Khảo sát và mô phỏng tính toán các cấu hình che chắn của một số nguồn bức xạ gamma bằng phương pháp monte carlo

ĐẠI HỌC QUỐC GIA TP HCM TRƢỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HUỲNH THỤY VI KHẢO SÁT VÀ MƠ PHỎNG TÍNH TỐN CÁC CẤU HÌNH CHE CHẮN CỦA MỘT SỐ NGUỒN BỨC XẠ GAMMA BẰNG PHƢƠNG PHÁP MONTE CARLO Chuyên ngành: VẬT LÝ KỸ THUẬT Mã số: 604417 LUẬN VĂN THẠC SĨ TP HỒ CHÍ MINH, tháng năm 2013 Cơng trình đƣợc hồn thành tại: Trƣờng Đại học Bách Khoa –ĐHQG - TP.HCM Cán hƣớng dẫn khoa học :TS HUỲNH QUANG LINH Cán chấm nhận xét : Cán chấm nhận xét : Luận văn thạc sĩ đƣợc bảo vệ Trƣờng Đại học Bách Khoa, ĐHQG Tp HCM, ngày tháng năm Thành phần Hội đồng đánh giá luận văn thạc sĩ gồm: Xác nhận Chủ tịch Hội đồng đánh giá LV Trƣởng Khoa quản lý chuyên ngành sau luận văn đƣợc sửa chữa CHỦ TỊCH HỘI ĐỒNG TRƢỞNG KHOA KHOA KHOA HỌC ỨNG DỤNG BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO CỘNG HOÀ XÃ HỘI CHỦ NGHĨA VIỆT NAM TRƢỜNG ĐH BÁCH KHOA TP.HCM Độc lập – Tự – Hạnh phúc KHOA: KHOA HỌC ỨNG DỤNG NHIỆM VỤ LUẬN VĂN CAO HỌC Họ tên học viên: HUỲNH THỤY VI Phái: Nữ Ngày tháng năm sinh: 10/10/85 MSHV:11120683 Nơi sinh: Bình Định I TÊN ĐỀ TÀI: KHẢO SÁT VÀ MƠ PHỎNG TÍNH TỐN CÁC CẤU HÌNH CHE CHẮN CỦA MỘT SỐ NGUỒN BỨC XẠ GAMMA BẰNG PHƢƠNG PHÁP MONTE CARLO II NHIỆM VỤ VÀ NỘI DUNG: 1.Tổng quan vấn đề liên quan đến đề tài, bao gồm: -Tổng quan xạ gamma, trình tƣơng tác chủ yếu gamma với vật chất, giới thiệu đại lƣợng đo lƣờng hạt nhân đặc trƣng an tồn phóng xạ -Tổng quan phƣơng pháp tính tốn giải tích che chắn xạ hạt nhân Áp dụng chƣơng trình PENELOPE 2006 mơ số cấu hình che chắn xạ gamma III NGÀY GIAO NHIỆM VỤ : 07.2012 IV NGÀY HOÀN THÀNH NHIỆM VỤ: 06.2013 V CÁN BỘ HƢỚNG DẪN: TS HUỲNH QUANG LINH CÁN BỘ HƢỚNG DẪN TRƢỞNG KHOA (Họ tên chữ ký) (Họ tên chữ ký) Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật ĐHBK TP.HCM 2013 LỜI CẢM ƠN Trƣớc tiên xin gởi lời chân thành cảm ơn đến TS Huỳnh Quang Linh định hƣớng, tận tình hƣớng dẫn, đóng góp nhiều ý kiến quý báu tạo điều kiện thuận lợi cho tơi hồn thành luận văn Tôi xin chân thành cảm ơn hƣớng dẫn chuyên môn nhƣ hỗ trợ nhiều mặt thầy cô giáo khoa Khoa Học Ứng Dụng trƣờng Đại học Bách Khoa TP.HCM Nhân xin cảm ơn gia đình quan nơi tơi công tác động viên, ủng hộ mặt tinh thần vật chất, tạo điều kiện giúp đỡ để tơi n tâm theo học cao học hồn thành cơng trình nghiên cứu Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật ĐHBK TP.HCM 2013 TÓM TẮT LUẬN VĂN Bên cạnh ứng dụng tích cực to lớn mang lại cho sống, xạ hạt nhân, có xạ gamma, có nhiều tác hại nguy hiểm cho sức khỏe ngƣời mơi trƣờng Do che chắn xạ đóng vai trị quan trọng việc sử dụng, vận chuyển nguồn xạ ion hóa Trên thực tế việc tính tốn thiết kế che chắn nguồn xạ gamma thƣờng đƣợc thực phƣơng pháp giải tích cho cấu hình hình học đơn giản, nhƣng với cấu hình phức tạp, phƣơng pháp giải tích có trở ngại dẫn đến việc ƣớc lƣợng mang tính gần nhiều lúc vƣợt yêu cầu cần thiết Do vậy, việc sử dụng chƣơng trình Monte Carlo mơ q trình lan truyền xạ vật chất khắc phục nhƣợc điểm mặt khác lựa chọn nhằm kiểm tra độ tin cậy phƣơng pháp tính tốn giải tích Việc ứng dụng chƣơng trình mơ Monte Carlo cho mục đích che chắn an tồn xạ kỹ nghiên cứu cần phát triển để tăng cƣờng công cụ hiệu kỹ thuật hạt nhân thực nghiệm ABSTRACT Besides the tremendous positive applications brought to life, nuclear radiation including gamma radiation causes a lot of harmful effects for human health and environment Therefore radiation shielding plays a very essential role in managing and transporting ionizing radiation sources In fact the design and calculation of gamma radiation sources shielding is usually done by analytical methods for the simple geometric structure, but for the complex configuration analytic methods have some obstacles leading to the approximate estimation sometimes exceeding the necessary requirements Using Monte Carlo simulation of the propagation of radiation in matter can overcome the above disadvantages and otherwise is an option to check the reliability of the analytical method The application of Monte Carlo simulation program for the purpose of radiation shielding needs to develop as an essential research skill to enhance effectiveness in experimental nuclear techniques Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật ĐHBK TP.HCM 2013 LỜI CAM ĐOAN -o0o Tơi xin cam đoan cơng trình nghiên cứu thực hiện, không lấy kết ngƣời khác nhờ ngƣời khác làm giúp Nếu có vi phạm, tơi xin hồn tồn chịu trách nhiệm Ngƣời cam đoan Huỳnh Thụy Vi Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật MỤC LỤC DANH MỤC CÁC BẢNG DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ LỜI MỞ ĐẦU– MỤC TIÊU VÀ NHIỆM VỤ LUẬN VĂN CHƢƠNG I:TƢƠNG TÁC CỦA BỨC XẠ GAMMA VỚI VẬT CHẤT 1.1.Bản chất tia gamma 1.1.1 Tia Gamma 1.1.2 Tính chất tia gamma 10 1.2 Tƣơng tác tia gamma với vật chất 11 1.2.1 Hiệu ứng quang điện 11 1.2.2 Hiệu ứng Compton 14 1.2.3 Hiệu ứng tạo cặp 16 1.3 Sự suy giảm chùm xạ gamma qua vật chất 17 1.3.1 Sự suy giảm chùm gamma hẹp 19 1.3.2 Sự suy giảm chùm gamma rộng Hệ số tích luỹ 20 1.3.2.1 Hệ số hấp thụ tuyến tính 21 1.3.2.2 Hệ số suy giảm khối 22 1.4 Các đơn vị, khái niệm an toàn phóng xạ 23 1.4.1 Liều hấp thụ 23 1.4.2 Suất liều hấp thụ 24 1.4.3 Liều chiếu 24 1.4.4 Suất liều chiếu 24 1.4.5 Liều tương đương 25 1.4.6 Liều hiệu dụng 26 1.4.7 Mối tương quan đơn vị đo xạ 27 1.5 Mức chiếu xạ đƣợc phép giới hạn 28 CHƢƠNG II:SỰ CHE CHẮN BỨC XẠ GAMMA 30 2.1 Tổng quan nghiên cứu che chắn xạ từ trƣớc đến 30 2.2 Kỹ thuật bảo vệ chống xạ 35 2.2.1 Thời gian chiếu xạ 35 2.2.2 Khoảng cách tới nguồn 35 2.2.2.1 Nguồn điểm 35 2.2.2.2 Nguồn có kích thước 36 2.2.3 Che chắn xạ 38 2.2.3.1 Bảo vệ sơ cấp 38 2.2.3.2 Bảo vệ thứ cấp 40 GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 2.3 Các tính tốn bảo vệ chống xạ gamma (theo độ bội quy giảm) có ý tới hệ số tích lũy 41 2.3.1 Sự suy giảm cường độ chùm xạ 41 2.3.2 Hệ số tích lũy 41 2.3.2.1 Định nghĩa 42 2.3.2.2 Các loại hệ số tích lũy liên quan đến đặc trưng xạ tới 42 2.3.2.3 Các loại hệ số tích lũy liên quan đến đặc trưng môi trường 44 2.3.2.4 Đối với mơi trường che chắn có nhiều lớp 45 2.3.3 Độ bội suy giảm 46 2.3.4 Tính toán bề dày lớp bảo vệ theo lớp suy giảm nửa 46 2.3.4.1 Đối với nguồn gamma đơn 46 2.3.4.2.Đối với nguồn gamma đa 47 2.4 Che chắn nguồn gamma có dạng hình học khác 48 2.4.1.Che chắn nguồn xạ gamma dạng hình học điểm 48 2.4.2 Che chắn nguồn gamma có dạng hình học 50 2.4.2.1.Che chắn nguồn gamma có dạng hình học dây thẳng 50 2.4.2.2.Che chắn nguồn xạ gamma dạng hình trịn 52 2.4.2.3.Che chắn nguồn gamma dạng hình học cầu rỗng 54 2.4.2.4.Che chắn nguồn gamma dạng hình học cầu đặc 55 2.4.2.5.Suất liều chiếu nguồn mặt trụ 58 CHƢƠNG III:THỰC HÀNH TÍNH TỐN THIẾT KẾ CHE CHẮN BỨC XẠ GAMMA 65 3.1 Phƣơng pháp giải tích 65 3.1.1 Nguồn xạ gamma dạng hình học điểm 65 3.1.2 Nguồn xạ gamma dạng trụ đặc 68 3.2 Phƣơng pháp Monte Carlo- Chƣơng trình Penelope 71 3.2.1 Chương trình mơ PENELOPE 73 3.2.2 Tính suất liều nguồn xạ dạng hình học điểm nguồn hình trụ đặc 81 3.2.3 Sự phụ thuộc liều hấp thụ vào góc tán xạ…………………………………….91 KẾT LUẬN 95 TÀI LIỆU THAM KHẢO 95 Phụ lục : Các số nguồn phóng xạ 97 Phụ lục : Các số A1, 1, 2, D,  số vật liệu che chắn 98 GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật DANH MỤC CÁC BẢNG Stt Ký hiệu Tên bảng 1.1 1.2 1.3 Mối tƣơng quan đơn vị đo xạ 27 1.4 Giới hạn liều qua thời kỳ ICRP 28 1.5 LLĐPGH quí năm 28 2.1 Bảng bề dày HVT TVT chì, sắt bê tơng 39 2.2 2.3 Hệ số Q với số loại xạ Các trọng số mô đặc trƣng cho mô thể WT (1990) Bảng suất liều tán xạ tia gamma tia X bêtông Hệ số nguồn điểm đẳng hƣớng vài vật liệu che chắn GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Trang 25 26 40 45 Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Stt Ký hiệu Tên hình Trang 1.1 Phổ nguồn gamma 10 1.2 Quá trình xảy tƣợng quang điện 12 1.3 1.4 1.5 1.6 Quá trình tạo cặp 16 1.7 Sự phụ thuộc tiết diện tạo cặp vào lƣợng E  17 1.8 1.9 Sự suy giảm chùm gamma qua vật chất 20 10 2.1 Dạng hình học tính suất liều gamma nguồn có độ dài l 37 11 2.2 Lớp bảo vệ sơ cấp thứ cấp 38 12 2.3 Nguồn điểm với lớp che chắn dạng 48 13 2.4 Nguồn gamma dạng dây 50 14 2.5 Nguồn gamma dạng dây tròn 53 15 2.6 Nguồn gamma dạng dây tròn 55 16 2.7 Nguồn gamma dạng cầu đặc 56 17 2.8 Nguồn gamma dạng trụ đặc không che chắn 58 18 2.9 19 2.10 Sự phụ thuộc tiết diện hiệu ứng quang điện vào lƣợng photon gamma Quá trình tƣơng tác Compton 13 14 Sự phụ thuộc tiết diện tán xạ Compton vào lƣợng E  15 Sự phụ thuộc tiết diện tƣơng tác lƣợng tử gamma vào lƣợng E  Suất liều nguồn trụ đặc đƣợc che dọc che có bề dày d Suất liều nguồn trụ đặc che ngang che có bề dày d GVHD: TS Huỳnh Quang Linh 18 61 63 Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật GVHD: TS Huỳnh Quang Linh 85 Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 86 -Trƣờng hợp nguồn xạ 60Co dạng hình học điểm có che chắn môi trƣờng vô hạn, lớp che chắn chì (82), tiếp đến khơng khí (104), file đầu vào welld.in nhƣ sau: Phân bố liều theo độ sâu bán kính file pc-dosc2.dat có kết nhƣ sau: GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 87 Với z=2,5 cm ta có giá trị liều hấp thụ phân rã 520 eV/g Vậy C=40mCi.h=40.10-3 3,7.1010 3600= 5,328 1012 hạt P = 5,328 1012 *520*1,6.10-19*1000 = 0,443 Sv/h (3.6) So sánh với (3.2) ta thấy kết tƣơng đối phù hợp phƣơng pháp giải tích phƣơng pháp Monte Carlo bậc giá trị -Trƣờng hợp nguồn xạ Co60 dạng hình hình trụ đặc, khơng che chắn mơi trƣờng vơ hạn, có tính đến tự hấp thụ nguồn, file đầu vào welld.in nhƣ sau: GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật Mơ hình mơ xem GVIEWC nhƣ sau: GVHD: TS Huỳnh Quang Linh 88 Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 89 Phân bố liều theo độ sâu bán kính file pc-dosc2.dat có kết nhƣ sau: Với z = cm (2 cm kích thƣớc nguồn + h3 = 1cm) ta có giá trị liều hấp thụ phân rã 1494 eV/g Vậy C=40mCi.h=40.10-3 3,7.1010 3600= 5,328 1012 hạt P = 5,328 1012 *1494*1,6.10-19*1000 = 1,274 Sv/h (3.7) So sánh với (3.3) ta thấy kết phù hợp phƣơng pháp giải tích phƣơng pháp Monte Carlo phƣơng pháp Monte Carlo yếu tố tự hấp thụ có xem xét đến -Trƣờng hợp nguồn xạ Co60 dạng hình hình trụ đặc, che chắn với lớp chì có bề dày d=2cm đặt vng góc với nguồn(có tính đến tự hấp thụ nguồn), file đầu vào welld.in nhƣ sau: GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật Mơ hình mơ xem GVIEWC nhƣ sau: GVHD: TS Huỳnh Quang Linh 90 Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 91 Phân bố liều theo độ sâu bán kính file pc-dosc2.dat có kết nhƣ sau: Với z = cm, r = sqrt(2^2 + 3^2) = 3,6 cm ta có giá trị liều hấp thụ phân rã 15 eV/g Vậy C=40mCi.h=40.10-3 3,7.1010 3600= 5,328 1012 hạt P = 5,328 1012 *15*1,6.10-19*1000 = 0,0127 Sv/h (3.8) So sánh với (3.4) ta thấy kết phù hợp bậc phƣơng pháp giải tích, chƣơng trình RADPRO CALCULATOR phƣơng pháp Monte Carlo Tuy nhiên trị số tuyệt đối, kết phƣơng pháp Monte Carlo thấp có tính xác Phân bố liều theo z trƣờng hợp có dạng sau: 3.2.3 Sự phụ thuộc liều hấp thụ vào góc tán xạ Với cấu hình khơng che chắn nguồn xạ 60Co nguồn điểm có độ phóng xạ C=40mCi, tính tốn khảo sát liều hấp thụ phân rã (trong khơng khí) tạo điểm cách khoảng R=4,4 cm đƣợc thể kết sau: GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật Góc phát xạ (độ) 10 20 30 45 90 180 92 Liều hấp thụ / phân rã (eV/g) 2355 2275 798 255 89 59 30 28 10 Kết cho thấy, liều hấp thụ phụ thuộc đáng kể vào góc phát xạ, đặc biệt góc phát xạ nhỏ 200 Thơng thƣờng cơng thức giải tích, ngƣời ta thƣờng dùng cấu hình chùm tia song song (góc phát xạ 0) góc phát xạ hẹp, dẫn đến kết mang tính ƣớc lƣợng vƣợt thực tế (khi nguồn xạ có góc phát xạ lớn hơn) Do tính tốn phƣơng pháp Monte Carlo lựa chọn thiếu thiết kế mơ hình che chắn thực tiễn GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 93 KẾT LUẬN  Những vấn đề làm đƣợc luận văn: Bên cạnh việc khảo sát vấn đề tổng quan liên quan đến đề tài, bao gồm: -Tổng quan xạ gamma, trình tƣơng tác chủ yếu gamma với vật chất, giới thiệu đại lƣợng đo lƣờng hạt nhân đặc trƣng an tồn phóng xạ -Tổng quan phƣơng pháp tính tốn giải tích che chắn xạ hạt nhân, chƣơng trình mơ Monte Carlo PENELOPE Luận văn giải đƣợc vấn đề sau: - Xây dựng chƣơng trình tính tốn Matlab để tính tốn liều theo phƣơng pháp giải tích cho cấu hình che chắn phức hợp, cơng thức tính tốn cơng thức tích phân phức tạp Các chƣơng trình sử dụng cho mục đích tính tốn nhanh cấu hình che chắn - Sử dụng chƣơng trình mơ Monte Carlo thực tính tốn cấu hình che chắn xạ gamma, đặc biệt cho cấu hình phức hợp dạng nguồn lớn có tính đến tự hấp thụ nguồn Các kết kiểm nghiệm với phƣơng pháp giải tích chƣơng trình tính tốn trực tuyến RAD PRO CALCULATOR [21] chứng tỏ độ tin cậy cao phƣơng pháp mơ Monte Carlo Q trình thực rút đƣợc yếu tố liều hấp thụ phụ thuộc vào cấu hình khác thiết kế che chắn, nhƣ đặc biệt lƣu ý đến góc phát xạ nguồn (nguồn song song hay nguồn tán xạ) có ảnh hƣởng đáng kể đến việc thiết kế cấu hình che chắn Vấn đề phƣơng pháp giải tích đƣợc giải phần khái niệm hệ số tích lũy (building-up factor); nhiên không giải cách triệt nhiều trƣờng hợp Do vậy, việc sử dụng tính tốn phƣơng pháp Monte Carlo lựa chọn thiếu thiết kế mơ hình che chắn thực tiễn Tuy nhiên thời gian nhƣ khả học viên tìm hiểu vận hành chƣơng trình PENELOPE cịn nhiều hạn chế, đề tài chƣa thực đƣợc tính toán minh họa cho GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 94 cấu hình cụ thể nhƣ dự kiến ban đầu (ví dụ: thiết kế buồng chì cho nguồn Co với hoạt độ xác định, thiết kế phịng chì cho buồng X quang vv…) Hƣớng phát triển đề tài: Xây dựng chƣơng trình tính tốn cho cấu hình cụ thể với nhiều lớp vật liệu che chắn với kích thƣớc khác góc phát xạ khác Mở rộng cho dạng hình học nguồn khác ứng dụng y học hạt nhân Mở rộng ứng dụng thiết kế che chắn có ý nghĩa thực tiễn cao nhƣ thiết kế thành buồng bảo vệ nguồn hay tự thiết kế cửa phòng máy tia X GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 95 TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] Lê Hoàng Ân (2005), Xây dựng chương trình tính suất liều chiếu số nguồn gamma, Luận văn Thạc sĩ Vật lý, Trƣờng Đại học Cần Thơ [2] J.K Shultis and R.E Faw (2005), Radiation Shielding Technology, Health Phys 88(6):587-612 [3] H.N Yakubu (2012), Application of PENELOPE code for photon transport investigations in lead and aluminum slabs, Indian Journal of Science and Technology, Vol 5, No [4] D Sayala (2011), Innovative Radiation-shielding Wall Technologies for Medical Facilities, US Radiology 1(1):87-90 [5] H JAMEEL, A OMAR, A OKLA, B ALI, A TURKI (2010), Gamma Ray Shielding from Saudi White Sand, Energy and Power Engineering , Vol.2 No.1, pp.69 [6] I Jun (2009), Protecting Electronics from the Environment, Radiation Shielding Design, pp.15-17 [7] Châu Văn Tạo (2004), An toàn xạ ion hóa, Nhà xuất Đại học quốc gia TP Hồ Chí Minh [8] F.Salvat, J.M.Fernandez-Varea, J.Sempau (2006), PENELOPE-2006:A code system for Monte Carlo simulation of electron and photon transport, Publisher OECD, Spain [9] Trần Đại Nghiệp (2002), An toàn xạ, Nhà xuất Khoa học kỹ thuật, Hà Nội [10] Y.Asano,Safety Design Group, Radiation Safety, Spring 8/RIKEN,Japan [11] Nguyễn Thanh Tân, Đặng Nguyên Phƣơng, Trƣơng Thi Hồng Loan (2010) Mô vận chuyển photon va electron phƣơng pháp Monte Carlo, Tạp chí phát triển KH&CN, trang 5, tập 13, Số T2 GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 96 [12] Practical radiation safety manual, Gamma radio graphy, International Atomic Energy Agency, 1992 [13] J.J Taylor (1954), Application of gamma-ray buildup data to shield design, Washington DC: Westinghouse Electric Corporation, Atomic Power Division, USAEC Report WAPD-RM, pp.217 [14] Chilton AB, Davisson CM, Beach LA (1965), Parameters for C-H albedo formula for gamma rays reflected from water,concrete, iron, and lead, Trans Am Nucl Soc, pp 8-656 [15] National Council on Radiation Protection and Measurements (1976), Structural shielding design and evaluation for medical use of x-rays and gamma rays of energies up to 10 MeV, Washington, Report 49 [16] H Cember (1996), Health physics, McGraw-Hill [17] Hoàng Ngọc Liên, Nguyễn Đức Thuận, Nguyễn Thái Hà (2003), An toàn xạ an toàn điện y tế, Nhà xuất Khoa học kỹ thuật, Hà Nội [18] Phạm Quốc Hùng (2002), Phịng tránh phóng xạ an toàn hạt nhân, Nhà xuất Đại học Quốc gia Hà Nội [19] G.F Knoll (1989), Radiation detection and measurement, 2nd Edition, John Willy Sons [20] K.N.Mukhin (1987), Experiment nuclear physics, Volume.1, Mir publishers, Moscow [21] R.McGinnis (2009), RAD PRO CALCULATOR: Online Nuclear Calculations and Free Health Physics Softwares, MIT http://www.radprocalculator.com/Gamma.aspx Truy cập 21/07/2012 GVHD: TS Huỳnh Quang Linh Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 97 Phụ lục : Các số nguồn phóng xạ [7] Đồng vị 60 27Co 131 53I 137 55Cs 192 77Ir T1/2 Năng lƣợng hi Hằng số Ki Hệ số tự hấp thụ s (MeV)  R.cm     h.mCi  1.333 6.82 0.462 1.172 6.11 0.524 0.722 0.122 0.33 0.637 0.327 0.406 0.364 1.621 0.593 0.284 0.078 0.869 0.08 0.003 9.485 0.661 3.1 0.471 1.060 0.022 1.264 0.613 0.222 2.026 0.604 0.377 2.026 0.588 0.191 2.026 0.485 0.082 2.528 0.468 1.282 2.528 0.417 0.030 3.551 0.375 0.031 3.551 0.316 1.474 5.983 0.308 0.468 5.983 0.296 0.428 5.983 0.283 0.008 5.983 0.206 0.029 14.417 0.201 0.004 14.417 5.27 (năm) 8.08 (ngày) 26.6 (năm) 74.34 (ngày) GVHD: TS Huỳnh Quang Linh (cm-1) Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật 1.82 (giờ) 1.290 6.580 0.0863.10-3 1.39.109 (năm) 1.46 0.800 0.0439 29Cu 64 12.8 (giờ) 0.511 1.120 0.741 65 30Zn 245 (ngày) 1.12 2.92 0.524 0.511 0.10 0.741 18Ar 41 98 40 19K Phụ lục : Các số A1, 1, 2, D,  số vật liệu che chắn [7] Vật liệu Bê tông Nhôm Sắt Mức lƣợng Hệ số h0 (MeV) D(h,Z) 0.5 1.0 2.0 3.0 4.0 6.0 8.0 10.0 1.0 2.0 3.0 4.0 6.0 8.0 10.0 0.5 1.0 2.0 3.0 4.0 6.0 8.0 0.750 0.797 0.892 0.924 0.941 0.961 0.970 0.974 0.845 0.905 0.930 0.946 0.965 0.976 0.983 0.869 0.903 0.929 0.943 0.956 0.973 0.983 GVHD: TS Huỳnh Quang Linh A1 1 2 12.5 9.90 6.30 4.70 3.90 3.10 2.80 2.60 8.00 5.50 4.50 3.80 3.10 2.30 2.25 10.0 8.00 5.50 5.00 3.75 2.90 2.35 0.1110 0.0880 0.0690 0.0620 0.0590 0.0590 0.0570 0.0500 0.1100 0.0820 0.0740 0.0660 0.0640 0.0620 0.0600 0.0948 0.0895 0.0788 0.0740 0.0750 0.0825 0.0833 0.0060 0.0290 0.0580 0.0730 0.0790 0.0830 0.0860 0.0840 0.0440 0.0930 0.1160 0.1300 0.1520 0.1500 0.1280 0.0120 0.0400 0.0700 0.0750 0.0820 0.0750 0.0546 Hệ số hấp thụ  (cm-1) 0.2040 0.1490 0.1040 0.0853 0.0745 0.0630 0.0571 0.0538 0.1660 0.1170 0.0953 0.0837 0.0712 0.0650 0.0618 0.6590 0.4700 0.3330 0.2830 0.2590 0.2390 0.2310 Luận văn CH ngành Vật lý Kỹ thuật Thiếc Chì 10.0 1.0 2.0 3.0 4.0 6.0 8.0 10.0 0.5 1.0 2.0 3.0 4.0 6.0 8.0 0.987 0.952 0.965 0.974 0.979 0.986 0.986 0.984 0.983 0.986 0.989 0.990 0.993 0.994 0.995 99 2.00 4.50 4.00 3.30 2.80 1.70 1.20 0.82 1.65 2.45 2.60 2.15 1.65 0.96 0.67 0.0950 0.0800 0.0800 0.0920 0.11 00 0.1440 0.1700 0.1850 0.0320 0.0450 0.0710 0.0970 0.1230 0.1750 0.2040 0.0116 0.1300 0.1420 0.1300 0.1100 0.0400 0.0000 0.1000 0.2960 0.1780 0.1030 0.0770 0.0640 0.0590 0.0670 0.2310 0.4200 0.2990 0.2680 0.2590 0.2610 0.2690 0.2800 1.7250 0.7990 0.5250 0.4800 0.4780 0.4950 0.5210 PHẦN LÝ LỊCH TRÍCH NGANG Họ tên: HUỲNH THỤY VI Ngày, tháng, năm sinh:10/10/1985 Nơi sinh: Bình Định Địa liên lạc: Số 03 Mê Linh-Phƣờng I-TP Bảo Lộc- Lâm Đồng QUÁ TRÌNH ĐÀO TẠO -Từ 2003-2007: Sinh viên Đại học Đà Lạt chuyên ngành Sƣ phạm Vật Lý -Từ 2011 đến nay: Học viên cao học chuyên ngành Vật Lý Kỹ thuật trƣờng ĐH Bách Khoa TPHCM Q TRÌNH CƠNG TÁC -Từ 2007- nay: Giáo viên trƣờng THPT Bảo Lộc-Tp.Bảo Lộc- Lâm Đồng GVHD: TS Huỳnh Quang Linh ... Nơi sinh: Bình Định I TÊN ĐỀ TÀI: KHẢO SÁT VÀ MƠ PHỎNG TÍNH TỐN CÁC CẤU HÌNH CHE CHẮN CỦA MỘT SỐ NGUỒN BỨC XẠ GAMMA BẰNG PHƢƠNG PHÁP MONTE CARLO II NHIỆM VỤ VÀ NỘI DUNG: 1.Tổng quan vấn đề liên... Che chắn nguồn gamma có dạng hình học 50 2.4.2.1 .Che chắn nguồn gamma có dạng hình học dây thẳng 50 2.4.2.2 .Che chắn nguồn xạ gamma dạng hình trịn 52 2.4.2.3 .Che chắn nguồn gamma. .. trên, đề tài ? ?Khảo sát mơ tính tốn cấu hình che chắn số nguồn xạ gamma phƣơng pháp Monte Carlo? ?? đƣợc thực với mục tiêu nhiệm vụ đƣợc đề nhƣ sau: Mục tiêu đề tài: Khảo sát phƣơng pháp tính tốn giải