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

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

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

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

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

Trọng số bức xạ
W
T
Trọng số mô



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

Năng lượng trung bình của chuỗi đồng vị phóng xạ

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


U 34
Bảng 4.6. Hệ số chuyển đổi liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu
xạ từ đồng vị
40
K. 35
vii Bảng 4.7. Suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu xạ từ các
chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K trong mẫu đất BB ở Đắk Lắk. 36
Bảng 4.8. Suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu xạ từ các
chuỗi
232
Th,
238
U và
40
K trong mẫu đất BEB ở Đắk Lắk. 37
Bảng 4.9. Suất liều tương đương trong cơ quan hoặc mô chiếu xạ từ các
chuỗi
232
Th,
238
U và

Hình 3.1. Hệ trục tọa độ của phantom 22
Hình 3.2. Các cơ quan bên trong của phantom người trưởng thành 23
Hình 4.1. Mô hình tính toán liều 27
1 MỞ ĐẦU
Con người chúng ta sống trong một môi trường mà phông phóng xạ hiện diện
khắp nơi. Hơn 60 đồng vị phóng xạ được tìm thấy trong tự nhiên có nguồn gốc trong ba
loại chính sau đây:
 Nguyên thủy – từ khi Trái đất được hình thành nên.
 Nguồn gốc vũ trụ - được hình thành nên từ kết quả tương tác giữa các tia vũ
trụ với bầu khí quyển Trái đất.
 Nhân tạo – do con người tạo ra (chiếm một lượng rất ít so với tự nhiên).
Các đồng vị phóng xạ được tìm thấy trong đất, nước và không khí, thậm chí chúng
được tìm thấy trong cơ thể của chúng ta. Mỗi ngày chúng ta ăn, uống và hít các đồng vị
phóng xạ từ thực phẩm, nước uống và không khí. Phóng xạ có ở mọi nơi, trong đất, đá,
trong các sông ngòi và đại dương, trong vật liệu xây dựng và nhà cửa. Không c nơi nào
mà không tìm thấy phóng xạ. Chính vì lý do đ, nên việc xác định liều lượng bức xạ mà
cơ thể con người hấp thụ là một điều quan trọng. Đây cũng là mục đích của khóa luận
này.
Việc nghiên cứu tính liều cơ quan trong cơ thể người (liều hiệu dụng, liều tương
đương…) đối với sự chiếu xạ ngoài của bức xạ gamma từ những môi trường đất, nước
và không khí đã được nhiều nhà khoa học nghiên cứu và tính toán. Điển hình như năm
1974, Poston và Syner [11] đã thực hiện nghiên cứu trong môi trường không khí bán vô
hạn bị nhiễm xạ; năm 1981, D.C.Kocher [10] nghiên cứu trong vùng nước và đất bán vô
hạn bị nhiễm xạ; năm 1993, Keith F.Eckerman và Jeffrey C.Ryman [7] đã kết hợp tung
độ gian đoạn và phương pháp Monte Carlo để giải phương trình vận chuyển photon cho
nguồn photon được phân bố trong môi trường; năm 1995, K,Saito và P.Jacob [12] tính
liều cơ quan từ nguồn tự nhiên được phân bố đồng đều sử dụng phương pháp Monte

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

Tuy nhiên, trong vỏ Trái Đất vẫn còn những nguyên tố phóng xạ Uranium, Thorium, con
cháu của chúng và một số các nguyên tố khác. Chuỗi các nguyên tố này tạo thành những
họ phóng xạ tự nhiên, đ là họ Uranium, họ Thorium và họ Actinium. Tất cả các thành
viên của các họ phóng xạ này trừ nguyên tố cuối cùng đều có tính phóng xạ. Uranium
gồm các đồng vị:
238
U chiếm 99,3% Uranium thiên nhiên, khoảng 0,7% là
235
U và
khoảng 0,005% là
234
U.
238
U và
234
U là các đồng vị phóng xạ thuộc họ Uranium, còn
235
U là đồng vị phóng xạ thuộc họ Actinium. Các họ phóng xạ tự nhiên c các đặc điểm
[6]:
 Đồng vị đầu tiên còn tồn tại của họ có chu kỳ bán rã lớn.
 Các họ này đều có một đồng vị tồn tại dưới dạng khí, các chất khí phóng xạ
này là các đồng vị của radon.
 Sản phẩm cuối cùng trong các họ phóng xạ là chì.
5 Nguyên tố phóng xạ có ở khắp mọi nơi trên Trái Đất, trong đất, trong nước và
trong không khí. Theo nguồn gốc, các nguyên tố phóng xạ có thể được chia thành ba
loại: loại được hình thành từ trước khi trái đất hình thành; loại được tạo thành do tương
tác của tia vũ trụ với vật chất; loại được tạo thành do hoạt động của con người. Các hạt

dương. Trong không gian, bức xạ alpha không có khả năng truyền xa và dễ dàng bị cản
lại toàn bộ chỉ bởi một tờ giấy hoặc lớp màng ngoài của da. Tuy nhiên, nếu một chất
phát tia alpha được đưa vào trong cơ thể, nó sẽ phát ra năng lượng tới các tế bào xung
quanh và dễ gây ra nguy hiểm do phá vỡ các liên kết [6].
Bức xạ β
͞
: bao gồm các electron nhỏ hơn rất nhiều so với các hạt alpha và nó có
thể thấm sâu hơn. Bức xạ beta có thể bị cản lại bởi tấm kim loại, kính, hay lớp quần áo
6 bình thường. tia β
͞
cũng c thể xuyên qua được lớp ngoài của da và khi đ sẽ làm tổn
thương lớp da bảo vệ [6].
Bức xạ gamma: bức xạ gamma là năng lượng sng điện từ có khả năng đi được
khoảng cách lớn trong không khí và c độ xuyên mạnh. Khi tia gamma bắt đầu đi vào
vật chất, cường độ của tia cũng bắt đầu giảm [6].
Bức xạ tia X: bức xạ tia X tương tự như bức xạ gamma, nhưng bức xạ gamma
được phát ra bởi hạt nhân nguyên tử, còn tia X do con người tạo ra trong một ống tia X
mà bản thân tia X không có tính phóng xạ [6].
Bức xạ neutron: bức xạ neutron được tạo ra trong các lò phản ứng hạt nhân, bản
thân nó không phải là bức xạ ion hoá, nhưng nếu va chạm với các hạt nhân khác tia
neutron có thể kích hoạt các hạt nhân gây ra tia gamma hay các hạt điện tích thứ cấp gián
tiếp gây ra bức xạ ion hoá [6].
Các bức xạ ion hóa góp phần vào việc ion hóa các phần tử trong cơ thể sống, tùy
theo liều lượng nhận được và loại bức xạ, hiệu ứng của chúng có thể gây hại ít nhiều cho
cơ thể. C hai cơ chế tác động bức xạ lên cơ thể con người [6]:
Cơ chế trực tiếp: bức xạ trực tiếp gây ion hóa các phân tử trong tế bào làm đứt
gãy liên kết trong các gen, các nhiễm sắc thể, làm sai lệch cấu trúc và tổn thương đến

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

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

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

Trong đ D
ht
là liều hấp thụ trong khoảng thời gian t. Đơn vị: W/kg hoặc rad/s
hoặc Gy/s.
Nếu suất liều hấp thụ là một hàm của thời gian thì khi đ liều hấp thụ sẽ được tính
thông qua công thức [5]:


t
0
htht
dtPD
(2.8) 11 2.4. Liều chiếu và suất liều chiếu
2.4.1. Liều chiếu
Định nghĩa: Liều chiếu của tia X và tia gamma là phần năng lượng của n để
biến đổi thành động năng của các hạt mang điện trong một đơn vị khối lượng của không
khí, khí quyển ở điều kiện tiêu chuẩn. Ký hiệu D
ch
và được tính bằng công thức [5]:
m
Q
D
ch


2.5.1. Liều tương đương
Định nghĩa: là liều hấp thụ trung bình trong mô hoặc cơ quan T do bức xạ r gây
ra, nhân với hệ số trọng số phóng xạ tương ứng W
r
của bức xạ. Và được tính bằng công
thức [5]:
rT,rrT,
DWH 
(2.11)
12 Trong đ, D
T,r
là liều hấp thụ trung bình của bức xạ r trong mô hoặc cơ quan T và
Wr là trọng số phóng xạ đối với bức xạ r. Khi trường bức xạ gồm nhiều loại bức xạ với
những giá trị khác nhau của trọng số phóng xạ W
r
(bảng 2.2) thì liều tương đương được
tính bởi:


r
rT,rT
DWH
(2.12)
Đơn vị: J/kg, rem (roentgen equivalent man) hoặc Sievert (Sv) [5].
Bảng 2.2. Hệ số trọng số phóng xạ của một vài loại bức xạ [5]
Loại và khoảng năng lượng của bức xạ
Trọng sô phng xạ W

13 2.6. Liều hiệu dụng
Định nghĩa: Là tổng của những liều tương đương ở các mô hay cơ quan, mỗi một
liều được nhân với trọng số mô của tổ chức tương ứng [5]:
TT
E W H

(2.14)
Trong đ, H
T
là liều tương đương trong mô hoặc cơ quan T và W
T
là trọng số mô.
Đơn vị: J/kg hoặc Sievert (Sv).
Bảng 2.3. Các trọng số mô đặc trưng cho các mô trong cơ thể W
T
[5]
Các cơ quan hoặc mô
Trọng số mô W
T

Tuyến sinh dục
0,20
Tủy xương
0,12

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

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