TRƢỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT
KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN
VÕ ĐẶNG THUẬT
NGHIÊN CỨU ĐIỀU CHẾ DƢỢC CHẤT PHÓNG XẠ Y-90
TRÊN LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT
KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƢ KỸ THUẬT HẠT NHÂN
LÂM ĐỒNG, 2018
TRƢỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT
KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN
VÕ ĐẶNG THUẬT - 1410717
NGHIÊN CỨU ĐIỀU CHẾ DƢỢC CHẤT PHÓNG XẠ Y-90 TRÊN LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT
KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƢ KỸ THUẬT HẠT NHÂN
GIẢNG VIÊN HƢỚNG DẪN
ThS. NGUYỄN THANH NHÀN
KHÓA 2014 - 2018
LỜI CẢM ƠN
Lời đầu tiên, tôi xin cảm ơn quý thầy cô giáo Khoa Kỹ thuật hạt nhân và
cùng với quý thầy cô giáo Trƣờng Đại học Đà Lạt đã tận tình truyền đạt kiến thức,
kinh nghiệm và tạo môi trƣờng học tập tốt nhất cho tôi trong suốt những năm học tại trƣờng.
Xin cảm ơn tập thể bạn bè lớp HNK38 và gia đình đã luôn hỗ trợ, động viên
và đồng hành cùng tôi trong suốt thời gian học tập tại Trƣờng Đại học Đà Lạt.
Xin cảm ơn Ban lãnh đạo, Thạc sĩ Dƣơng Văn Đông và Thạc sĩ Nguyễn
Thanh Nhàn của Viện Nghiên cứu hạt nhân đã tạo mọi điều kiện tốt nhất, tận tình
giúp đỡ trong suốt thời gian làm thực nghiệm của khóa luận.
Và cuối cùng, tôi xin gửi lời cảm ơn chân thành đến Thạc sĩ Nguyễn Thanh
Nhàn đã hƣớng dẫn và giúp đỡ hoàn thành các nội dung khóa luận này.
Đà Lạt, ngày 10 tháng 12 năm 2018
i
Sinh viên Võ Đặng Thuật
LỜI CAM ĐOAN
Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của tôi và ngƣời hƣớng dẫn
Thạc sĩ Nguyễn Thanh Nhàn đang công tác tại Trung tâm nghiên cứu và sản xuất
đồng vị phóng xạ - Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt. Những cơ sở lý thuyết đều đƣợc ghi nguồn trích dẫn rõ ràng. Những số liệu và kết quả thực nghiệm trong khóa
luận này là hoàn toàn trung thực, đƣợc tôi ghi nhận tính toán và chƣa từng đƣợc ai
công bố. Tôi hoàn toàn chịu trách nhiệm với những nội dung có trong khóa luận này.
Đà Lạt, ngày 10 tháng 12 năm 2018
ii
Sinh viên Võ Đặng Thuật
MỤC LỤC
MỞ ĐẦU ..................................................................................................................... 1
CHƢƠNG 1 - TỔNG QUAN LÝ THUYẾT .............................................................. 3
1.1. Một số khái niệm .................................................................................................. 3 1.1.1. Đồng vị .......................................................................................................... 3
1.1.2. Hiện tƣợng phân rã phóng xạ ........................................................................ 3
1.1.3. Hiện tƣợng phóng xạ ..................................................................................... 4 1.1.4. Dƣợc chất phóng xạ ....................................................................................... 5
1.1.5. Các tia bức xạ ................................................................................................ 6
1.1.6. Định luật phân rã phóng xạ ............................................................................ 7
1.2. Cơ sở lý thuyết để quyết định kỹ thuật chiếu xạ .................................................. 8
1.2.1. Các phản ứng hạt nhân ứng dụng trong sản xuất đồng vị phóng xạ .............. 8
1.2.2. Mô hình kích hoạt neutron hạt nhân bia ...................................................... 10
1.2.3. Tính toán hiệu suất đồng vị phóng xạ tạo thành .......................................... 11
1.2.4. Tính toán hoạt độ p hóng xạ ....................................................................... 12
1.3. Nguyên lý trong kỹ thuật chiếu xạ ..................................................................... 13
1.3.1. Chọn vật liệu bia chiếu xạ ........................................................................... 13
1.3.2. Xử lý và đóng gói bia chiếu xạ .................................................................... 13
1.3.3. Đánh giá an toàn trong chiếu xạ và thực hành lắp ráp mẫu vào ống chiếu xạ
............................................................................................................................... 14
1.4. Khái quát về nguyên tố Yttrium ......................................................................... 15
1.4.1. Lịch sử về nguyên tố .................................................................................... 15
1.4.2. Tính chất vật lý ............................................................................................ 15
1.4.3. Tính chất hóa học ......................................................................................... 15 1.4.4. Các đồng vị của Yttrium .............................................................................. 16 1.4.5. Đặc trƣng quan trọng của đồng vị phóng xạ Yttrium-90 (Y-90) ................. 16
1.5. Sản xuất đồng vị phóng xạ trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt ........................... 17 1.5.1. Lò phản ứng hạt nhân .................................................................................. 17
iii
1.5.2. Cơ sở vật chất và trang bị kỹ thuật .............................................................. 20
CHƢƠNG 2 - THỰC NGHIỆM VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU ................. 21
2.1. Thiết bị, dụng cụ và hóa chất ............................................................................. 21
2.1.1. Thiết bị ......................................................................................................... 21
2.1.2. Dụng cụ ........................................................................................................ 21 2.1.3. Hóa chất ....................................................................................................... 21
2.2. Thực nghiệm điều chế đồng vị Y-90 trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt ........... 22
2.2.1. Mô hình kích hoạt neutron hạt nhân bia Y-89 ............................................. 22 2.2.2. Chế tạo mẫu bia ........................................................................................... 22
2.2.3. Chuẩn bị container nhôm chứa mẫu bia ...................................................... 23
2.2.4. Nạp mẫu và lấy mẫu .................................................................................... 24
2.2.5. Điều chế dƣợc chất phóng xạ Y-90 ............................................................. 25
2.3. Xác định hoạt độ thực tế của dƣợc chất phóng xạ 90YCl3 .................................. 26 2.3.1. Xác định trên hệ máy đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000 ........................ 26
2.3.2. Xác định trên GM Counting System ........................................................... 27
2.4. Kiểm tra chất lƣợng dƣợc chất phóng xạ 90YCl3 ............................................... 28 2.4.1. Kiểm tra độ sạch hóa phóng xạ.................................................................... 28
2.4.2. Kiểm tra độ tinh khiết hạt nhân ................................................................... 30
CHƢƠNG 3 - KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN ........................................................... 31
3.1. Kết quả tính toán hoạt độ lý thuyết .................................................................... 31
3.2. Kết quả đo và tính toán hoạt độ thực tế ............................................................. 33
3.2.1. Kết quả trên hệ máy đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000 .......................... 33
3.2.2. Kết quả trên GM Counting System ............................................................. 34
3.2.3. Nhận xét ....................................................................................................... 36
3.3. Kết quả kiểm tra chất lƣợng dƣợc chất phóng xạ 90YCl3 ................................... 37 3.3.1. Kết quả kiểm tra độ sạch hóa phóng xạ ....................................................... 37 3.3.2. Kết quả kiểm tra độ tinh khiết hạt nhân phóng xạ ....................................... 39
KẾT LUẬN ............................................................................................................... 41
iv
TÀI LIỆU THAM KHẢO ......................................................................................... 42
DANH MỤC HÌNH
Hình 1: Sơ đồ đơn giản của nguyên lý phản ứng phân hạch .................................... 10
Hình 2: Sơ đồ kích hoạt neutron hạt nhân bia ........................................................... 11
Hình 3: Cấu tạo nguyên tử của Yttrium .................................................................... 15
Hình 4: Sơ đồ chuỗi phân rã phóng xạ của Y-90 ...................................................... 17
Hình 5: Mặt cắt đứng vùng hoạt Lò phản ứng .......................................................... 18
Hình 6: Mặt cắt ngang vùng hoạt Lò phản ứng ........................................................ 18
Hình 7: Ampoule chứa mẫu 89Y2O3 .......................................................................... 22
Hình 8: Container nhôm chứa mẫu bia ..................................................................... 23
Hình 9: Quy trình điều chế dƣợc chất phóng xạ 90YCl3 ............................................ 26
Hình 10: Lọ dung dịch 90YCl3 thể tích 10 ml............................................................ 26
Hình 11: Hệ máy đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000 ............................................ 27
Hình 12: Mẫu chứa 5 µl dung dịch mẫu 2 ................................................................ 27
Hình 13: GM Counting System................................................................................. 28
Hình 14: Tạo mẫu sắc ký giấy................................................................................... 29
Hình 15: Hệ máy sắc ký tự động Bioscan ................................................................. 29
Hình 16: Hệ phổ kế gamma HPGE-DSPEC ............................................................. 30
Hình 17: Đồ thị hoạt độ lý thuyết của Y-90 theo thời gian chiếu ............................. 31
Hình 18: Số liệu đặc trƣng trong phản ứng 89Y(n, γ)90Y .......................................... 33
Hình 19: Độ sạch hóa phóng xạ đạt 99.54% với dung môi HCl 1N ......................... 37
Hình 20: Độ sạch hóa phóng xạ đạt 99.22% với dung môi HCl 1N ......................... 37
Hình 21: Độ sạch hóa phóng xạ đạt 98.38% với dung môi NaCl ............................. 38
Hình 22. Độ sạch hóa phóng xạ đạt 98.19% với dung môi NaCl ............................. 38
Hình 23: Phổ gamma mẫu S1.................................................................................... 39
Hình 24: Phổ gamma mẫu S2.................................................................................... 39
v
Hình 25: Phổ gamma mẫu S3.................................................................................... 40
DANH MỤC BẢNG
Bảng 1: Một vài thông số vật lý liên quan đến Lò phản ứng .................................... 19
Bảng 2: Đặc trƣng của kênh chiếu xạ ....................................................................... 25
Bảng 3: Hoạt độ lý thuyết của Y-90 theo thời gian chiếu ......................................... 32
Bảng 4: Kết quả đo mẫu M1 ..................................................................................... 34
Bảng 5: Kết quả đo mẫu M2 ..................................................................................... 35
Bảng 6: Kết quả đo mẫu M3 ..................................................................................... 35
vi
Bảng 7: Tổng hợp hoạt độ lý thuyết và họat độ thực ................................................ 36
MỞ ĐẦU
Với sự ra đời của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt (LPƢHNĐL) vào ngày 20
tháng 3 năm 1984, lĩnh vực sản xuất đồng vị phóng xạ đã đƣợc hình thành tại Việt
Nam. Từ đó đến nay, tại LPƢHNĐL đã sản xuất hơn 7000 Ci đồng vị phóng xạ các loại để cung cấp chủ yếu cho các cơ sở y tế, công - nông nghiệp và nghiên cứu khoa
học. Đặc biệt, LPƢHNĐL đã sản xuất và cung cấp ổn định cho mạng lƣới Y học hạt
nhân trên toàn quốc gần 30 loại chế phẩm thuốc phóng xạ và trung bình hàng năm cung cấp khoảng 500 Ci đồng vị phóng xạ cho các cơ sở y tế trong nƣớc. Với việc
cung cấp ổn định các đồng vị phóng xạ từ LPƢHNĐL, hiện nay trên 30 bệnh viện
có khoa Y học hạt nhân đang hoạt động ổn định và số lƣợng ngày một tăng nhằm
mục đích chăm sóc và bảo vệ sức khoẻ cho cộng đồng [1].
Ung thƣ biểu mô tế bào gan (UTBMTBG) là một loại ung thƣ gan thƣờng
gặp nhất và đứng thứ 3 trong các nguyên nhân gây tử vong do ung thƣ, chỉ sau ung
thƣ phổi và ung thƣ dạ dày trên thế giới. Ở nƣớc ta chƣa có thống kê đầy đủ về tỉ lệ
mắc UTBMTBG trên phạm vi cả nƣớc, tuy nhiên theo số liệu của GLOBOCAN
(một dự án của Cơ quan nghiên cứu ung thƣ quốc tế) vào năm 2012 đã đề cập về
bệnh ung thƣ gan nói chung là loại ung thƣ phổ biến, chỉ sau ung thƣ phổi và là ung
thƣ gây tử vong hàng đầu ở nam giới, chiếm 17,6% trong tổng số các loại ung thƣ,
với số ca mới mắc khoảng 22000 ngƣời và tỷ lệ tử vong cũng gần 21000 ngƣời.
Nhƣ vậy, ung thƣ gan đang có xu hƣớng ngày càng gia tăng và thực sự là một thách
thức rất lớn đối với nền y học nƣớc ta hiện nay với mục đích giảm thiểu tỷ lệ mắc
cũng nhƣ tỷ lệ tử vong vì căn bệnh này [4].
Một trong những phƣơng pháp mới để điều trị UTBMTBG là kỹ thuật xạ trị
trong chọn lọc. Kỹ thuật xạ trị trong chọn lọc điều trị ung thƣ gan sử dụng hạt vi cầu
phóng xạ Yttrium-90 (Y-90) là kỹ thuật mới, hiện đại, điều trị an toàn và hiệu quả, giảm biến chứng, rút ngắn thời gian điều trị, đặc biệt là tăng tuổi thọ thêm cho các bệnh nhân UTBMTBG. Kỹ thuật này đã đƣợc áp dụng tại Mỹ, Úc, Châu Âu và một số nƣớc châu Á nhƣ Singapore, Philipine [4]. Ở Việt Nam, trong thời gian 5 năm qua Bệnh viện Trung ƣơng Quân đội 108 và Bệnh viện Bạch Mai là những đơn vị đầu tiên thực hiện thành công kỹ thuật này. Từ tháng 10 năm 2013 đến nay, các ê-kíp kỹ thuật của Bệnh viện Trung ƣơng Quân đội 108 đã tiến hành thực hiện kỹ thuật xạ trị trong chọn lọc thành công cho 30 bệnh nhân UTBMTBG. Trƣớc đây,
1
các bệnh nhân ung thƣ gan muốn điều trị bằng kỹ thuật này phải ra nƣớc ngoài điều trị với chi phí rất tốn kém, trong khi đó chi phí thực hiện tại Bệnh viên Trung ƣơng
Quân đội 108 giảm đi một nửa so với điều trị ở nƣớc ngoài. Đặc biệt hơn, đây là kỹ
thuật mới đã đƣợc Bộ Y tế phê duyệt là một trong những phƣơng pháp điều trị
UTBMTBG khi không còn chỉ định phẫu thuật [5].
Kỹ thuật xạ trị trong chọn lọc sử dụng đồng vị phóng xạ Y-90 gắn vào các hạt vi cầu nhựa hoặc thủy tinh để đƣa qua đƣờng động mạch đến đƣờng các mao
mạch khối u gan phát ra năng lƣợng beta có độ đâm xuyên trung bình 2.4 mm và tối
đa là 11 mm nên tiêu hủy tế bào ung thƣ chọn lọc và gây tắc mạch cắt nguồn dinh dƣỡng nuôi u, ảnh hƣởng rất ít đến tế bào gan lành xung quanh [4]. Hiện nay, nguồn
dƣợc chất hạt vi cầu phóng xạ Y-90 ở nƣớc ta chủ yếu nhập khẩu từ Úc với giá
thành lên đến 300 triệu đồng cho một liều điều trị [5]. Sản phẩm dƣợc chất phóng
xạ có hoạt tính sinh học và tính phóng xạ nên phân rã theo thời gian vận chuyển, vì thế sản phẩm sản xuất trong nƣớc sẵn sàng cung cấp trực tiếp nhanh nhất đến các
bệnh viện sẽ có giá thành giảm hơn nhiều so với mua từ nƣớc ngoài.
Vì những lý do trên, chúng tôi tiến hành nghiên cứu khả năng điều chế dƣợc
chất phóng xạ Y-90 trên lò phản ứng nghiên cứu hạt nhân của Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt dƣới dạng dung dịch 90YCl3. Dung dịch 90YCl3 là cơ sở quan trọng phục vụ cho Nghiên cứu điều chế dƣợc chất hạt vi cầu phóng xạ Y-90 nhằm ứng
2
dụng điều trị ung thƣ gan.
CHƢƠNG 1 - TỔNG QUAN LÝ THUYẾT
1.1. Một số khái niệm
Ký hiệu hóa học của nguyên tố: XZ
1.1.1. Đồng vị
Trong đó:
- X là ký hiệu hóa học của nguyên tố,
- A là số khối,
- Z là số điện tích của hạt nhân,
- N là số neutron của hạt nhân (N = A - Z).
Khi nói đến một nguyên tố nào đó, chúng ta nghĩ đến tất cả các nguyên tử
đƣợc sắp xếp trong một ô nhất định của bảng tuần hoàn, nghĩa là tất cả những
nguyên tử có cùng số nguyên tử Z. Nhƣng điều đáng lƣu ý, trong tự nhiên đa số các nguyên tố bao gồm không phải một loại nguyên tử mà là nhiều loại nguyên tử đƣợc
sắp xếp trong một ô nhất định của bảng tuần hoàn, nghĩa là tất cả các nguyên tử có
số khối khác nhau. Những nguyên tử này có cùng số nguyên tử Z nhƣng trong hạt
nhân có số N khác nhau, do đó số khối A khác nhau, ta gọi những nguyên tử này là
đồng vị của nhau [2].
1.1.2. Hiện tƣợng phân rã phóng xạ
Hiện tƣợng phân rã phóng xạ là hiện tƣợng mà một hạt nhân đồng vị này
chuyển thành hạt nhân đồng vị khác thông qua việc phóng ra các hạt alpha, hoặc
chiếm electron quỹ đạo [6].
Phân rã gamma (γ) xảy ra khi một đồng vị phóng xạ ở trạng thái kích thích
cao chuyển về trạng thái kích thích thấp hơn hoặc ở trạng thái cơ bản của chính đồng vị đó. Phân rã phóng xạ có thể kéo theo hoặc không kéo theo phân rã gamma. Bức xạ gamma có khả năng xuyên sâu rất lớn.
Phân rã beta () có sự phát ra đồng thời các electron và positron, chúng có
số điện tích bằng 1 nhƣng khác dấu. Các hạt gây ion hóa trực tiếp.
Tính phóng xạ phụ thuộc vào hai nhân tố:
- Tính không bền vững của hạt nhân do số N quá cao hoặc quá thấp so với Z.
3
- Quan hệ khối lƣợng giữa hạt nhân mẹ, hạt nhân con và hạt đƣợc phát ra.
Tính phóng xạ không phụ thuộc vào các tính chất hóa học và vật lý của hạt
nhân đồng vị và vì vậy tính phóng xạ không thể thay đổi bởi bất cứ điều kiện nào
[6].
1.1.3. Hiện tƣợng phóng xạ
Phóng xạ là hiện tƣợng một số hạt nhân nguyên tử không bền tự biến đổi và
phát ra các bức xạ hạt nhân (thƣờng đƣợc gọi là các tia phóng xạ). Các nguyên tử có
tính phóng xạ đƣợc gọi là các đồng vị phóng xạ, còn các nguyên tử không có tính phóng xạ đƣợc gọi là các đồng vị bền. Các nguyên tố hoá học chỉ gồm các đồng vị
phóng xạ (không có đồng vị bền) gọi là nguyên tố phóng xạ [6].
Tia phóng xạ có thể là chùm các hạt mang điện dƣơng nhƣ hạt alpha (α), hạt
proton; mang điện âm nhƣ chùm electron (phóng xạ beta); không mang điện nhƣ hạt neutron, tia gamma (có bản chất giống nhƣ ánh sáng nhƣng năng lƣợng lớn hơn
nhiều). Sự tự biến đổi nhƣ vậy của hạt nhân nguyên tử, thƣờng đƣợc gọi là sự phân
rã phóng xạ hay phân rã hạt nhân [6].
Sự phóng xạ tự nhiên
Năm 1896, nhà vật lý ngƣời Pháp là Becquerel và sau đó là ông bà Prierre
Curie và Marie Curie phát hiện ra rằng các hợp chất của Uranium có khả năng tự
phát ra những bức xạ không nhìn thấy đƣợc, có thể xuyên qua những vật mà tia sáng thƣờng không đi qua đƣợc, gọi là các tia phóng xạ. Dƣới tác dụng của điện
trƣờng:
- Tia alpha lệch về phía cực âm của điện trƣờng, gồm các hạt alpha mang
điện tích dƣơng (gấp 2 lần điện tích của proton), có khối lƣợng bằng khối lƣợng của
nguyên tử Heli.
- Tia beta lệch về phía cực dƣơng của điện trƣờng gồm các hạt electron.
- Tia gamma không lệch về cực nào của điện trƣờng, có bản chất nhƣ tia
sáng.
Những nghiên cứu về bản chất của các hiện tƣợng phóng xạ chứng tỏ rằng hạt nhân của các nguyên tử phóng xạ không bền, tự phân hủy và giải phóng ra các hạt vật chất khác nhau nhƣ hạt alpha, beta, kèm theo bức xạ điện từ nhƣ tia gamma. Đồng thời với hiện tƣợng phóng xạ tự nhiên, ngƣời ta cũng phát hiện một số loại
4
nguyên tử của một số nguyên tố nhân tạo cũng có khả năng phóng xạ [6].
Sự phóng xạ nhân tạo
Vào năm 2008, có tất cả 117 nguyên tố hóa học đƣợc tìm thấy, trong đó 94
nguyên tố có nguồn gốc tự nhiên, 23 nguyên tố còn lại là nhân tạo. Nguyên tố nhân
tạo đầu tiên là Tecnexi (Tc) đƣợc tìm thấy năm 1937. Tất cả các nguyên tố nhân tạo đều có tính phóng xạ với chu kỳ bán rã ngắn vì vậy chúng không thể tồn tại tự nhiên
trên Trái Đất. Khi phân rã các nguyên tố nhân tạo phát ra các bức xạ nhƣ: alpha,
beta, gamma, neutron gọi là sự phóng xạ nhân tạo [2].
1.1.4. Dƣợc chất phóng xạ
Dƣợc chất phóng xạ hay thuốc phóng xạ là những hợp chất đánh dấu hạt
nhân phóng xạ đƣợc điều chế dƣới dạng thuốc uống hoặc tiêm dùng trong chẩn
đoán và điều trị bệnh tại các khoa Y học hạt nhân [7].
Phân loại: thuốc phóng xạ đƣợc điều chế dƣới nhiều dạng khác nhau.
- Dạng khí: Khí 85Kr và 133Xe hay đƣợc dùng trong thông khí phổi.
- Dạng khí hòa tan trong dung dịch: Khí 133Xe hòa tan trong dung dịch NaCl
9 0/00 dƣới áp suất cao.
- Dạng dung dịch thực: Các hợp chất đánh dấu hạt nhân phóng xạ hòa tan
hoàn toàn vào dung dịch, tạo thành một môi trƣờng trong suốt. Ví dụ: dung dịch Na131I, dung dịch vitamin B12 - 58Co.
- Dạng keo hạt: Dạng keo hạt của các muối vô cơ. Các muối vô cơ tụ lại bền vững có kích thƣớc cỡ µm. Ví dụ: keo vàng phóng xạ (198Au-colloid) dùng trong ghi hình lách và điều trị các khoang ảo hoặc hệ bạch huyết.
- Dạng huyền phù, nhũ tƣơng: Dạng đông vón của các phân tử hữu cơ.
Thông thƣờng là dạng đông vón của các phân tử albumin huyết thanh ngƣời. Dƣới
điều kiện pH, nhiệt độ thích hợp làm biến tính protein tạo ra những thể tụ tập kích thƣớc nhỏ cỡ dƣới 20µm, gọi là các microspheres (dạng vi cầu). Với kích thƣớc lớn hơn 20µm, gọi là các macroaggregate (thể tụ tập). Các chất này thƣờng dùng ghi hình tƣơi máu các hệ nhiều vi mạch.
5
- Dạng viên nang: Giống nhƣ các dạng viên nang trong thuốc tân dƣợc. Bao nang đƣợc làm bằng glatin. Các thuốc phóng xạ có thể là dạng bột chƣa trong viên nang. Ví dụ: dung dịch Na131I trộn trong tinh thể anhydratdisodium phosphat, dùng viên nang này trong điều trị bệnh basedow hay ung thƣ tuyến giáp thể biệt hóa sau mổ.
1.1.5. Các tia bức xạ [2]
Thƣờng gặp là tia alpha, beta, gamma.
4
Tia alpha (α)
, có khả năng ion hoá rất mạnh, truyền năng lƣợng cho môi Là hạt nhân He2
trƣờng với tốc độ cao nên khả năng xuyên thấu rất nhỏ. Đa số các hạt α của hạt
nhân phóng xạ phát ra đều có mức năng lƣợng xác định trong khoảng từ 3 MeV đến
10 MeV, với hạt α có năng lƣợng cao nhất cũng chỉ xuyên nổi lớp da chết bên
ngoài, một tờ giấy mỏng bảo vệ đủ che chắn hết các hạt α. Song chiếu trong thì rất nguy hiểm vì xung quanh nguồn alpha là các mô sống, những cơ quan nhỏ bé rất
nhạy với bức xạ sẽ bị tổn thƣơng lớn nhất.
Tia beta (β)
Các hạt beta có thể là electron (β-) hay positron (β+), chúng có điện tích là 1 nhƣng khác dấu, khối lƣợng rất nhỏ, tốc độ lớn hơn các hạt alpha, khả năng xuyên
thấu tƣơng đối cao tùy theo năng lƣợng. Tia beta gây ion hoá trực tiếp nhƣng không
mạnh nhƣ tia alpha.
Những hạt β có năng lƣợng lớn khi bị dừng đột ngột hay đổi hƣớng khi
tƣơng tác với hạt nhân sẽ sinh ra bức xạ hãm, một phần động năng của beta chuyển
thành bức xạ điện từ. Nếu năng lƣợng beta nhỏ và số Z của môi trƣờng nhỏ thì phần
năng lƣợng này nhỏ, nếu năng lƣợng beta lớn và số Z lớn thì ngƣợc lại. Do đó, che
chắn beta phải dùng vật liệu nhẹ (có Z nhỏ).
Tia gamma (γ)
Là bức xạ điện từ, có khả năng xuyên thấu rất lớn. Bức xạ γ đƣợc phát ra khi
hạt nhân chuyển từ trạng thái kích thích về trạng thái cơ bản trong những quá trình
hạt nhân khác nhau. Các nhân phóng xạ xác định phát ra các bức xạ gamma có năng
lƣợng xác định. Năng lƣợng cao nhất có thể tới 8 – 10 MeV.
Khi đi qua vật chất, bức xạ gamma bị mất năng lƣợng do 3 quá trình chính
6
sau: quang điện, compton và tạo cặp. Bức xạ gamma có mối nguy hiểm bức xạ cao, do có độ xuyên thấu lớn nên có thể gây nguy hiểm đáng kể ở những khoảng cách khá xa nguồn. Các tia tán xạ cũng gây nguy hiểm, vì thế khi che chắn gamma phải quan tâm đến mọi hƣớng.
Ngoài ra còn có bức xạ neutron, là bức xạ ion hoá, neutron là hạt không
mang điện, có khối lƣợng gần bằng 1 đơn vị khối lƣợng nguyên tử, sinh ra trong
những phản ứng hạt nhân. Một vài hạt nhân cũng tự phát ra neutron.
1.1.6. Định luật phân rã phóng xạ
Số hạt nhân phân rã trong một đơn vị thời gian tỉ lệ với tổng số hạt nhân hiện
diện và tốc độ phân rã là một hàm mũ giảm, có nghĩa là số hạt nhân phóng xạ sẽ
giảm theo thời gian, sự giảm này theo hàm mũ [6].
Dựa vào định luật phân rã phóng xạ, nếu:
- Gọi N là số hạt nhân phóng xạ tại thời điểm t.
- Gọi dN là số hạt nhân đã phân rã trong thời gian dt.
Khi đó, độ giảm số hạt nhân chƣa bị phân rã -dN tỉ lệ với N và dt là:
-dN = λNdt (1.1)
Trong đó hệ số tỉ lệ λ gọi là hằng số phân rã (s-1), có giá trị xác định đặc
trƣng với mỗi đồng vị phóng xạ. Từ (1.1) ta có:
(1.2) λdt dN N
Thực hiện lấy tích phân công thức (1.2), ta có:
∫ λ ∫ dt dN N
lnN λt C
Tại t = 0 ta có C = -lnN0
lnN0 – lnN = λt
N = N0e-λt (1.3)
Trong đó, N0 là số hạt nhân phóng xạ chƣa bị phân rã tại thời điểm ban đầu
t 0, N là số hạt nhân phóng xạ chƣa bị phân rã tại thời điểm t.
Hoạt độ phóng xạ là số phân rã của nguồn phóng xạ trong một đơn vị thời
gian, tính theo công thức [6]:
(1.4) λN dN dt
7
Nhƣng N = N0e-λt và A0 = λN0.
Do đó hoạt độ phóng xạ tại thời điểm t là:
(1.5) A = A0e-λt
Tại thời điểm t T1 là khoảng thời gian để số hạt nhân phóng xạ giảm đi một
1
nửa.
N =
N0 = N0e-λt λ =
2
ln T
Hoạt độ phóng xạ tại thời điểm t đƣợc ghi lại bằng phƣơng trình:
(1.6) A= A0
Đơn vị của đƣợc tính bằng Curie (Ci), Ci là độ phóng xạ do 1g Radi tạo ra
trong 1 giây (1g Ra trong 1giây tạo ra 3.7x1010 dps, 1 Ci = 3.7x1010 dps).
1.2. Cơ sở lý thuyết để quyết định kỹ thuật chiếu xạ
Để điều chế các hạt nhân phóng xạ ngƣời ta dùng các hạt nhân bền của một
hợp chất hoá học đƣợc bắn phá bởi neutron hoặc các hạt gia tốc. Do quá trình hấp
thụ neutron trong khi bị bắn phá mà các hạt nhân đƣợc sắp xếp lại và vì vậy nó trở
nên không bền phóng xạ. Tính không bền này đƣợc thể hiện qua quá trình phát ra
các hạt (proton hoặc hạt alpha), tia gamma hoặc các mảnh phân hạch, các phản ứng hạt nhân này đƣợc biểu diễn nhƣ sau: (n,p); (n,4He), (n,γ) hoặc (n,f). Ở đây n là neutron, p là proton, 4He là hạt α, γ là tia gamma và f là mảnh phân hạch. Các phản ứng (n,γ) và (n,f) là phƣơng pháp điều chế quan trọng nhất trong sản xuất đồng vị
phóng xạ phục vụ ngành Y học hạt nhân [1].
1.2.1. Các phản ứng hạt nhân ứng dụng trong sản xuất đồng vị phóng
xạ [10]
Phản ứng (n,γ)
1
X (n,γ) XZ
Z
Hầu hết các đồng vị phóng xạ đƣợc sản xuất trên lò phản ứng là dùng phản ứng (n,γ). Phản ứng này cũng đƣợc nhắc đến nhƣ sự bắt bức xạ và là phản ứng neutron nhiệt đầu tiên:
Trong đó: X là một nguyên tố, A và Z lần lƣợt là số khối và số nguyên tử
tƣơng ứng.
8
Ví dụ:
59
1
60 Co 27
27
176
1 Lu
γ ( act 36 barn) Co n 0
177 71
71
γ ( act 2050 barn) Lu n0
1 P15
32 γ ( act 0.19 barn)
31 n0
P16
Ở đây sản phẩm là một đồng vị của chính nguyên tố bia chiếu xạ và sau đó
không còn quá trình tách ly hoá học nào xảy ra. Do vậy hoạt độ riêng bị giới hạn bởi thông lƣợng neutron trong lò phản ứng.
Phản ứng (n,γ) β-
Trong 1 số trƣờng hợp phản ứng (n,γ) tạo ra các đồng vị có thời gian bán rã
rất ngắn, phân rã phát tia beta để hình thành một đồng vị khác.
Ví dụ:
52
131 52
131 53
Te (n,γ) Te β I ( act 0.2 barn)
98 42
99 42
99m 43
Mo β (n,γ) Mo Tc ( act 137 mbarn)
Phản ứng (n,p)
Trong một vài trƣờng hợp sự hấp thụ neutron nhanh dẫn tới sự phát proton,
phản ứng nhƣ thế đƣợc gọi là phản ứng (n,p).
Ví dụ:
1 Co
58 28
58 27
1 1
1 P15
32 p ( act 65 mbarn)
32 n0 S16
1 1
Ni p ( act 4.8 barn) n0
Cũng trong trƣờng hợp này, hạt nhân sản phẩm thƣờng đƣợc tách ly hóa học
từ bia chiếu xạ, vì vậy sản phẩm đạt đƣợc có hoạt độ riêng rất cao.
3
1 H H ( 980 barn)
6 Li3
Phản ứng (n,α)
4 2
1
n0
Phản ứng (n,γ) liên tiếp
Với phản ứng kiểu này khi hạt nhân con tạo thành từ hạt nhân mẹ tiếp tục
186W(n,γ)187W(n,γ)188W
9
phản (n,γ) để tạo thành hạt nhân con kế theo.
Phản ứng phân hạch (n,f)
U-235 có khả năng bị phân hạch bởi neutron nhiệt để cho ra những đồng vị
phóng xạ hữu ích, mỗi lần phân hạch cung cấp 2 mảnh phân hạch, các sản phẩm
phân hạch đƣợc chia thành 2 nhóm, nhóm nhẹ với số khối trong khoảng gần bằng 95 và nhóm nặng với số khối trong khoảng gần bằng 140. Hiệu suất phân hạch của
hạt nhân là sự phân mảnh hoặc phần trăm của tổng số phân hạch một cách trực tiếp
hoặc gián tiếp, hiệu suất phân hạch tổng cộng là 200%.
Hình 1: Sơ đồ đơn giản của nguyên lý phản ứng phân hạch [2]
Một vài sản phẩm phân hạch quan trọng nhất mà đã đƣợc phát hiện cho ứng
dụng thiết thực là [2]:
99 42
131 . I53
- Các sản phẩm phân hạch có đời sống ngắn phân rã thành: Mo ,
137 55
147 , Pm61
90 , Sr 38
- Các sản phẩm phân hạch có đời sống dài phân rã thành: Cs .
1.2.2. Mô hình kích hoạt neutron hạt nhân bia
đƣợc sẽ hấp thụ
1
Cơ chế tổng quát của kích hoạt neutron nhƣ sau: Đồng vị tự nhiên XZ
1
tạo thành bia rồi đem chiếu neutron. Tại lò chiếu neutron, hạt nhân XZ neutron rồi tạo thành hạt nhân hợp phần XZ . Hạt nhân hợp phần này sẽ ở trạng thái kích thích do có năng lƣợng liên kết giữa neutron và hạt nhân bia. Vì vậy, nhanh chóng nó sẽ phát ra tia gamma tức thời để giải phóng năng lƣợng trở về trạng
ở trạng thái cân bằng [3]. Ta có
1
1
thái cơ bản và hình thành đồng vị phóng xạ XZ thể hình dung quá trình này một cách đơn giản qua phản ứng:
1 ( XZ
+ n0 XZ
+ γ )* XZ
10
Với: là số khối nguyên tố bia, Z là số hiệu nguyên tử của hạt nhân bia.
Hình 2: Sơ đồ kích hoạt neutron hạt nhân bia [3]
1.2.3. Tính toán hiệu suất đồng vị phóng xạ tạo thành
Khi đem một lƣợng vật chất (bia) chiếu xạ neutron trên lò phản ứng, phần
trăm hoạt độ tạo thành trên 1 giây có thể đƣợc biểu diễn nhƣ sau [10]:
(1.7) (1.7) nv actNT dN dt
Ở đây:
- NT là tổng số nguyên tử hạt nhân hiện diện trong bia,
- = là thông lƣợng neutron (n/cm2/s),
- act là tiết diện hoạt hóa (barn),
- N’ là số nguyên tử hạt nhân phóng xạ tạo thành.
Phƣơng trình (1.7) tính toán đến thông lƣợng đẳng hƣớng. Trong trƣờng hợp năng lƣợng đơn yếu và nếu tồn tại sự phân bố tốc độ thì giá trị trung bình của thông lƣợng phải đƣợc tính đến. Khi sản phẩm đầu tiên bắt đầu sự phân rã với thời gian
bán rã riêng của nó thì tốc độ tạo thành nguyên tử hạt nhân phóng xạ ở phƣơng trình (1.7) có thể đƣợc viết nhƣ sau [10]:
(1.8)
actNT λN dN dt
11
Ở đây: λN’ là tốc độ phân rã của nguyên tử hạt nhân phóng xạ tạo thành.
Phƣơng trình làm rõ việc đo đạt giá trị hoạt độ riêng có đơn vị Bq/g của các
nguyên tử hạt nhân phóng xạ tạo thành tại thời điểm t nhƣ sau:
(1.9) (1 e λt) S 0.6 act
- act là tiết diện hoạt hoá (1 barn = 10-24 cm2),
- là thông lƣợng neutron,
- t là thời gian chiếu,
- λ là hằng số phân rã đặc trƣng của nguyên tử hạt nhân phóng xạ tạo thành,
- A là khối lƣợng nguyên tử của nguyên tố bia (gram).
Nếu thời gian chiếu t >> T1 chúng ta có hoạt độ riêng bão hoà nhƣ sau:
(1.10) S 0.6
Rõ ràng rằng sự tăng hoạt độ riêng theo quy luật hàm số mũ trong tự nhiên
và dẫn tới giá trị bão hoà.
Trên thực tế hoạt độ sinh ra trong bia khi chiếu xạ neutron sẽ thấp hơn so với
lý thuyết tính toán đƣợc khi dùng phƣơng trình trên, bởi vì quá trình chiếu xạ còn bị
ảnh hƣởng nhiều điều kiện thực tế nhƣ [9]:
- Ảnh hƣởng sự tự che chắn trong bia.
- Sự biến đổi năng lƣợng trong lò phản ứng.
- Sự suy giảm thông lƣợng giữa các mẫu gần kề nhau, đặc biệt có sự hấp thụ
neutron khác nhau giữa các mẫu chiếu.
- Tăng nhiệt độ bia theo thời gian chiếu.
- Sự phá hủy các hạt nhân sản phẩm trong quá trình bắt neutron kế tiếp.
1.2.4. Tính toán hoạt độ phóng xạ
Hoạt độ phóng xạ đƣợc điều chế bằng phản ứng (n,γ) trong thời gian chiếu
xạ t đƣợc tính toán từ phƣơng trình sau [9]:
t
(1.11)
ln T
12
[ e ] At = . actGg M
Ở đây:
- At là hoạt độ phóng xạ sau thời gian chiếu xạ t (Bq),
- là thông lƣợng neutron (n/cm2/s),
- act là tiết diện hoạt hoá (cm2),
- G là độ phổ biến đồng vị (%),
- g là khối lƣợng mẫu chiếu (gram),
- M là khối lƣợng nguyên tử của bia (gram),
- T1 là thời gian bán rã của hạt nhân phóng xạ tao thành,
- t là thời gian chiếu.
1.3. Nguyên lý trong kỹ thuật chiếu xạ
1.3.1. Chọn vật liệu bia chiếu xạ
Vật liệu bia đƣa vào lò phản ứng chiếu xạ phải bảo đảm các thông số và tính
chất sau [2]:
- Chất không gây nổ, không tự cháy, không bay hơi.
- Một số lò phản ứng có thùng lò làm bằng nhôm thì không đƣợc dùng các
loại bia có chứa thủy ngân.
- Chất liệu bia phải bền trong điều kiện bức xạ.
- Bia phải có độ tinh khiết cao.
- Tốt nhất nên dùng bia chiếu xạ có độ làm giàu thích hợp.
- Bia phải có độ bền hoá học và dễ xử lý sau khi chiếu xạ.
- Nếu bia có tính chất hút ẩm phải xử lý nhiệt cho khô hoàn toàn trƣớc khi
chiếu.
- Nên chọn các bia chiếu ở hình thức oxit hoặc kim loại.
1.3.2. Xử lý và đóng gói bia chiếu xạ
Vật liệu bia nên đƣợc đóng gói đúng cách trong bao bì phù hợp trƣớc khi đƣa vào trong lò phản ứng. Lựa chọn vật liệu đóng gói và phƣơng thức
13
đóng gói sẽ phụ thuộc vào các yếu tố khác nhau, chẳng hạn nhƣ [2]:
- Dạng vật lý của bia (rắn, lỏng hoặc khí).
- Đặc điểm của bia.
- Thời gian chiếu xạ.
- Thiết kế lắp ráp chiếu xạ trong lò phản ứng.
- Loại nƣớc làm mát đƣợc sử dụng trong lò phản ứng.
- Quy trình chiếu xạ, xử lý đƣợc đề xuất.
- Mục đích cuối cùng của đồng vị phóng xạ.
Các vật liệu đóng gói bia chiếu xạ thƣờng đƣợc sử dụng nhất là nhôm,
zircaloy và thép không gỉ. Tuy nhiên, phần lớn các bia đƣợc đóng gói trong
container nhôm. Nhôm đã đƣợc chọn làm nguyên liệu để chế tạo làm vật liệu
đóng gói bia vì những lý do sau đây [2]:
- Tiết diện hấp thụ neutron là thấp.
- Đồng vị phóng xạ phát sinh trong vật liệu vỏ nhôm có thời gian sống
rất ngắn, vì thế việc xử lý chiếu xạ đƣợc dễ dàng.
- Dẫn nhiệt tốt, do đó nhiệt trong bia đƣợc dễ dàng chuyển sang nƣớc
làm mát.
- Nó có thể dễ làm kín khí hoặc nƣớc lạnh. Điều này có lợi thế là bia
không tiếp xúc nhiệt độ cao, nhƣ vậy tránh đƣợc quá trình oxy hóa cũng nhƣ
phân hủy.
1.3.3. Đánh giá an toàn trong chiếu xạ và thực hành lắp ráp mẫu vào
ống chiếu xạ
Đánh giá an toàn chiếu xạ là cần thiết để đánh giá kĩ lƣỡng mẫu bia hoặc
quá trình lắp ráp đƣợc đƣa vào trong một lò phản ứng nhằm đảm bảo an toàn
14
cho mẫu bia và lò phản ứng. Đánh giá an toàn chủ yếu bao gồm tính toán các hiệu ứng phản ứng, tính toán các hiệu ứng nhiệt hạt nhân, phóng xạ đƣợc sản xuất trong mẫu bia và che chắn bức xạ trong việc bảo quản và vận chuyển các vật liệu đƣợc chiếu xạ [2].
1.4. Khái quát về nguyên tố Yttrium
1.4.1. Lịch sử về nguyên tố
Năm 1789, nguyên tố Yttrium tồn tại dƣới dạng Yttrium oxit đƣợc khám phá
bởi Johan Gadolin và lần đầu tiên nguyên tố Yttrium đã đƣợc phân lập vào năm 1828 bởi Friedrich Wohler [8].
Làm nóng khan Yttrium clorua: YCl3 + 3K 3KCl + Y
Trong tự nhiên, Yttrium chỉ tồn tại dƣới dạng khoáng chất cùng với các
nguyên tố đất hiếm khác, trong tự nhiên Yttrium không tồn tại ở dạng tự do [8].
1.4.2. Tính chất vật lý
Hình 3: Cấu tạo nguyên tử của Yttrium
Yttrium là một nguyên tố hóa học có ký hiệu Y và số nguyên tử 39, là một
kim loại chuyển tiếp khá mềm màu trắng bạc. Khối lƣợng nguyên tử là 88.905 đvC.
Yttrium oxit nằm ở dạng Y2O3, là chất rắn màu trắng có tên gọi khác là
Yttria, không tan trong nƣớc nhƣng tan trong ancol hoặc axit [8].
1.4.3. Tính chất hóa học
Tính chất hóa học của mỗi nguyên tố đƣợc đặc trƣng bởi số hiệu nguyên tử (Z) do đó các đồng vị của cùng một nguyên tố thì có tính chất hóa học nhƣ nhau. Nói nhƣ vậy có nghĩa là tính chất hóa học của Yttrium không phóng xạ giống với Yttrium-90 phóng xạ [8].
15
Yttrium là nguyên tố thuộc nhóm III-B, chu kì 5 ở trong bảng tuần hoàn, số thứ tự nguyên tử bằng Z = 39, có cấu hình điện tử [Kr]4d15s2. Việc chỉ có một electron d làm cho cấu hình 4d15s2 đó kém bền, do đó chúng rất hoạt động về mặt
hóa học, khác với các nguyên tố d khác, nguyên tố nhóm III-B này có trạng thái oxi
hóa không biến đồi là +3. Đối với Yttrium kim loại chuyển tiếp hóa trị 3, Yttrium
tạo thành các hợp chất vô cơ khác nhau với số oxi hóa thông thƣờng là +3 bằng cách cho đi 3 electron hóa trị của nó, Y3+ ion là không màu trong dung dịch và kết tinh trắng khi cô cạn [8].
Trong các đồng vị, chỉ có Y-89 là đồng vị bền tồn tại trong tự nhiên, Yttrium
khá bền trong không khí vì chúng đƣợc bao bọc bởi một lớp màng oxit nhƣng khi nghiền nhỏ và bị đốt cháy thì dễ dàng tạo thành Yttrium oxit.
4Y +3O2 2Y2O3
Yttrium phản ứng chậm với nƣớc lạnh nhƣng phản ứng khá nhanh với nƣớc
nóng cho ra Yttrium hydroxit và giải phóng khí Hidro.
2Y(r) + 6H 2O(l) 2Y(OH)3(l) + 3H2(k)
Yttrium oxit dễ hòa tan trong axit HCl đặc, tạo dung dịch trong suốt không
màu.
Y2O3 + 6HCl 2YCl3 + 3H2O
1.4.4. Các đồng vị của Yttrium
Yttrium tự nhiên chỉ bao gồm 1 đồng vị là Y-89. Các đồng vị phóng xạ ổn
định nhất bao gồm Y-88 có chu kỳ bán rã là 106.65 ngày, Y-91 có chu kỳ bán rã là
58.5 ngày, Y-87 có chu kỳ bán rã là 79.8 giờ và Y-90 tồn tại trong cân bằng vĩnh cửu với đồng vị cha của nó là Sr-90 (sản phẩm của phản ứng phân hạch U235), có chu kỳ bán rã là 64 giờ. Tất cả các đồng vị khác có chu kỳ bán rã nhỏ hơn 1 ngày.
1.4.5. Đặc trƣng quan trọng của đồng vị phóng xạ Yttrium-90 (Y-90)
Y-90 và các đồng vị phóng xạ khác đƣợc bắt đầu nghiên cứu trong điều trị
ung thƣ từ những năm 1960. Các báo cáo ban đầu về sử dụng hạt vi cầu nhựa gắn Y-90 trong điều trị ung thƣ gan ở ngƣời đƣợc công bố năm 1970. Sự an toàn của kỹ thuật tắc mạch xạ trị với Y-90 đã đƣợc khẳng định qua các nghiên cứu vào những năm 1990. Đến năm 2002 phƣơng pháp này đƣợc FD (Cục dƣợc phẩm Hoa Kỳ) chấp thuận trong điều trị ung thƣ gan nguyên phát ở Mỹ. Hiện nay trên thế giới đang có nhiều thí nghiệm lâm sàng lớn so sánh hiệu quả của phƣơng pháp này với
các phƣơng pháp khác trong điều trị ung thƣ gan [8].
Y-90 là một đồng vị phóng xạ phát ra bức xạ beta tinh khiết năng lƣợng cao
16
nhƣng không phát ra tia gamma nguyên sinh và phân rã thành Zr-90 ổn định.
Năng lƣợng bức xạ beta phát ra trung bình là 0.93 MeV (tối đa là 2.28
MeV); khả năng xuyên thấu trung bình là 2.5 mm và xa nhất là 11 mm. Trong sử
dụng điều trị đòi hỏi chất đồng vị phóng xạ phân rã cho tới vô cực, 94% bức xạ
đƣợc cung cấp trong 11 ngày [8].
Hình 4: Sơ đồ chuỗi phân rã phóng xạ của Y-90 [8]
Nhờ mức năng lƣợng và khả năng xuyên thấu nhƣ vậy nên Y-90 có thể
áp dụng điều trị cho các trƣờng hợp u gan kích thƣớc lớn. Y-90 đƣợc gắn vào
các hạt vi cầu để đƣa qua đƣờng động mạch đến vùng mao mạch khối u gan.
1.5. Sản xuất đồng vị phóng xạ trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
Hiện nay tại Viện nghiên cứu hạt nhân Đà lạt, các đồng vị phóng xạ nhân tạo
đƣợc điều chế bằng cách chiếu xạ kích hoạt hạt nhân các đồng vị bền bằng neutron
trên lò phản ứng hạt nhân và tiếp đến là công nghệ xử lý hoá phóng xạ để thu đƣợc
sản phẩm cuối cùng bảo đảm chất lƣợng cho sử dụng thực tiễn.
Một số đồng vị phóng xạ đã đƣợc sản xuất trên lò phản ứng nghiên cứu hạt
nhân Đà Lạt điển hình nhƣ I-131, P-32, Tc-99m, đã đáp ứng khoảng 60% nhu cầu của các cơ sở Y học hạt nhân trên toàn quốc [2].
1.5.1. Lò phản ứng hạt nhân
17
Lò phản ứng là thiết bị quan trọng nhất với các kênh chiếu xạ có thông lƣợng neutron từ 5x1011 n/cm2/s đến 2.3x1013 n/cm2/s, thích ứng cho việc điều chế các đồng vị trên cơ sở của phản ứng (n,γ), có thời gian sống ngắn và trung bình, đƣợc ứng dụng phổ biến trong Y học hạt nhân.
Để phục vụ cho việc điều chế các chất phóng xạ, hàng tháng lò phản ứng
hoạt động 150 giờ liên tục hoặc hơn tùy theo yêu cầu với công suất là 500 kW. Nếu
so sánh với khả năng tối đa về thời gian hoạt động của lò phản ứng, thì hiện nay đã
khai thác đƣợc 50% hệ số thời gian hoạt động của lò. Mỗi một lần hoạt động đã khai thác đƣợc 100% thể tích kênh chiếu trung tâm, 30% đến 40% thể tích chiếu xạ
ở các kênh khác để điều chế đồng vị phóng xạ [1].
Hình 5: Mặt cắt đứng vùng hoạt Lò phản ứng
18
Hình 6: Mặt cắt ngang vùng hoạt Lò phản ứng
Vùng hoạt là nơi tiến hành các hoạt động chiếu mẫu bia. Trong đó bẫy
neutron ở tâm vùng hoạt dạng hình trụ có hốc nƣớc ở giữa, xung quanh là các khối
berillium; toàn bộ bẫy neutron chiếm 7 ô mạng của vùng hoạt. Bẫy neutron đƣợc sử
dụng là một kênh chiếu xạ có thông lƣợng neutron nhiệt cực đại. Đƣờng kính trong của bẫy là 65 mm với khối lƣợng nƣớc ở bên trong khoảng 2050 cm3. Một ống nhôm đƣợc đặt ở bên trong bẫy để giữ các mẫu chiếu xạ có đƣờng kính 42 mm [1].
Bảng 1: Một vài thông số vật lý liên quan đến Lò phản ứng [1]
Thông số Mô tả
Lò phản ứng Loại bể bơi
Công suất danh định 500 kW
Thông lƣợng neutron (nhiệt, cực đại) 2.31013 n/cm2/s
Nhiên liệu Loại VVR-M2, dạng ống
Phần lõi của nhiên liệu Hợp kim Al-U, độ giàu 19.75%
Vỏ bọc của nhiên liệu Hợp kim nhôm
Chất làm chậm Nƣớc nhẹ
Chất phản xạ Graphite, beryllium và nƣớc nhẹ
Chất làm mát Nƣớc nhẹ
Cơ chế làm mát vùng hoạt Đối lƣu tự nhiên
Cơ chế tải nhiệt Hai hệ thống nƣớc làm mát
Vật liệu che chắn Bê tông, nƣớc và nắp thép không rỉ
Các thanh điều khiển 2 an toàn, 4 bù trừ và 1 tự động
Vật liệu các thanh bù trừ và an toàn B4C
19
Vật liệu thanh điều chỉnh tự động Thép không rỉ
1.5.2. Cơ sở vật chất và trang bị kỹ thuật
Tổng diện tích các phòng thí nghiệm dành cho nghiên cứu và điều chế các đồng vị phóng xạ là 300m2, đƣợc bố trí ngay trong vùng kiểm soát của lò phản ứng. Trong đó 200m2 dành cho việc lắp đặt các dây chuyền công nghệ sản xuất các đồng vị và dƣợc chất phóng xạ, 100m2 là các phòng thí nghiệm nghiên cứu phát triển và kiểm tra chất lƣợng sản phẩm [1]. Bao gồm:
- Các thiết bị cơ bản để điều chế các đồng vị phóng xạ và dƣợc chất phóng xạ bao gồm: 01 hotcell có cánh tay máy, 01 phòng sạch vô trùng (class 100), 03 tủ
hood do hãng G của Mỹ sản xuất, 01 tủ hood do Nga sản xuất, 02 buồng có che
chắn phóng xạ bằng chì và có cánh tay đẩy, 01 máy nƣớc cất 2 lần, 02 máy đông
khô, 03 tủ hood laminar vô trùng, Các thiết bị sắc ký và lấy phân đoạn (sắc ký điện di, sắc ký giấy, sắc ký lỏng cao áp, sắc ký cột), 01 máy scanner cho động vật, 01
máy đo hoạt độ phóng xạ, 01 máy đo phóng xạ chuyển mẫu tự động.
- Các thiết bị thí nghiệm và kiểm tra chất lƣợng sản phẩm nhƣ cân phân tích,
máy đo pH và chuẩn độ tự động, quang phổ kế vùng khả kiến và tử ngoại UV-Vis,
máy ly tâm, máy lắc, ổn nhiệt, máy rửa siêu âm, v.v...
- Các thiết bị sản xuất và kiểm tra chất lƣợng chủ yếu có nguồn gốc từ các dự
án viện trợ kỹ thuật của I E , đã có thời gian hoạt động gần 30 năm và đƣợc đầu
20
tƣ thêm gần đây với sự hỗ trợ của Viên năng lƣợng nguyên tử Việt Nam.
CHƢƠNG - THỰC NGHIỆM VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
2.1. Thiết bị, dụng cụ và hóa chất
2.1.1. Thiết bị
- Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt công suất 500 kW, thông lƣợng neutron tại
bẫy neutron là 2.31013 n/cm2/s.
- Hệ máy đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000 của Mỹ.
- GM Couting System của Ấn Độ 2002.
- Máy kiểm soát bức xạ cầm tay.
- Hệ máy sắc ký tự động Bioscan.
- Bếp đun khuấy từ của Cộng hòa liên bang Đức.
2.1.2. Dụng cụ
- Container nhôm hình trụ có độ dài là 20 cm, đƣờng kính trong là 2.2 cm,
đƣờng kính ngoài là 2.6 cm.
- Ampoule thạch anh có độ dài là 2.5 cm, đƣờng kính trong là 0.6 cm, đƣờng
kính ngoài là 0.8 cm.
- Các loại cốc thủy tinh chịu nhiệt 100 ml, 250 ml; bình định mức 100 ml;
chai peniciline 10 ml.
- Pipet 10 ml; micropipet 200 µl, 50 µl, 20µl.
- Khay đựng dụng cụ thí nghiệm; găng tay cao su; panh, kẹp thí nghiệm; bao
nilon đựng thải phóng xạ.
- Bình chì đựng mẫu và chì che chắn.
2.1.3. Hóa chất
- Mẫu 89Y2O3 siêu tinh khiết nhập từ Nhật Bản.
- xit HCl đặc của hãng Merck, Cộng hòa liên bang Đức.
- Các hóa chất NaOH, HNO3 phục vụ cho làm sạch bia.
21
- Các hóa chất HCl loãng, H2O2 phục vụ xử lý mẫu bia sau khi chiếu.
2.2. Thực nghiệm điều chế đồng vị Y-90 trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
2.2.1. Mô hình kích hoạt neutron hạt nhân bia Y-89
Đồng vị phóng xạ Y-90 thu đƣợc khi chiếu xạ trên lò phản ứng theo phản ứng 89Y(n, γ)90Y, với độ phổ biến của đồng vị Y-89 trong mẫu Y2O3 là 100% và tiết diện hoạt hóa của phản ứng này là 1.3 barn.
Trong phản ứng này, mẫu đem chiếu xạ ở dạng 89Y2O3, tạo ra đồng vị phóng xạ Y-90 phát bức xạ beta tinh khiết với năng lƣợng trung bình 0.93 MeV (tối đa là 2.28 MeV) với chu kỳ bán rã 64 giờ.
2.2.2. Chế tạo mẫu bia
Cân chính xác khối lƣợng mẫu Y2O3 là 0.27832g chứa đồng vị Y-89, sẽ đƣợc hàn kín trong ampoule thạch anh nhƣ Hình 7. Việc hàn kín mẫu 89Y2O3 trong ampoule đƣợc thực hiện trên đèn khí gas.
Ampoule là vật liệu thủy tinh trung tính, có hàm lƣợng Si và Na vừa phải để hạn chế việc phát bức xạ gamma do sự kích hoạt neutron, trong đó 24Na đƣợc sinh ra là bức xạ gamma đóng góp liều chiếu xạ đáng kể đối với ngƣời thao tác và môi
trƣờng.
Để ổn định nhiệt tránh tình trạng rạn nứt ampoule do hiện tƣợng co giãn
nhiệt và kiểm tra độ kín, ampoule chứa bia sau khi hàn sẽ đƣợc ngâm trong bể ổn
định nhiệt khoảng 30 phút [2].
22
Hình 7: Ampoule chứa mẫu 89Y2O3
2.2.3. Chuẩn bị container nhôm chứa mẫu bia
Nhôm dùng làm container chứa mẫu bia phải bảo đảm tiêu chuẩn chất lƣợng
với độ tinh khiết cao, để hạn chế nhiễm các hạt nhân bẩn sinh ra trong quá trình
chiếu xạ. Container nhôm đƣợc dùng chứa mẫu bia phải đƣợc xử lý sạch theo các bƣớc sau:
- Bƣớc 1: Container nhôm đƣợc ngâm trong dung môi acetone để loại bỏ
chất hữu cơ trong vòng 24 giờ, sau đó để khô.
- Bƣớc 2: Dùng dung dịch NaOH 10% để lau sạch lại.
- Bƣớc 3: Rửa lại bằng nƣớc sạch. - Bƣớc 4: Ngâm trong HNO3 30% trong 2 phút. - Bƣớc 5: Rửa lại bằng nƣớc sạch. - Bƣớc 6: Rửa lại bằng nƣớc cất. - Bƣớc 7: Sấy khô ở 105oC trong 1 giờ. Sau khi xử lý sạch bề mặt container nhôm, ampoule chứa mẫu 89Y2O3 đƣợc
đặt vào container nhôm và chèn giấy nhôm mỏng để định vị mẫu bia tránh va đập.
Công đoạn tiếp theo, container nhôm đƣợc hàn kín cẩn thận để tránh nƣớc có
thể làm ảnh hƣởng đến mẫu bia bên trong và ngăn không cho mẫu chiếu lan ra làm
bẩn nƣớc lò phản ứng. Một lần nữa, container nhôm chứa mẫu bia đƣợc ngâm lại
trong bể ổn định nhiệt để kiểm tra khả năng kín nƣớc và tính chịu nhiệt của vật liệu
chứa mẫu bia [2]. Đến đây chu trình đƣợc hoàn tất để chuẩn bị cho việc nạp mẫu
vào lò phản ứng.
23
Hình 8: Container nhôm chứa mẫu bia
2.2.4. Nạp mẫu và lấy mẫu
Container nhôm chứa mẫu bia trƣớc khi nạp vào lò phản ứng đƣợc phòng an
toàn bức xạ kiểm tra, đo đạc mức bức xạ nhằm đảm bảo điều kiện an toàn cho nhân
viên cơ khí khi thao tác nạp mẫu vào bẫy neutron của lò.
Việc nạp mẫu và lấy mẫu do trực cơ khí lò thực hiện với sự giám sát của
trƣởng ê-kíp vận hành lò và trực đo liều. Hai quá trình nạp mẫu và lấy mẫu này chỉ
đƣợc thực hiện khi 4 thanh bù trừ và thanh điều khiển tự động nhúng sâu trong vùng hoạt, còn 2 thanh an toàn nằm ở vị trí trên cùng. Trong quá trình chiếu xạ, đồng vị 24Na (phát ra bức xạ gamma với năng lƣợng khá cao 1368.63 keV và 2754.03 keV) phát ra từ container nhôm và ampoule chứa mẫu có chu kỳ bán rã khoảng 15 giờ,
nên thời gian làm nguội container nhôm chứa mẫu bia cần đặc biệt quan tâm trƣớc khi tiến hành thao tác lấy container nhôm ra khỏi vùng hoạt lò phản ứng.
Sau thời gian chiếu xạ và làm nguội, container nhôm chứa mẫu bia đƣợc lấy
ra khỏi kênh chiếu xạ trong vùng hoạt của lò phản ứng hạt nhân bằng thao tác thủ
công, kết hợp với thiết bị cẩu chuyên dụng để chuyển và đặt mẫu vào xe đẩy có
thiết kế container bằng chì gắn bên trên. Tiếp đến, container nhôm đƣợc vận chuyển
vào khu vực hotcell, dụng cụ thao tác từ xa đƣợc sử dụng để kẹp lấy container nhôm
và thả nhẹ vào miệng ống nằm bên phải hotcell. Lúc này, bàn tay máy của hotcell
đƣợc sử dụng để kẹp giữ container nhôm chứa mẫu bia bên trong và đặt lên giá mở
để tiến hành thao tác lấy ampoule chứa mẫu ra khỏi container nhôm.
Các thao tác chuyển contianer nhôm chứa mẫu bia vào container chì trung
chuyển để chuyển vào hotcell đƣợc tiến hành nhanh và chính xác nhằm giảm thiểu
liều chiếu cho nhân viên. Công việc này chỉ đƣợc thực hiện bởi các nhân viên đã
đƣợc huấn luyện [2].
Trang thiết bị, dụng cụ bao gồm:
- Xe đẩy chuyên dụng có thiết kế container chì gắn bên trên.
- Dụng cụ gắp mẫu
- Liều kế cá nhân, găng tay, khẩu trang.
24
- Giấy thấm, bông thấm, hóa chất tẩy xạ chuyên dụng.
Bảng 2: Đặc trưng của kênh chiếu xạ
Đặc trƣng Bẫy neutron
2.31013 Thông lƣợng neutron nhiệt (n/cm2/s)
Kích thƣớc của kênh Đƣờng kính Φ 4265
(đƣờng kính x chiều cao, mm) Chiều cao h 600
Thời gian chiếu xạ Bắt đầu từ 9 giờ 32 phút ngày 10/11/2018 đến 19 giờ ngày 16/11/2018
2.2.5. Điều chế dƣợc chất phóng xạ Y-90
Ampoule thạch anh chứa mẫu sau khi chiếu xạ đƣợc lấy ra khỏi container
nhôm trong hotcell sẽ đƣợc cho vào một container chì để vận chuyển đến tủ hood. Tại đây, ampoule thạch anh đƣợc phá vỡ một cách hết sức cẩn thận, mẫu Y2O3 lúc này chứa đồng vị phóng xạ Y-90 đƣợc cho vào cốc thủy tinh 100 ml. Thêm HCl đặc, tiếp theo thêm H2O2 vào và dung dịch đƣợc cho vào hệ trên bếp nung khuấy từ, đun nhẹ cho đến khi hoà tan hoàn toàn trong vòng 30 phút.
t0
90Y2O3 + 6HCl
Phƣơng trình phản ứng tạo dung dịch 90YCl3 dƣới đây:
H2O2
290YCl3 + 3H2O
Sau khi đã tan hết, dung dịch đƣợc đem đun nóng và bay hơi đến gần khô. Bã 90YCl3 khô đƣợc tái hoà tan trong 10 ml HCl 1M sau đó thu đƣợc lọ dung dịch 90YCl3 có thể tích 10 ml.
25
Dƣợc chất phóng xạ 90YCl3 làm sản phẩm cho các nghiên cứu tiếp theo.
Hình 9: Quy trình điều chế dược chất phóng xạ 90YCl3
2.3. Xác định hoạt độ thực tế của dƣợc chất phóng xạ 90YCl3
2.3.1. Xác định trên hệ máy đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000
26
Hình 10: Lọ dung dịch 90YCl3 thể tích 10 ml
Lúc 11 giờ 45 phút ngày 19/11/2018, lọ dung dịch 90YCl3 thể tích 10ml đƣợc
đem đi đo trên hệ đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000.
Hình 11: Hệ máy đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000
2.3.2. Xác định trên GM Counting System
- Từ lọ 10 ml dung dịch 90YCl3 (mẫu 1).
- Dùng micropipet lấy 10 µl mẫu 1 cho vào lọ thủy tinh 10 ml và sau đó dùng
nƣớc cất pha loãng thành 1000 µl dung dịch (mẫu 2).
- Chuẩn bị 6 mẫu M1, M2, M3, S1, S2, S3 nhƣ Hình 12; nhỏ vào mỗi mẫu
5 µl dung dịch mẫu 2.
- Đem 3 mẫu M1, M2 và M3 đi xác định số đếm của từng mẫu trên GM
Counting System.
27
Hình 12: Mẫu chứa 5 µl dung dịch mẫu 2
Hình 13: GM Counting System
.4. Kiểm tra chất lƣợng dƣợc chất phóng xạ 90YCl3
2.4.1. Kiểm tra độ sạch hóa phóng xạ
Độ sạch hóa phóng xạ là tỉ số phần trăm giữa hoạt độ phóng xạ của một đồng
vị phóng xạ đã đánh dấu với hợp chất mà ta quan tâm so với tổng hoạt độ phóng xạ
của hạt nhân đó có mặt trong sản phẩm [7].
Để kiểm tra độ sạch hóa phóng xạ ta sử dụng phƣơng pháp sắc ký giấy. Tiến
hành thực hiện phƣơng pháp theo từng bƣớc:
- Dùng micropipet lấy 2.5 µl mẫu 2, chấm trên 4 băng giấy sắc ký có kích
thƣớc 1 cm 15 cm tại vị trí đƣợc đánh dấu (tuyến xuất phát) cách 1 đầu băng giấy
1 cm, tạo đƣờng kính vết chấm sắc ký phóng xạ khoảng 0.2 cm đến 0.5 cm.
- Rót pha động là dung môi nƣớc muối sinh lý 0.9% (NaCl) hoặc HCl 0.1N vào 4 bình sắc ký (mỗi loại dung môi 2 bình), để khí quyển bên trong bão hòa bằng hơi dung môi và nƣớc.
- Nhúng băng giấy sắc ký vào bình sắc ký, sao cho mép dƣới băng giấy sắc
28
ký tiếp xúc với dung môi nhƣng vết chấm sắc ký phóng xạ không đƣợc tiếp xúc với dung môi sắc ký vì đồng vị phóng xạ sẽ bị hòa tan vào dung môi sắc ký, làm kết quả kiểm tra sẽ sai khi đo.
- Sau khi tuyến dung môi đạt tới vị trí cách tuyến xuất phát 9cm thì lấy băng
giấy sắc ký ra khỏi bình và làm khô trong không khí nhƣ Hình 14. Sau đó, lấy từng
mẫu sắc ký giấy đem đi xác định trên hệ máy nhƣ Hình 15.
Hình 14: Tạo mẫu sắc ký giấy
29
Hình 15: Hệ máy sắc ký tự động Bioscan
.4. . Kiểm tra độ tinh khiết hạt nhân
Độ tinh khiết hạt nhân là tỉ số khai triển thành phần trăm của hoạt độ phóng
xạ của hạt nhân phóng xạ mà ta quan tâm với tổng hoạt độ phóng xạ của sản phẩm.
Đó là quá trình kiểm tra các vết nhân phóng xạ bẩn có mặt trong sản phẩm chính [2].
Để kiểm tra độ tinh khiết hạt nhân, ta tiến hành đem 3 mẫu S1, S2 và S3 ở
Hình 12 đo trực tiếp trên hệ phổ kế gamma HPGE-DSPEC và ghi nhận phổ gamma bằng phần mềm Gamma Vision.
Năng lƣợng gamma của các nguyên tố phóng xạ có giá trị xác định, đặc
trƣng cho chúng. Việc đo cƣờng độ bức xạ gamma tại các cửa sổ năng lƣợng tƣơng
ứng với năng lƣợng đặc trƣng của các nguyên tố phóng xạ cần xác định. Trên cơ sở phổ gamma thu nhận đƣợc, những đồng vị phóng xạ có trong sản phẩm đƣợc đối
chiếu và phát hiện so với mẫu chuẩn [2].
30
Hình 16: Hệ phổ kế gamma HPGE-DSPEC
CHƢƠNG 3 - KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN
3.1. Kết quả tính toán hoạt độ lý thuyết
t
ln2 T1
Hoạt độ của đồng vị phóng xạ Y-90 lúc dừng lò đƣợc điều chế bằng phản ứng 89Y(n, γ)90Y sau thời gian chiếu xạ 153.5 giờ đƣợc tính toán bằng phƣơng trình (1.11):
] [1 e 153.5 6.022 1023 actGg 100M
Với:
- Thông lƣợng neutron là = 2.3×1013 n/cm2/s,
- Tiết diện hoạt hoá là act = 1.3×10-24 cm2,
- Độ phổ biến đồng vị Y-89 là G = 100%,
- Khối lƣợng nguyên tử là M = 88.905,
- Chu kỳ bán rã của Y-90 là T1 64 giờ,
- Khối lƣợng mẫu chiếu 89Y2O3 là 0.27832g thì khối lƣợng Y-89 có trong
mẫu chiếu là g = 0.21921 gram.
Hoạt độ phóng xạ lúc dừng lò là A153.5 = 3.59752 ×1010 Bq = 972.3 mCi.
Hoạt độ (Bq)
4.00000E+10
3.50000E+10
3.00000E+10
2.50000E+10
2.00000E+10
1.50000E+10
1.00000E+10
5.00000E+09
giờ
0.00000E+00
0
50
100
150
200
31
Hình 17: Đồ thị hoạt độ lý thuyết của Y-90 theo thời gian chiếu
Bảng 3: Hoạt độ lý thuyết của Y-90 theo thời gian chiếu
T(giờ) Hoạt độ A (Bq) T(giờ) Hoạt độ A (Bq)
2.34019×109 80 2.57295×1010 5
4.55699×109 85 2.67135×1010 10
6.65696×109 90 2.76455×1010 15
8.64623×109 95 2.85285×1010 20
1.01619×1010 96 2.86994×1010 24
1.05306×1010 100 2.93648×1010 25
1.23157×1010 105 3.01572×1010 30
1.40067×1010 110 3.09077×1010 35
1.56086×1010 115 3.16187×1010 40
1.71260×1010 120 3.22922×1010 45
1.79978×1010 125 3.29302×1010 48
1.85634×1010 130 3.35345×1010 50
1.99251×1010 135 3.41071×1010 55
2.12150×1010 140 3.46494×1010 60
2.24369×1010 144 3.50626×1010 65
2.35944×1010 150 3.56498×1010 70
2.40401×1010 72 153.5 3.59751×1010
2.46909×1010 75
Kết quả tính bằng chƣơng trình excel dựng sẵn của các chuyên gia Nhật Bản
dựa trên số liệu và công thức trên ta thu đƣợc kết quả là:
32
A153.5 = 3.59751×1010 Bq = 972.2 mCi (đối chiếu ở Bảng 3).
Hình 18: Số liệu đặc trưng trong phản ứng 89Y(n, γ)90Y [9]
3.2. Kết quả đo và tính toán hoạt độ thực tế
3.2.1. Kết quả trên hệ máy đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000
Lúc 11 giờ 45 phút ngày 19/11/2018, đem lọ dung dịch YCl3 thể tích 10 ml
đi đo ghi nhận đƣợc tổng hoạt độ là A = 104.3 mCi.
Thời điểm dừng lò lúc 19 giờ ngày 16/11/2018 đến thời điểm ghi nhận đƣợc
33
tổng hoạt độ A = 104.3 mCi là khoảng thời gian t = 64.75 giờ.
Tính theo công thức (1.6) ta có: A = A153.5
Với T1 = 64 giờ là chu kỳ bán rã của Y-90.
Hoạt độ thực tế tại thời điểm dừng lò là A153.5 = 210.3 mCi.
3.2.2. Kết quả trên GM Counting System
- Hiệu suất ghi của detector là 5%, đƣợc xác định bởi nguồn chuẩn là Co-60
hoặc Sr-90.
- Số đếm phông là 119 số đếm trên 10 phút.
- Hiệu suất phát của đỉnh năng lƣợng 2.280 MeV của Y-90 là 99.983% .
Hoạt độ tại thời điểm đo (Số đếm tổng – Số đếm phông) /(Thời gian đo
× Hiệu suất ghi của detector × Hiệu suất phát của đỉnh năng lƣợng quan tâm).
Ghi nhận số đếm của mẫu M1, mẫu M2 và mẫu M3 bằng GM Counting
System thu đƣợc kết quả lần lƣợt ở Bảng 4, Bảng 5 và Bảng 6 dƣới đây.
Bảng 4: Kết quả đo mẫu M1
Thời gian bắt đầu đo Thời gian đo Số đếm tổng
15 giờ 29 phút ngày 22/11/2018 10 phút 316512
15 giờ 39 phút ngày 22/11/2018 10 phút 316245
15 giờ 50 phút ngày 22/11/2018 10 phút 314233
- Số đếm trung bình của 3 lần đo là: 315663.
- Hoạt độ tại thời điểm đo mẫu M1 là 10520 Bq cho 5 µl dung dịch mẫu 2.
- Hoạt độ của mẫu 1 là A = 10520 × 20000 = 2.1048×109 Bq.
- Thời điểm dừng lò lúc 19 giờ ngày 16/11/2018 đến thời điểm trung bình để ghi nhận số đếm của mẫu M2 lúc 15 giờ 50 phút ngày 22/11/2018 là khoảng thời gian t = 140.8 giờ.
Tính theo công thức (1.6) ta có: A = A153.5
Với T1 = 64 giờ là chu kỳ bán rã của Y-90.
34
Hoạt độ thực tế tại thời điểm dừng lò là A153.5 = 9.6681×109 Bq = 261.3 mCi.
Bảng 5: Kết quả đo mẫu M2
Thời gian bắt đầu đo Thời gian đo Số đếm
13 giờ 31 phút ngày 22/11/2018 10 phút 314497
13 giờ 45 phút ngày 22/11/2018 10 phút 314034
13 giờ 56 phút ngày 22/11/2018 10 phút 313595
- Số đếm trung bình của 3 lần đo là: 314042.
- Hoạt độ tại thời điểm đo mẫu M2 là 10470 Bq cho 5µl dung dịch mẫu 2.
- Hoạt độ của mẫu 1 là A = 10466 × 200000 = 2.0932×109 Bq.
- Thời điểm dừng lò lúc 19 giờ ngày 16/11/2018 đến thời điểm trung bình để
ghi nhận số đếm của mẫu M2 lúc 13 giờ 55 phút ngày 22/11/2018 là khoảng thời
gian t = 138.9 giờ.
Tính theo công thức (1.6) ta có: A = A153.5
Với T1 = 64 giờ là chu kỳ bán rã của Y-90.
Hoạt độ thực tế tại thời điểm dừng lò là A153.5 = 9.4218×109 Bq = 254.6 mCi.
Bảng 6: Kết quả đo mẫu M3
Thời gian bắt đầu đo Thời gian đo Số đếm
14 giờ 51 phút ngày 22/11/2018 10 phút 316943
15 giờ 01 phút ngày 22/11/2018 10 phút 315948
15 giờ 12 phút ngày 22/11/2018 10 phút 315587
- Số đếm trung bình của 3 lần đo là: 316159.
- Hoạt độ tại thời điểm đo mẫu M3 là 10536 Bq cho 5µl dung dịch mẫu 2.
- Hoạt độ của mẫu 1 là A = 10536 × 200000 = 2.1072×109 Bq.
- Thời điểm dừng lò lúc 19 giờ ngày 16/11/2018 đến thời điểm trung bình để
ghi nhận số đếm của mẫu M3 lúc 15 giờ 10 phút ngày 22/11/2018 là khoảng thời
gian t = 140.2 giờ.
35
Tính theo công thức (1.6) ta có: A = A153.5
Với T1 = 64 giờ là chu kỳ bán rã của Y-90.
Hoạt độ thực tế tại thời điểm dừng lò là A153.5 = 9.6199×109 Bq = 260 mCi.
3.2.3. Nhận xét
Kết quả trung bình của hoạt độ thực tế tại thời điểm dừng lò tính toán ở mẫu
M1, mẫu M2 và mẫu M3 là A153.5 = 258.6 mCi.
Bảng 7: Tổng hợp hoạt độ lý thuyết và họat độ thực
Hoạt độ Hoạt độ thực theo hệ máy đo Hoạt độ thực theo Kết quả hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000 GM Counting System lý thuyết
Hoạt độ 972.3 mCi 210.3 mCi 258.6 mCi
Qua kết quả trên Bảng 7 cho ta thấy:
- Hoạt độ thực tế luôn thấp hơn hoạt độ lý thuyết. Điều này hoàn toàn phù
hợp với thực tế, bởi lẽ kết quả tính toán lý thuyết là điều kiện lý tƣởng, trong khi
thực tế sản xuất còn phụ thuộc rất nhiều thông số thực nghiệm. Một số yếu tố nhƣ
sự tự che chắn của container nhôm và ampoule thạch anh, mật độ bia, nhiệt độ, biến đổi năng lƣợng trong lò,... đặc biệt do hiệu ứng cháy của bia chiếu xạ làm giảm số
nguyên tử của bia tham gia phản ứng kích hoạt. Đồng thời, container nhôm chứa 0.27832g mẫu bia 89Y2O3, chứa đồng thời đến 200g mẫu bia TeO2 đƣợc dùng để điều chế I-131 theo phƣơng trình 130Te(n, γ)131Te β - + 131I với act = 0.2 barn, làm xác suất bắt neutron của mẫu bia 89Y2O3 bị suy giảm. Mặc khác, thực nghiệm đo đạc thông lƣợng neutron nhiệt tại vị trí bẫy neutron của lò phản ứng Đà Lạt trung bình vào khoảng 1.62×1013 n/cm2/s, có nghĩa là dao động trong miền 0.94×1013 n/cm2/s đến 2.3×1013 n/cm2/s; trong khi tính toán lý thuyết sử dụng thông lƣợng neutron nhiệt 2.3×1013 n/cm2/s. Vì thế kết quả hoạt độ thực tế thấp hơn lý thuyết là có thể chấp nhận đƣợc.
- Kết quả đo hoạt độ thực trên hệ máy đo hoạt độ phóng xạ ISOMED 2000 dùng trong sản xuất đồng vị tại Trung tâm nghiên cứu và sản xuất đồng vị phóng xạ mang lại kết quả tƣơng đối chính xác. Còn hoạt độ thực tính toán từ số đếm đƣợc ghi nhận trên GM Counting System dùng trong đo nghiên cứu có sự khác biệt nhƣng không lớn. Nguyên nhân có thể do quá trình tạo mẫu đo, thể tích lấy mẫu và
36
pha loãng qua nhiều lần nên chƣa đạt độ chính xác tuyệt đối, đồng thời nguồn chuẩn của hệ máy là khác nhau nên sự sai lệch là có thể chấp nhận đƣợc.
3.3. Kết quả kiểm tra chất lƣợng dƣợc chất phóng xạ 90YCl3
. . . Kết quả kiểm tra độ sạch hóa phóng xạ
Sau khi chạy sắc ký với 4 mẫu băng giấy sắc ký trên hệ máy sắc ký tự động
Bioscan, ta thu đƣợc kết quả hiển thị ở Hình 19, Hình 20, Hình 21 và Hình 22.
Hình 19: Độ sạch hóa phóng xạ đạt 99.54% với dung môi HCl 1N
37
Hình 20: Độ sạch hóa phóng xạ đạt 99.22% với dung môi HCl 1N
Hình 21: Độ sạch hóa phóng xạ đạt 98.38% với dung môi NaCl
Hình 22. Độ sạch hóa phóng xạ đạt 98.19% với dung môi NaCl
Độ sạch hóa phóng xạ đƣợc hiển thị tại cột Total của mỗi hình, với kết quả lần lƣợt là 99.54%, 99.22%, 98.38%, 98.19%. Những kết quả thu đƣợc đều có độ sạch hóa phóng xạ > 98.0%, có nghĩa là nếu hoạt độ ban đầu là 100% thì độ sạch
hóa phóng xạ nhận đƣợc đạt > 98.0% đã đáp ứng đƣợc tiêu chí độ sạch hóa phóng
38
xạ > 95% [11].
. . . Kết quả kiểm tra độ tinh khiết hạt nhân phóng xạ
Phổ gamma thu đƣợc của mẫu S1, mẫu S2 và mẫu S3 đƣợc hiển thị lần lƣợt
ở Hình 23, Hình 24 và Hình 25.
Hình 23: Phổ gamma mẫu S1
39
Hình 24: Phổ gamma mẫu S2
Hình 25: Phổ gamma mẫu S3
Từ kết quả 3 phổ gamma của 3 mẫu đều không xuất hiện đỉnh phổ gamma
nào và Y-90 là một đồng vị phóng xạ phát ra bức xạ beta tinh khiết năng lƣợng cao
40
nhƣng không phát ra tia gamma nguyên sinh. Vì vậy có thể kết luận trong dung dịch 90YCl3 không có bất kì hạt nhân nào nhiễm bẩn phát bức xạ gamma.
KẾT LUẬN
Trong quá trình thu thập và tra cứu những tài liệu để hoàn thành khóa luận
này đã giúp tôi củng cố và có thêm nhiều kiến thức bổ ích. Cùng với quá trình thực
nghiệm nghiên cứu điều chế dƣợc chất phóng xạ Y-90 trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã mang đến cho tôi nhiều trải nghiệm quý báu, mang những kiến thức đã học
đi vào thực tế đòi hỏi thêm một quá trình học hỏi kinh nghiệm và dẫn dắt từ những
ngƣời đi trƣớc để có kết quả tốt nhất.
Đây là lần đầu tiên tại Viện nghiên cứu hạt nhân, đồng vị phóng xạ Y-90 đƣợc điều chế từ mẫu 89Y2O3 bằng kích hoạt neutron tại lò phản ứng. Khóa luận đã đạt đƣợc mục đích mong muốn là điều chế thành công dƣợc chất phóng xạ Y-90 ở dạng dung dịch YCl3 với kết quả:
- Khối lƣợng mẫu 89Y2O3 là 0.27832 gam đã sản xuất đƣợc hoạt độ phóng xạ
210.3 mCi cho đồng vị phóng xạ Y-90.
- Các kết quả kiểm tra chất lƣợng dƣợc chất phóng xạ 90YCl3 đạt yêu cầu
phục vụ cho các nghiên cứu tiếp theo.
Với một lò phản ứng nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt có công suất nhỏ nhƣng
khả năng sản xuất đồng vị phóng xạ Y-90 là hoàn toàn khả thi và dễ dàng đạt đƣợc
hoạt độ mong muốn. Trong thời gian sắp tới, dựa trên các yếu tố đã làm giảm hoạt
độ Y-90 tạo thành, Trung tâm nghiên cứu và sản xuất đồng vị phóng xạ sẽ tiến hành
thêm các nghiên cứu để nâng cao hoạt độ Y-90 tạo thành, nhằm đạt đƣợc hiệu quả sản xuất cao nhất. Sau đó, dung dịch 90YCl3 đƣợc sản xuất sẽ là thành phần chính quan trọng trong Nghiên cứu điều chế hạt vi cầu phóng xạ Y-90 ứng dụng điều trị
41
ung thƣ gan.
TÀI LIỆU THAM KHẢO
Tài liệu Tiếng Việt
[1] ThS. Dƣơng Văn Đông (2014), “30 năm nghiên cứu sản xuất, cung ứng
đồng vị phóng xạ và dƣợc chất đánh dấu tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt”.
[2] ThS. Dƣơng Văn Đông (2017), “Giáo trình Sản xuất đồng vị và hợp chất
đánh dấu”, Trung tâm nghiên cứu và điều chế đồng vị phóng xạ - Viện nghiên cứu
hạt nhân Đà Lạt.
[3] Huỳnh Trúc Phƣơng (2009), “Giáo trình phân tích kích hoạt neutron”
(lƣu hành nội bộ), ĐH Khoa học Tự nhiên TP. Hồ Chí Minh.
[4] Mai Hồng Bàng, Nguyễn Tiến Thịnh (2016), "Kết quả bƣớc đầu điều trị
ung thƣ biểu mô tế bào gan bằng phƣơng pháp xạ trị trong chọn lọc", Tạp chí y học quân đội.
[5] Mai Trọng Khoa (2013), "Đánh giá kết quả điều trị khối u ác tính tại gan
bằng xạ trị trong chọn lọc với hạt vi cầu phóng xạ Y-90 tại Bệnh viện Bạch Mai".
[6] Ngô Quang Huy (2006), Cơ sở vật lý hạt nhân, NXB Khoa học và Kỹ
thuật.
[7] PGS.TSKH. Phan Sỹ An (2005), Y học hạt nhân, Trƣờng Đại học Y Hà
Nội.
Tài liệu Tiếng Anh
[8] Bilbao, José Ignacio, Reiser, Maximilian F (Eds.), 2014, “Liver
Radioembolization with Y-90”, Hepatology, Vol. 35, 2009.
[9] E.Bujdoso, I. Feher, G.Kardos (1973), Activation and decay Tables of
Radioisotopes. Akademia, Kiado, Budapest.
[10] IAEA-TECDOC-1340; Manual for reactor produced radioisotopes,
January 2003.
42
[11] Quality of Radiopharmaceuticals. Specifications and test Procedures, Australian Radiation Laboratory, Department of Community Services and Health, Second Edition. 1990.
