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.
ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN VŨ THỊ DIỄM HẰNG NGHIÊN CỨU TÍNH LIỀU CƠ THỂ TỪ NGUỒN GAMMA NHIỄM BẨN TRONG ĐẤT SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP Chuyên ngành : VẬT LÝ HẠT NHÂN, NGUYÊN TỬ VÀ NĂNG LƯỢNG CAO Mã số : 60-44-05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC : TS. TRẦN VĂN HÙNG THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH – 2010 1 LỜI CẢM ƠN Luận văn của tác giả được thực hiện tốt phần lớn nhờ kiến thức do các quý thầy cô tận tình truyền đạt trong quá trình học tập. Tác giả xin gởi lời cảm ơn chân thành đến các quý thầy cô. Tác giả cũng xin chân thành cảm ơn PGS. TS. Châu Văn Tạo – Trưởng khoa Vật lý trường Đại học Khoa học tự nhiên TP.HCM đã tạo mọi điều kiện để tác giả nhận đề tài này; TS. Trần Văn Hùng – người thầy trực 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. 2 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 3 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 4 DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CÁC CHỮ VIẾT TẮT Các ký hiệu W R : trọng số bức xạ. W T : trọng số mô. x : trị trung bình. R : sai số tương đối. K air : kerma không khí. N : số lịch sử. n : neutron. p : photon. e : electron. j : chỉ số cell. : nồng độ bức xạ trong đất. m : số vật chất trong cell. H T : liều tương đương trong mô hoặc cơ quan T. K : kerma. D : liều hấp thụ. D T,R : liều hấp thụ trung bình của bức xạ R trong mô hoặc cơ quan T. k E : năng lượng trung bình bức xạ. m : khối lượng vật chất. : 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(E i ) : hệ số chuyển đổi kerma. i i E ,d : thông lượng photon. 5 Các chữ viết tắt CT (Computed Tomography) : Chụp cắt lớp. FGR-12 (Federal Guidance Report No 12) : Bảng báo cáo số 12 của Liên bang. FIA : Free-In-Air. ICRP (International Commission on Radiation Protection) : Ủy ban quốc tế về an toàn bức xạ. ICRU (International Commission on Radiation Units and measurement) : Ủy ban quốc tế về đơn vị và đo lường bức xạ. Kerma (Kinetic Energy Released in Material) : Động năng được giải phóng trong môi trường. MIRD-5 (Medical Internal Radiation Dose Committee Pamphlet No 5) : tên của loại phantom lưỡng tính. 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. 6 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/K air của phantom MIRD-5 người trưởng thành (Sv/Gy). 45 7 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/K air của phantom MIRD-5 người trưởng thành 46 8 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 9 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 [...]... 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 11 CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN VỀ CHƯƠNG TRÌNH MCNP VÀ PHANTOM HÌNH... 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,... 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... 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... 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 30 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 (FreeIn-Air) có liên quan đến liều hấp thụ cực đại trong cơ thể Liều. .. 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 : E WT H T (2.8) T 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 Trọng số mô WT Cơ quan hoặc mô Cơ quan sinh dục 0,2 Tủy xương 0,12 Ruột... 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 Vùng không khí Rmin của không khí Phantom Vùng đất bị nhiễm bẩn Độ dày lớp đất. .. 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... 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... 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 VŨ THỊ DIỄM HẰNG NGHIÊN CỨU TÍNH LIỀU CƠ THỂ TỪ NGUỒN GAMMA NHIỄM BẨN TRONG ĐẤT SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP Chuyên ngành : VẬT LÝ HẠT NHÂN, NGUYÊN. 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. 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. 11 CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN VỀ CHƯƠNG TRÌNH MCNP VÀ PHANTOM