Tính toán liều bức xạ trong phương pháp Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) để điều trị khối u não bằng chương trình mô phỏng MCNP

Mã QR

Tính toán liều bức xạ trong phương pháp Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) để điều trị khối u não bằng chương trình mô phỏng MCNP

Bệnh ung thư và sức khỏe cộng đồng là vấn đề ngày càng được quan tâm ở hầu hết các quốc gia trên thế giới. Tại Việt Nam, mỗi năm cả nước có thêm khoảng 150,000 ca mắc bệnh mới và 75,000 ca tử vong do ung thư. Trong đó, ung thư não và các bệnh lý về não là một bệnh ung thư khá phổ biến ở Việt Nam với...

Mô tả đầy đủ

Đã lưu trong:

Chi tiết về thư mục
Tác giả chính:	Mai, Trọng Minh
Tác giả khác:	Trịnh, Thị Tú Anh
Định dạng:	Luận văn
Ngôn ngữ:	Vietnamese
Được phát hành:	Trường Đại học Đà Lạt 2018
Những chủ đề:	Vật lý
Truy cập trực tuyến:	https://scholar.dlu.edu.vn/thuvienso/handle/DLU123456789/61529
Các nhãn:	Thêm thẻ Không có thẻ, Là người đầu tiên thẻ bản ghi này!

Thư viện lưu trữ:	Thư viện Trường Đại học Đà Lạt

Những quyển sách tương tự

Tính toán liều bức xạ trong phương pháp Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) để điều trị khối u não bằng chương trình mô phỏng MCNP : Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật /
Bỡi: Mai Trọng Minh.
Được phát hành: (2016)

Tính toán liều bức xạ trong phương pháp Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) để điều trị khối u não bằng chương trình mô phỏng MCNP : Tóm tắt Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật /
Bỡi: Mai Trọng Minh.
Được phát hành: (2016)

Biodistribution of 10B for boron neutron capture therapy (BNCT) in a mouse model after injection of sodium mercaptoundecahydro-closo-dodecaborate and l-para-boronophenylalanine /

Current research on accelerator-based boron neutron capture therapy in Korea /
Bỡi: Kim, Jong-Kyung.

Measurement of Neutron Flux and Gamma Dose Rate Distribution Inside a Water Phantom for Boron Neutron Capture Therapy Study at Dalat Research Reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2022)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để thiết kế tối ưu Howitzer nước dùng nguồn Neutron đồng vị
Bỡi: Phạm, Đặng Phước Linh
Được phát hành: (2011)

Khảo sát phân bố suất liều bức xạ trong BNCT Phantom đối với kênh Neutron số 2 tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt : Tóm tắt Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật
Bỡi: Lý, Thị Sa My
Được phát hành: (2017)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để thiết kế tối ưu Howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Luận văn thạc sĩ vật lý /
Bỡi: Phạm Đặng Phước Linh.
Được phát hành: (2010)

Simulation Design of Thermal Neutron Collimators for Neutron Capture Studies at The Dalat Research Reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2022)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để thiết kế tối ưu Howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Tóm tắt luận văn thạc sĩ vật lý /
Bỡi: Phạm Đặng Phước Linh.
Được phát hành: (2010)

Design and simulation of a thermal neutron beam for neutron capture studies at the Dalat research reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh, et al.
Được phát hành: (2023)

Design and simulation of a thermal neutron beam for neutron capture studies at the Dalat research reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2023)

Design and simulation of a thermal neutron beam for neutron capture studies at the Dalat research reactor
Bỡi: Trinh Thi Tu Anh, Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son, Phan Bao Quoc Hieu, Nguyen Thi Minh Sang, Cao Dong Vu
Được phát hành: (2024)

Khảo sát phân bố suất liều bức xạ trong BNCT Phantom đối với kênh Neutron số 2 tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt : Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật /
Bỡi: Lý Thị Sa My.
Được phát hành: (2016)

Study for determining the correction parameters in neutron capture cross section measurement
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2023)

Khảo sát phân bố suất liều bức xạ trong BNCT Phantom đối với kênh Neutron số 2 tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt : Tóm tắt Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật /
Bỡi: Lý Thị Sa My.
Được phát hành: (2016)

Development of 24 and 59 keV filtered neutron beams for neutron capture experiments at Dalat Research Reactor
Bỡi: Pham, Ngoc Son, et al.
Được phát hành: (2023)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để mô phỏng trường bức xạ gamma tán xạ ngược trên hệ đo chiều dày vật liệu MYO-101
Bỡi: Võ, Ngọc Minh Thảo
Được phát hành: (2010)

Xác định ảnh hưởng của nồng độ Boron lê hệ số sinh neutron trong lò phản ứng OPR1000 bằng hệ mô phỏng OPR1000
Bỡi: Lý, Quang Cường
Được phát hành: (2017)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để mô phỏng trường bức xạ gamma tán xạ ngược trên hệ đo chiều dày vật liệu MYO-101
Bỡi: Đoàn, Trọng Thứ
Được phát hành: (2024)

Hiệu chỉnh trùng phùng tổng trong hệ phổ kế Gamma sử dụng chương trình MCNP
Bỡi: Trần, Thiện Thanh
Được phát hành: (2011)

Tính toán thiết kế container chuyên mẫu chiếu xạ tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt bằng chương trình Mcnp
Bỡi: Trương, Đình Vũ
Được phát hành: (2023)

Nghiên cứu xác định các hệ số hiệu chỉnh cho số liệu đo tiết diện bắt bức xạ Neutron trên các dòng Neutron phin lọc
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2009)

Đo thực nghiệm phân bố thông lượng và liều neutron đối với howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị
Bỡi: Vũ, Trọng Soạn
Được phát hành: (2013)

Xây dựng đường cong hiệu suất DETECTOR HPGE bằng phương pháp mô phỏng sử dụng chương trình MCNP4C2
Bỡi: TS. Thái Khắc, Định, et al.
Được phát hành: (2015)

Xây dựng đường cong hiệu suất DETECTOR HPGE bằng phương pháp mô phỏng sử dụng chương trình MCNP4C2
Bỡi: TS. Thái Khắc, Định, et al.
Được phát hành: (2018)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để mô phỏng trường bức xạ gamma tán xạ ngược trên hệ đo chiều dày vật liệu MYO-101 : Luận văn Thạc sĩ Vật lý Kỹ thuật /
Bỡi: Võ Ngọc Minh Thảo.
Được phát hành: (2009)

Nghiên cứu ứng dụng kỹ thuật phát quang (OSL) để định liều cá nhân chiếu ngoài đối với bức xạ Neutron
Bỡi: Vũ, Quốc Việt
Được phát hành: (2021)

Nghiên cứu xác định các hệ số hiệu chỉnh cho số liệu đo tiết diện bắt bức xạ Neutron trên các dòng Neutron phin lọc : Luận văn Thạc sĩ /
Bỡi: Trịnh Thị Tú Anh.
Được phát hành: (2007)

Thermal neutron capture cross-section and resonance integral measurements of 186W(n,γ)187W reaction using the thermal column neutron source at the Dalat research reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2023)

Xác định đường kính chùm neutron bằng phương pháp phân tích kích hoạt neutron
Bỡi: Đặng, Văn Tiến
Được phát hành: (2017)

Nghiên cứu xác định các hệ số hiệu chỉnh cho số liệu đo tiết diện bắt bức xạ Neutron trên các dòng Neutron phin lọc : Tóm tắt luận văn Thạc sĩ /
Bỡi: Trịnh Thị Tú Anh.
Được phát hành: (2007)

The Numerical Distributions and Dynamic Simulation of Simultaneous Diffusion of Boron and Point Detect in Nano Sized Silicon Materials
Bỡi: Vũ Bá, Dũng,..
Được phát hành: (2015)

The Numerical Distributions and Dynamic Simulation of Simultaneous Diffusion of Boron and Point Detect in Nano Sized Silicon Materials
Bỡi: Vũ Bá, Dũng,..
Được phát hành: (2018)

Các nghiên cứu đặc tính neutron đại diện đối với các đầu dò VVER-1000 sử dụng SRAC và MCNP5
Được phát hành: (2024)

Đo thực nghiệm phân bố thông lượng và liệu neutron đối với howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Luận văn Thạc sĩ Vật lý Kỹ thuật /
Bỡi: Vũ Trọng Soạn.
Được phát hành: (2012)

Đo thực nghiệm phân bố thông lượng và liệu neutron đối với howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Tóm tắt luận văn Thạc sĩ Vật lý Kỹ thuật /
Bỡi: Vũ Trọng Soạn.
Được phát hành: (2012)

The structure and evolution of neutron stars :
Được phát hành: (1992)

Simulation of absorbed doses distribution in a polyethylene phantom for BNCT application at the Dalat research reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2022)

Khảo sát phân bố suất liều trong phòng X quang chẩn đoán thông thường bằng chương trình MCNP :
Bỡi: Văn, Thành Trọng
Được phát hành: (2014)