X Cần phải xem xét cần thận để đưa ra mức năng lượng thấp, đây là giá trị năng lượng mà dưới mức này việc tính toán sẽ bị bỏ qua, gây lãng phí tài nguyên tính toán Tương tự như vậy, khi các photon phát ra với nhiều mức năng lượng khác nhau, ví dụ như trong trường hợp các nguồn phân hạch, thì nên quan tâm đến việc sử dụng một cấu trúc nhóm cho nguồn đặc trưng, cần phải thiết lập các mức giới hạn cũng như năng lượng trung bình cho nhóm Khi phân bố năng lượng của nguồn là liên tục, ví dụ như trường hợp phổ tia gamma, một trong những lựa chọn là sử dụng một phương pháp tiếp cận đa nhóm, lựa chọn này có thể sử dụng trong các tính toán điểm hạt nhân Một lựa chọn khác, hiệu quả khi sử dụng phương pháp mô phỏng Monte Carlo là lấy mẫu năng lượng từ một công thức toán học thể hiện phổ năng lượng của nguồn

Để dại diện cho một nguồn vật lý có kích thước nhỏ, ta có thể sử dụng nguồn điểm Ngoài ra, cũng có thể mô tả các nguồn dây, nguồn phẳng hoặc nguồn thể tích bằng một tập hợp, có thể thực hiện bằng phương pháp điểm hạt nhân trong phân tích che chắn Các đồng vị phóng xạ và nguồn phân hạch là đẳng hướng trong phân

bố góc; tuy nhiên, có những trường hợp sẽ hiệu quả hơn khi xác định một mặt hoặc đặc tính của mặt như là bề mặt của nguồn thứ cấp Nguồn bề mặt như vậy thường là không đẳng hướng Ví dụ, hãy xem xét đến các bức xạ phát ra vào khí quyển từ một nguồn bức xạ được đặt trong một khối nước lớn Hình học có thể mô tả tương đối giống với thực tế, tuy nhiên sẽ hiệu quả hơn nếu mô tả như một nguồn phẳng không đẳng hướng, có cường độ khác nhau với các góc phát xạ từ bề mặt khác nhau

1.3.1.2 Đặc tính suy giảm

Tia gamma bị suy giảm theo hàm mũ khi chúng đi qua vật liệu Sự suy giảm này có thể được biểu diễn bằng phương trình sau:

Rx = Ro e-µx (1.23) Trong đó: - Rx là suất liều sau khi qua một bề dày che chắn là x;

- Ro là suất liều không có che chắn;

- x là bề dày che chắn;

- µ là hằng số - là hệ số hấp thụ tuyến tính của vật liệu che chắn

Hệ số hấp thụ tuyến tính phụ thuộc vào loại vật liệu che chắn được dùng và phụ thuộc vào năng lượng của tia gamma tới Đơn vị của hệ số hấp thụ tuyến tính thường là cm-1

1.3.1.3 Đặc trưng về cường độ

Cường độ của một trường gamma thông thường được mô tả là số tia đi qua bề mặt của một quả cầu nhỏ có thể tích V Thông lượng  với giả thiết V  0, là tổng quãng chạy trung bình của tia gamma bên trong thể tích V, và bằng số tia thâm nhập vào trong quả cầu chia cho thể tích V Tương tự, cũng với giả thiết V  0,  là số tia đi qua bề mặt của thể tích V chia cho diện tích mặt cắt ngang của thể tích đó Dẫn suất thời gian của thông lượng là suất thông lượng hay mật độ dòng  Lưu ý rằng mặc dù thông lượng có đơn vị là nghịch đảo của diện tích, nhưng chúng không thể hiện một diện tích hay hướng cụ thể nào Cũng cần phải lưu ý thêm là thông lượng là một hàm điểm Thông lượng là hàm của vị trí, cũng có thể là hàm phân bố

theo năng lượng và hướng của hạt Ví dụ, (r, E, ) dEd là thông lượng tại vị trí

r, có năng lượng nằm trong khoảng E ± dE và có hướng nằm trong khoảng  ± d

1.3.1.4 Các hệ số chuyển đổi từ thông lượng thành liều

Cho dù các nhà thiết kế che chắn sử dụng các phương pháp điểm hạt nhân, phương pháp Monte Carlo hay phương pháp tính toán rời rạc một cách khá đơn giản, tuy nhiên các hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang liều vẫn được sử dụng Việc tính toán suy giảm bức xạ liên quan đến thông lượng hạt, một đại lượng có thể

đo trực tiếp từ cường độ bức xạ Để chuyển đổi từ cường độ ra các đại lượng thể hiện mức độ nguy hiểm của bức xạ hoặc sang đại lượng như liều chiếu hoặc rủi ro

về sức khỏe thì các hệ số chuyển đổi phải được sử dụng

Trong lĩnh vực phân tích che chắn thông thường, phổ năng lượng  (r, E) của thông lượng photon tại một điểm sẽ được xác định bởi vectơ r Sử dụng phần mềm Monte Carlo đối với phổ năng lượng là một hàm liên tục, khi đó liều D(r) được xác định từ thông lượng và các hệ số chuyển đổi thông lượng ra liều, ở đây gọi là hàm đáp ứng R(E), khi đó:

(1.24)

Thông lượng là một hàm của vị trí, tương ứng với nó sẽ là liều tại một điểm hoặc có thể là một hàm phức tạp hơn như liều bức xạ trung bình bên trong thể tích của một vật thể, ví dụ như một phantom người Tiến hành đánh giá một cách tách biệt giữa liều nội tại và liều liên quan đến phantom Với giả thiết đạt được trạng thái cân bằng hạt mang điện tích, khi đó liều hấp thụ và kerma có thể xem như bằng nhau

1.3.1.5 Liều nội tại

Giả thiết rằng liều nội tại cần quan tâm là kerma Như vậy, hàm đáp ứng được đưa ra bởi công thức sau:

cm-2 g-1 trên đơn vị rad cm-2 hoặc Gy cm-2

Trong tính toán che chắn, ta phải rất cẩn thận để lựa chọn một hàm đáp ứng thích hợp với phương pháp được sử dụng trong việc tính toán thông lượng của phổ năng lượng (r, E) Giả sử thông lượng photon được tính toán với giá thiết rằng hiệu ứng tạo cặp và hiệu ứng quang điện bị hấp thụ hoàn toàn, tức là photon hủy cặp, bức xạ huỳnh quang và bức xạ hãm được loại trừ khỏi  Đây là một giả thiết phổ biến trong những năm 1940 và 1950 Sau đó, đối với hiện tượng quang điện và phản ứng tạo cặp, cần phải đặt €ji(E) = E Thông thường, đối với tia gamma ta có R(E) (Gy cm-2) = 1,60210-10 E[a(E)/], trong đó a/ là hệ số hấp thụ khối lượng Mặt khác, nếu thông lượng photon bao gồm cả: bức xạ Compton, bức xạ hủy cặp và bức xạ huỳnh quang thì lựa chọn là hệ số vận chuyển năng lượng khối tr(E)/ Nếu thông lượng photon chỉ bao gồm bức xạ hãm thì lựa chọn là hệ số vận chuyển năng lượng khối tr(E)/ Đối với các trường hợp đặc biệt liên quan đến chiếu xạ từ tia gamma hay tia X-quang thì hệ số chuyển đổi từ thông lượng thành liều là: R(E) (R

cm-2) = 1,835  10-8E[ en air(E/)]

Trong tính toán điểm hạt nhân đối với các tia gamma, thông thường trước tiên người ta tính toán thông lượng của photon trước khi xảy ra tương tác, sau đó áp dụng các hàm đáp ứng để thu được suất liều “chưa tương tác”, từ đó dựa vào hệ số tích lũy sẽ tính được suất liều tổng cộng Trong những trường hợp này, điều cần thiết là áp dụng hàm đáp ứng phù hợp với phương pháp được sử dụng trong tính toán hệ số tích lũy Nếu sự tích lũy của photon thứ cấp bao gồm bức xạ hãm, cũng như bức xạ hủy cặp và bức xạ huỳnh quang thì hệ số chuyển đổi liều phù hợp sẽ dựa trên en(E)/

1.3.1.6 Liều phantom

Liều phantom là liều bức xạ nội tại bên trong một phantom có hình học đơn giản hoặc là mức liều trung bình bên trong một phantom mô phỏng cơ thể người Trên thực tế, liều phantom là một hàm điểm, các giá trị liều này sẽ là mức liều tham chiếu chuẩn dùng cho mục đích chuẩn thiết bị và bảo vệ chống bức xạ Mặc

dù bản thân thông lượng bức xạ là một hàm điểm, nhưng chúng cũng có thể biến đổi khá nhiều về góc, không gian cũng như năng lượng, nó vẫn có thể liên kết với thông lượng bức xạ qua giá trị liều phantom Quy trình thực hiện như sau: Thông lượng phải được xem xét, ví dụ như một chùm tia song song rất rộng có cường độ tương tự như trong thực tế, tia tới đi đến phantom theo một số cách đã định từ trước Đối với mỗi hình học của phantom, mức liều được tính toán tại một độ sâu xác định Đối với phantom mô phỏng cơ thể người, mức liều được tính toán là mức liều trung bình của các mô và các cơ quan, theo độ nhạy cảm của các mô và cơ quan liên quan đến ung thư hay bệnh di truyền do bức xạ

Hình học của phantom được sử dụng cho các hoạt động bảo vệ chống bức xạ

ở mức liều thấp hơn so với giới hạn quản lý Có nhiều hình học phantom có thể được sử dụng như hình tấm, hình trụ hoặc hình cầu, “Quả cầu ICRU” có đường kính 30 cm được coi là quả cầu chuẩn Quả cầu này có mật độ 1 g cm-3 bao gồm bốn thành phần, oxy chiếm 76,2%, carbon chiếm 11,1%, hydro chiếm 10,1% và nitơ chiếm 2,6% trọng lượng quả cầu Các hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang liều có sẵn cho bốn hình học chiếu xạ: (PAR) – một chùm tia phẳng song song, đây

là hình học mặc định thích hợp cho hiệu chuẩn thiết bị; (OPP) - hai chùm tia phẳng song song đối nhau; (ROT) - một chùm tia phẳng song song quay (nghĩa là một