Luận án Tiến sĩ Vật lý: Nghiên cứu đánh giá các thành phần liều phục vụ nghiên cứu BNCT trên kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM -----------------------------

PHẠM ĐĂNG QUYẾT

NGHIÊN CỨU ĐÁNH GIÁ CÁC THÀNH PHẦN LIỀU PHỤC VỤ NGHIÊN CỨU BNCT TRÊN KÊNH NGANG CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Hà Nội – 2020

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM -----------------------------

PHẠM ĐĂNG QUYẾT

NGHIÊN CỨU ĐÁNH GIÁ CÁC THÀNH PHẦN LIỀU PHỤC VỤ NGHIÊN CỨU BNCT TRÊN KÊNH NGANG CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử và hạt nhân

Mã số: 9.44.01.06

Người hướng dẫn khoa học:

1. PGS.TS. Nguyễn Nhị Điền

2. TS. Trịnh Thị Tú Anh

Hà Nội – 2020

LỜI CAM ĐOAN

Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của tôi và các Thầy Cô

hướng dẫn khoa học. Các số liệu, kết quả trình bày trong luận án là trung thực,

không sao chép hay sử dụng bất hợp pháp và chưa từng được các tác giả khác

công bố trong bất kỳ công trình nào khác. Tôi xin chịu trách nhiệm về nội dung

và tác quyền của luận án.

Tác giả

Phạm Đăng Quyết

LỜI CẢM ƠN

Để hoàn thành luận án, trước tiên xin cho phép tôi được bày tỏ lòng biết

ơn sâu sắc, tri ân, khắc ghi công lao của Thầy Cô hướng dẫn khoa học PGS.TS.

Nguyễn Nhị Điền và TS. Trịnh Thị Tú Anh, những người đã khơi lên trong tôi

niềm đam mê nghiên cứu, định hướng cho tôi mục tiêu nghiên cứu và dẫn dắt,

hướng dẫn tôi tận tình trong suốt thời gian thực hiện luận án này.

Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến TS. Phạm Ngọc Sơn, đã truyền đạt kiến

thức và tận tình hướng dẫn trong thời gian tôi thực hiện các thí nghiệm tại Viện

Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt.

Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến TS. Cao Đông Vũ, đã truyền đạt cho

tôi những kinh nghiệm quý báu trong nghiên cứu khoa học.

Tôi xin gửi lời cám ơn Ban Lãnh đạo Viện, Ban Giám đốc và các cán bộ

tại Trung tâm Vật lý và Điện tử hạt nhân, Trung tâm An toàn bức xạ, Viện

Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt đã tạo mọi điều kiện, tận tình giúp đỡ tôi trong suốt

thời gian thực hiện luận án.

Tôi xin gửi lời cám ơn PGS.TS. Nguyễn Đức Hòa, PGS.TS. Nguyễn An

Sơn và Quý Thầy Cô giáo Khoa Kỹ thuật hạt nhân Trường Đại học Đà Lạt đã

giúp đỡ và tạo điều kiện thuận lợi để tôi thực hiện luận án này.

Xin được cám ơn Quý Thầy Cô đã từng giảng dạy, gia đình và bạn bè đã

luôn động viên, tạo điều kiện thuận lợi nhất cho tôi hoàn thành luận án này.

Tác giả

Phạm Đăng Quyết

MỤC LỤC

BẢNG CÁC KÝ HIỆU, TỪ VIẾT TẮT .......................................... vi

DANH MỤC CÁC BẢNG ................................................................. ix

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ .......................................................... xii

MỞ ĐẦU .............................................................................................. 1

Chương 1: TỔNG QUAN ................................................................... 8

1.1. Nguyên lý của BNCT ............................................................................. 8

1.2. Chữa trị u não bằng BNCT trên thế giới ............................................... 10

1.3. Hệ số KERMA nơtrôn trong mô ........................................................... 12

1.3.1. Tiết diện tương tác của nơtrôn ........................................................ 12

1.3.2. Hệ số KERMA nơtrôn trong mô ...................................................... 14

1.4. Lý thuyết tính liều hấp thụ trong BNCT ............................................... 16

1.4.1. Liều hấp thụ và đơn vị đo ................................................................ 16

1.4.2. Các thành phần liều trong BNCT .................................................... 17

1.4.3. Liều hấp thụ toàn phần trong BNCT ............................................... 23

1.5. Các thành phần trong mô hình nghiên cứu BNCT trên thế giới ............ 24

1.5.1. Dòng nơtrôn phin lọc ...................................................................... 24

1.5.2. Phantom.......................................................................................... 29

1.5.3. Xác định thông lượng nơtrôn nhiệt bằng kỹ thuật NAA ................... 31

1.5.4. Xác định hàm lượng bor bằng kỹ thuật PGNAA .............................. 34

1.5.5. Xác định liều gamma bằng TLD...................................................... 35

1.6. Sử dụng chương trình MCNP5 trong BNCT ......................................... 36

1.6.1. Giới thiệu ........................................................................................ 36

1.6.2. Cấu trúc input file và các loại đánh giá .......................................... 37

1.6.3. Chuyển đổi thông lượng nơtrôn và gamma sang suất liều ............... 38

1.6.4. Đánh giá sai số ............................................................................... 39

1.6.5. Mô phỏng và tính liều hấp thụ trong BNCT .................................... 41

1.6.6. Thiết kế dòng nơtrôn cho BNCT ...................................................... 42

iii

1.7. Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR ......................................................... 43

1.7.1. Lò phản ứng Đà Lạt ........................................................................ 43

1.7.2. Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR ................................................... 44

1.8. Tóm tắt chương 1 ................................................................................. 45

Chương 2: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM ............................. 46

2.1. Mô phỏng mô hình nghiên cứu BNCT tại LPƯ Đà Lạt ........................ 46

2.1.1. Dòng nơtrôn phin lọc tại kênh số 2 ................................................. 46

2.1.2. Phantom nước ................................................................................. 49

2.1.3. Kết quả mô phỏng ........................................................................... 50

2.1.4. Đánh giá sai số mô phỏng ............................................................... 57

2.2. Thực nghiệm trên cấu hình hiện tại để nghiên cứu BNCT tại LPƯ Đà Lạt

............................................................................................................. 58

2.2.1. Hiệu chu(cid:26)n detector ........................................................................ 58

2.2.2. Đo phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom ..................... 62

2.2.3. Xây dựng đường chu(cid:26)n hàm lượng bor bằng PGNAA tại CN2DR .. 68

2.2.4. Đo suất liều gamma trong phantom bằng TLD ............................... 70

2.3. Tóm tắt chương 2 ................................................................................. 71

Chương 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN ....................................... 72

3.1. Đánh giá kết quả giữa mô phỏng và thực nghiệm với cấu hình hiện tại

trên CN2DR ............................................................................................. 72

3.1.1. Đối với thông lượng nơtrôn ............................................................ 72

3.1.2. Đối với suất liều gamma ................................................................. 76

3.2. Định liều hấp thụ của BNCT trong phantom ........................................ 81

3.3. Kết quả xây dựng đường chuNn hàm lượng bor bằng PGNAA tại

CN2DR .................................................................................................... 85

3.4. Thiết kế cấu hình mới tại CN2DR ........................................................ 86

3.4.1. Kết quả mô phỏng khi thay đổi hình dạng ống chu(cid:26)n trực .............. 86

3.4.2. Tối ưu hóa chiều dài ống chu(cid:26)n trực .............................................. 87

3.4.3. Tối ưu hóa chiều dài phin lọc .......................................................... 90

3.4.4. Đề xuất cấu hình mới cho CN2DR .................................................. 92

3.5. Tóm tắt chương 3 ................................................................................. 95

KẾT LUẬN ........................................................................................ 97

KIẾN NGHN VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO ............. 98

DANH MỤC CÔNG TRÌNH KHOA HỌC CỦA TÁC GIẢ LIÊN

QUAN ĐẾN LUẬN ÁN .................................................................... 99

TÀI LIỆU THAM KHẢO .............................................................. 100

PHỤ LỤC ......................................................................................... 110

BẢNG CÁC KÝ HIỆU, TỪ VIẾT TẮT

Tiếng Anh

Tiếng Việt

Ký hiệu, từ viết tắt

BMRR

Brookhaven Medical Research Reactor

Lò phản ứng nghiên cứu y học Brookhaven

BNCT

Boron neutron capture therapy

Xạ trị bằng phản ứng bắt nơtrôn bởi bor

BNL

Brookhaven National Laboratory

Phòng thí nghiệm quốc gia Brookhaven

BPA

p-dihydroxyborylphenylalanine

Một loại hợp chất chứa bor dùng trong BNCT

BPA-F

L-p-boronophenylalanine –fructose

Một loại hợp chất chứa bor dùng trong BNCT

BSH

disodium mercaptoundecahydro -closo-dodecaborate

Một loại hợp chất chứa bor dùng trong BNCT

Collimator length

Chiều dài ống chuNn trực

CN2DR Channel No.2 of Dalat Reactor Kênh số 2 Lò phản ứng Đà Lạt

Con.

Concentration

Hàm lượng

Computed Tomography

Chụp cắt lớp điện toán

Gamma dose

Liều gamma

Gamma dose rate

Suất liều gamma

Neutron dose rate

Suất liều nơtrôn

Energy

Dγ γD& nD& E

Năng lượng

Full-peak efficiency

Hiệu suất ghi

Eff.

Error

Err.

Sai số

Experimental

Thực nghiệm

Exp.

FiR-1

Finnish Reactor

Lò phản ứng của Phần Lan

Filter length

Chiều dài phin lọc

GlioBlastoma Multiforme

U não nguyên bào

GBM

Một loại hợp chất chứa gadolinium dùng trong MRI

DieThylenetriamine Penta- acetic Acid

Gd- DTPA

GdNCT

Gadolinium Neutron Capture Therapy

Xạ trị bằng phản ứng bắt nơtrôn bởi gadolinium

HFR

High Flux Reactor

Lò phản ứng thông lượng cao

Tiếng Anh

Tiếng Việt

Ký hiệu, từ viết tắt

Intensity of the gamma peak

Cường độ phát gamma

IAEA

Cơ quan Năng lượng nguyên tử Quốc tế

International Atomic Energy Agency

JRR-4

Japan Research Reactor No.4

Lò phản ứng nghiên cứu số 4 Nhật Bản

KERMA Factor

Hệ số KERMA

KERMA

Năng lượng giải phóng trên đơn vị khối lượng

Kinetic Energy Released per unit Mass

LET

Linear Energy Transfer

Sự chuyển đổi năng lượng tuyến tính

LPƯ

Reactor

Lò phản ứng

Mass

Khối lượng

MCNP Monte Carlo N – Particle

Chương trình Monte Carlo cho loại hạt N

Mean

Giá trị trung bình

MGH

Massachusetts General Hospital

Bệnh viện đa khoa Massachusetts

MIT

Viện công nghệ Massachusetts

Massachusetts Institute of Technology

MITR

MIT Nuclear Research Reactor

Lò phản ứng nghiên cứu của Viện công nghệ Massachusetts

MNSR

Một loại lò nghiên cứu công suất nhỏ do Trung Quốc thiết kế

Miniature Neutron Source Reactor

MRI

Magnetic Resonance Imaging

Chụp ảnh bằng cộng hưởng từ

MuITR

Viện nghiên cứu công nghệ lò phản ứng Musashi

Musashi Institute of Technology Reactor

NAA

Neutron Activation Analysis

Phân tích kích hoạt nơtrôn đo gamma trễ

Neutron Capture Therapy

NCT

Xạ trị bằng phản ứng bắt nơtrôn

Number of the history

Số hạt gieo

NOH

Power

Công suất

PGNAA

Prompt Gamma Neutron Activation Analysis

Phân tích kích hoạt nơtrôn đo gamma tức thời

Pos.

Position

Vị trí

vii

Tiếng Anh

Tiếng Việt

Ký hiệu, từ viết tắt

Measuring time

Thời gian đo

Half-life

Chu ký bán hủy

T1/2

TLD

Liều kế nhiệt phát quang

ThermoLuminescence Dosimeter

TRIGA

Training, Research, Isotopes, General Atomics

Một loại lò phản ứng nghiên cứu do hãng General Atomics của Hoa Kỳ thiết kế

Tehran Research Reactor

Lò phản ứng nghiên cứu Tehran

TRR

Volume

Thể tích

WSU

Washington State University

Đại học bang Washington

Thermal neutron cross-section

Tiết diện nơtrôn nhiệt

σth

Thermal neutron flux

Thông lượng nơtrôn nhiệt

φth

viii

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1.1. Hàm lượng và tiết diện phản ứng của các nguyên tố trong mô với

nơtrôn nhiệt .................................................................................................... 9

Bảng 1.2. Một số thử nghiệm lâm sàng của BNCT trên thế giới ................... 11

Bảng 1.3. Hệ số KERMA đối với nơtrôn nhiệt của các nguyên tố có trong mô

..................................................................................................................... 14

Bảng 1.4. Bảng trọng số bức xạ .................................................................... 17

Bảng 1.5. Hệ số hấp thụ theo năng lượng tia gamma trong mô ..................... 21

Bảng 1.6. Hệ số hấp thụ theo năng lượng của các tia gamma 0,478 MeV và

2,22 MeV trong mô ...................................................................................... 22

Bảng 1.7. Một số LPƯ tạo ra dòng nơtrôn nhiệt bằng các phin lọc đơn tinh thể

Si và Bi ........................................................................................................ 26

Bảng 1.8. Một số LPƯ sử dụng phin lọc để tạo ra dòng nơtrôn sử dụng cho

BNCT ........................................................................................................... 27

Bảng 1.9. Một số phantom nước sử dụng trong nghiên cứu BNCT trên thế

giới ............................................................................................................... 30

Bảng 1.10. Sai số của một số loại TLD ........................................................ 36

Bảng 1.11. Các loại đánh giá trong MCNP5 ................................................. 37

Bảng 1.12. Suất liều nơtrôn được chuyển đổi từ thông lượng nơtrôn ............ 38

Bảng 1.13. Suất liều gamma được chuyển đổi từ thông lượng gamma ......... 38

Bảng 1.14. Ý nghĩa của giá trị sai số tương đối R trong MCNP5 .................. 40

Bảng 1.15. Thông số cơ bản trong thiết kế dòng nơtrôn nhiệt phục vụ nghiên

cứu BNCT .................................................................................................... 43

Bảng 1.16. Các thông số vật lý của dòng nơtrôn nhiệt tại lối ra của CN2DR 45

Bảng 2.1. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom được mô phỏng bằng

MCNP5 với cấu hình hiện tại ....................................................................... 51

Bảng 2.2. Suất liều gamma trong phantom được mô phỏng bằng MCNP5 với

cấu hình hiện tại ........................................................................................... 55

Bảng 2.3. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt

trong phantom với cấu hình hiện tại ............................................................. 57

Bảng 2.4. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng suất liều gamma trong

phantom với cấu hình hiện tại ...................................................................... 58

Bảng 2.5. Đặc trưng của hệ phổ kế gamma sử dụng tại CN2DR ................... 59

Bảng 2.6. Hiệu suất ghi tuyệt đối của detector HPGe ứng với năng lượng tia

gamma tại CN2DR ....................................................................................... 60

Bảng 2.7. Hiệu suất ghi tuyệt đối và sai số của detector HPGe đối với tia

gamma có năng lượng 1434 keV .................................................................. 61

Bảng 2.8. Các tính chất phân rã của hạt nhân trong lá dò kích hoạt .............. 64

Bảng 2.9. Các thông số chiếu và đo cho lá dò 51V bằng phương pháp kích hoạt

..................................................................................................................... 65

Bảng 2.10. Kết quả đo thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình

hiện tại ở CN2DR ......................................................................................... 66

Bảng 2.11. Kết quả xác định tốc độ đếm tia gamma tức thời 478 keV của hệ

PGNAA tại CN2DR ..................................................................................... 69

Bảng 2.12. Kết quả đo suất liều gamma trong phantom bằng TLD-900........ 70

Bảng 3.1. Thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung tâm của phantom

giữa MCNP5 và thực nghiệm ....................................................................... 72

Bảng 3.2. Thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính của dòng nơtrôn tại z

= 1 cm trong phantom, giữa MCNP5 và thực nghiệm .................................. 74

Bảng 3.3. Thông lượng nơtrôn nhiệt tại lối vào phantom trong trường hợp có

hoặc không có phantom, bằng MCNP5 ........................................................ 76

Bảng 3.4. Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom bằng

MCNP5 và thực nghiệm ............................................................................... 76

Bảng 3.5. Suất liều gamma theo chiều bán kính chùm nơtrôn, tại z = 3 cm

trong phantom giữa MCNP5 và thực nghiệm ............................................... 78

Bảng 3.6. Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom khi có và

không có phantom ........................................................................................ 80

Bảng 3.7. Liều hấp thụ trong phantom tại CN2DR trong nghiên cứu BNCT 82

Bảng 3.8. Thông lượng nơtrôn tại lối vào phantom với ống chuNn trực hình

trụ và ống chuNn trực hình nón ..................................................................... 87

Bảng 3.9. Các thông số của ống chuNn trực sử dụng trong mô phỏng MCNP5

..................................................................................................................... 87

Bảng 3.10. Thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại vị trí chiếu mẫu

theo chiều dài của ống chuNn trực hình nón .................................................. 89

Bảng 3.11. Thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại lối vào phantom

ứng với chiều dài của các tổ hợp phin lọc khác nhau .................................... 90

Bảng 3.12. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình đề xuất tại

CN2DR ........................................................................................................ 92

Bảng 3.13. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt

trong phantom với cấu hình mới ................................................................... 93

Bảng 3.14. Một số thiết kế dòng nơtrôn nhiệt trên LPƯ của các nước đã thực

hiện bằng MCNP .......................................................................................... 95

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

Hình 1.1. Minh họa phản ứng bắt nơtrôn nhiệt bởi bor ................................... 8

Hình 1.2. Minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm nơtrôn nhiệt để chữa trị u

não ................................................................................................................. 9

Hình 1.3. Công thức cấu tạo của BSH và BPA ............................................. 11

Hình 1.4. Mô tả tiết diện tương tác của nơtrôn ............................................. 12

Hình 1.5. Hai loại tương tác của nơtrôn với hạt nhân bia .............................. 13

Hình 1.6. Mối liên hệ giữa KERMA và năng lượng của nơtrôn .................... 15

cho một số nguyên tố trong mô .................................................................... 15

Hình 1.7. Sơ đồ mức năng lượng phân rã của hạt nhân 11B* ......................... 18

Hình 1.8. Minh họa phản ứng của 14N với nơtrôn nhiệt ................................ 19

Hình 1.9. Minh họa phản ứng của 1H với nơtrôn nhanh ................................ 20

Hình 1.10. Minh họa phản ứng của 1H với nơtrôn nhiệt ............................... 21

Hình 1.11. Hệ số hấp thụ năng lượng tia gamma trong mô ........................... 22

Hình 1.12. Tiết diện toàn phần của nơtrôn đối với đơn tinh thể Si ................ 25

Hình 1.13. Tiết diện toàn phần của nơtrôn đối với đơn tinh thể Bi ............... 25

Hình 1.14. Mặt cắt ngang của kênh ngang và tổ hợp phin lọc tại LPƯ

HANARO để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt ......................................................... 28

Hình 1.15. Mặt cắt đứng của vùng hoạt, cột nhiệt và tổ hợp phin lọc tại LPƯ

JRR-4 để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt/trên nhiệt ................................................ 28

Hình 1.16. Phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước ở các chế độ

khác nhau tại LPƯ JRR-4 ............................................................................. 29

Hình 1.17. So sánh hệ số KERMA nơtrôn của nước và mô .......................... 29

Hình 1.18. Phantom nước tại LPƯ TRR (Iran) ............................................. 30

Hình 1.19. Phantom nước tại LPƯ TRIGA (Malaysia) ................................. 31

xii

Hình 1.20. Sơ đồ minh họa quá trình tương tác của nơtrôn với hạt nhân bia

trong phân tích kích hoạt nơtrôn ................................................................... 31

Hình 1.21. Sơ đồ phân rã và phát tia gamma của 28Al................................... 32

Hình 1.22. Phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước bằng mô phỏng

và thực nghiệm tại LPƯ HFR (Hà Lan) ........................................................ 41

Hình 1.23. Cấu trúc tạo ra dòng nơtrôn nhiệt của Matsumoto tại LPƯ TRIGA

Mark II (Nhật Bản) ....................................................................................... 42

Hình 1.24. Mặt cắt ngang của LPƯ Đà Lạt ................................................... 44

Hình 2.1. Cấu trúc phần dẫn dòng nơtrôn tại CN2DR .................................. 47

Hình 2.2. Cấu trúc phần chuNn trực dòng nơtrôn tại CN2DR ........................ 47

Hình 2.3. Cấu trúc CN2DR với cấu hình hiện tại .......................................... 47

Hình 2.4. Hình dạng phổ tại lối vào CN2DR ................................................ 48

Hình 2.5. Hình dạng phổ tại vị trí chiếu mẫu trên CN2DR với cấu hình hiện

tại ................................................................................................................. 48

Hình 2.6. Phantom sử dụng tại CN2DR được mô phỏng bằng MCNP5 ........ 49

Hình 2.7. Vị trí tương đối giữa phantom và lối ra của CN2DR được mô phỏng

bằng MCNP5 ............................................................................................... 50

Hình 2.8. Cấu trúc chi tiết CN2DR và vị trí phantom sử dụng trong mô phỏng

MCNP5 ........................................................................................................ 50

Hình 2.9. Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe (model: GR7023) tại

CN2DR ........................................................................................................ 59

Hình 2.10. Đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối các tia gamma của detector

HPGe cho các mẫu chuNn tại vị trí 5 cm cách mặt detector .......................... 61

Hình 2.11. Phantom sử dụng tại CN2DR ...................................................... 63

Hình 2.12. Nắp phantom sử dụng tại CN2DR .............................................. 63

Hình 2.13. Thiết lập thực nghiệm đo thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom

xiii

tại CN2DR ................................................................................................... 64

Hình 2.14. Phổ gamma của lá dò Vanadium sau khi chiếu xạ với nơtrôn nhiệt

trong phantom tại CN2DR ............................................................................ 65

Hình 3.1. Kết quả phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung tâm

của phantom bằng thực nghiệm và mô phỏng ............................................... 73

Hình 3.2. Kết quả phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính của

dòng nơtrôn bằng thực nghiệm và mô phỏng ................................................ 75

Hình 3.3. Phân bố suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom giữa

MCNP5 và thực nghiệm ............................................................................... 77

Hình 3.4. Phân bố suất liều gamma theo chiều bán kính của dòng nơtrôn tại z

= 3 cm trong phantom bằng MCNP5 và thực nghiệm ................................... 79

Hình 3.5. Phân bố suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom khi

có và không có phantom ............................................................................... 81

Hình 3.6. Phân bố liều hấp thụ dọc theo trục trung tâm trong phantom tại

CN2DR ........................................................................................................ 84

Hình 3.7. Phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt 2 chiều trong phantom ............. 85

Hình 3.8. Đường chuNn hàm lượng bor trong dung dịch được thực hiện tại

CN2DR ........................................................................................................ 85

Hình 3.9. Bản vẽ thiết kế ống chuNn trực hình nón của CN2DR ................... 86

Hình 3.10a. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 240 cm ....... 88

Hình 3.10b. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 140 cm ...... 88

Hình 3.10c. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 90 cm ......... 88

Hình 3.10d. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 40 cm ........ 89

Hình 3.11. Phổ nơtrôn tại lối vào phantom của các cấu hình mới và cấu hình

hiện tại, mô phỏng bằng MCNP5 cho CN2DR ............................................. 91

Hình 3.12. Bản vẽ thiết kế tổng quát của cấu hình mới phục vụ nghiên cứu

xiv

BNCT tại CN2DR ........................................................................................ 92

Hình 3.13. Phân bố thông lượng nhiệt trong phantom sử dụng cấu hình mới

cho CN2DR, mô phỏng bằng MCNP5.......................................................... 94

Hình 3.14. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom của cấu hình mới và cấu

hình hiện tại, mô phỏng bằng MCNP5 ......................................................... 94

MỞ ĐẦU

Theo thống kê của Quỹ nghiên cứu ung thư Quốc tế, năm 2012 trên toàn

thế giới có khoảng 14,1 triệu trường hợp mắc bệnh ung thư, trong đó có khoảng

1,8% số bệnh nhân liên quan đến não [93]. Riêng ở Mỹ, năm 2012 ước tính có

khoảng 4.200 trường hợp trẻ em dưới 20 tuổi được chNn đoán với u não nguyên

phát [7]. 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 khá phổ biến, với tỷ lệ mắc phải tương đối cao, đặc biệt là ở nhóm tuổi từ

15 đến 30 chiếm khoảng 30% [94].

U não là một khối các tế bào phát triển bất bình thường trong não. Sự tăng

trưởng của khối u xuất hiện như là kết quả của sự phát triển không kiểm soát

được của tế bào. Có 2 loại u não là u não nguyên phát và u não di căn. U não

nguyên phát bắt đầu từ các tế bào trong não, u não di căn được tạo thành bởi các

tế bào từ một phần khác của cơ thể đã di căn, hay lan rộng đến não. U não

thường gặp ở người lớn là u thần kinh đệm (GlioBlastoma Multiforme – GBM),

chúng có nguồn gốc từ các tế bào thần kinh đệm của não và rất dễ gây tử vong

nếu không được điều trị [7]. Phẫu thuật, hóa trị và xạ trị là 3 phương pháp phổ

biến để điều trị ung thư. Tuy nhiên, xạ trị vẫn là phương pháp có hiệu quả cao

trong điều trị các loại khối u ác tính ở thể rắn [47].

Xạ trị (chữa trị bằng bức xạ) là phương pháp được áp dụng để điều trị các

khối u thông qua sự tương tác của bức xạ đối với các tế bào. Trong đó, xạ trị

bằng phản ứng bắt neutron (Neutron Capture Therapy – NCT) là một kỹ thuật

được thiết kế để phá hủy khối u ở cấp độ tế bào, dựa trên sự chuyển đổi năng

lượng tuyến tính cao (Linear Energy Transfer – LET) của các hạt nhân nặng

mang điện [48]. Một số nguyên tố như 10B, 6Li, 157Gd và 235U có thể được sử

dụng trong NCT đã được giới thiệu và bàn luận trong các tài liệu [76, 81]. Tuy

nhiên, 6Li và 235U không có sẵn, khó tạo thành hợp chất để dùng trong NCT

[76], hơn nữa 235U còn có tính phóng xạ [81]. Trong đó, 157Gd đã được lựa chọn

để nghiên cứu chữa trị ung thư gan [81] với hàm lượng khoảng 140 ppm, 10B có

thể sử dụng để chữa trị ung thư phổi [22] nhưng chủ yếu vẫn là chữa trị ung thư

não [81] với hàm lượng nằm trong khoảng từ 30-60 ppm [66].

Sau khi Goldhaber phát hiện ra tiết diện bắt neutron nhiệt cao bất thường

của 10B (σ = 3837 barn; 1 barn = 10-24 cm2) năm 1934 [48]. Năm 1936 Locher

[19, 23, 45, 76] đã đưa ra ý niệm về phương pháp xạ trị bằng phản ứng bắt

neutron của hạt nhân 10B (Boron Neutron Capture Therapy – BNCT) để chữa trị

ung thư não (Hình 1.2). Bởi vì năng lượng giải phóng trong phản ứng này có thể

gây thiệt hại một cách chọn lọc đến tế bào ung thư mà các phương pháp điều trị

khác khó thực hiện được [23, 87]. Vì vậy BNCT đã được đề nghị như một khả

năng để điều trị u não vào năm 1951 [23].

Nghiên cứu đầu tiên liên quan đến sự phù hợp của phản ứng

B(n,

α)

trong xạ trị đã được báo cáo bởi Kruger, Zahl, Cooper và Dunning [36]. Các

nghiên cứu lâm sàng đầu tiên của BNCT cho các khối u não sử dụng chùm

nơtrôn nhiệt để chiếu xạ đã được thực hiện tại Mỹ trong thập niên 50 [35]. Tuy

nhiên, những thử nghiệm này đã không thành công, nguyên nhân là do (i) hàm

lượng của 10B tập trung trong khối u thấp và/hoặc tỷ lệ của hàm lượng 10B trong

khối u và mô thường thấp (không đạt tỷ lệ 3:1); và (ii) thông lượng nơtrôn nhiệt

không đủ lớn.

Cuối thập niên 60 của thế kỷ 20, tại Nhật Bản, Hatanaka đã bắt đầu các

kiểm tra lâm sàng với BNCT, kết hợp cả phẫu thuật (mở hộp sọ) và xạ trị với

chùm nơtrôn nhiệt để điều trị khoảng 100 bệnh nhân bị các khối u GBM. Thời

gian sống trung bình của những bệnh nhân này được kéo dài thêm từ 5 đến 15

năm và có xu hướng tăng lên đối với bệnh nhân mắc khối u ở phần ngoài của

não [43].

Từ những năm 1980s phương pháp xạ trị BNCT đã được đầu tư nghiên cứu

ở nhiều phòng thí nghiệm lớn ở trên thế giới với mục tiêu để nghiên cứu phát

triển và thiết lập các chùm nơtrôn ứng dụng trong việc triển khai phương pháp

BNCT. Ở châu Âu, thực nghiệm xạ trị khối u thần kinh đệm bằng BNCT đã

được thực hiện lần đầu tại lò phản ứng (LPƯ) thông lượng cao (High Flux

Reactor – HFR) ở Petten của Hà Lan vào tháng 11/1997 [78].

Trong giai đoạn đầu của tiến trình nghiên cứu phát triển phương pháp

BNCT, các thông tin về liều nơtrôn và gamma được đánh giá trên cơ sở số liệu

trong lĩnh vực vật lý LPƯ. Tuy nhiên, sự phân bố phổ năng lượng nơtrôn và

gamma tại các kênh thực nghiệm BNCT có sự khác biệt đáng kể so với phổ

năng lượng nơtrôn và gamma trong vùng hoạt LPƯ [78]. Do đó, nghiên cứu

chuyên sâu nhằm đánh giá chính xác các đặc trưng về phân bố phổ năng lượng,

liều nơtrôn, liều gamma và liều do bức xạ thứ cấp phát sinh trong phản ứng

BNCT là rất cần thiết. Và hiện nay, vấn đề này vẫn đang được tiếp tục nghiên

cứu tại nhiều cơ sở có LPƯ hạt nhân nghiên cứu nhằm nâng cao tri thức và tiếp

cận ứng dụng phương pháp BNCT một cách hiệu quả nhất.

Các bài toán vật lý quan trọng trong phạm vi phương pháp BNCT cần thiết

được quan tâm nghiên cứu cả về lý thuyết, tính toán mô phỏng và thực nghiệm

có thể kể đến bao gồm: (i) thiết kế kênh nơtrôn phù hợp với các tham số đặc

trưng về phổ năng lượng nơtrôn và photon; (ii) tính toán mô phỏng và thực

nghiệm xác định các đặc trưng phân bố thông lượng nơtrôn, liều hấp thụ nơtrôn

và gamma trong mô hình phantom; (iii) tính toán các thành phần liều từ phản

ứng bắt nơtrôn trong BNCT trên cơ sở thông tin về phổ năng lượng nơtrôn; và

(iv) phát triển các kỹ thuật phân tích bổ trợ để định lượng và kiểm soát hàm

lượng bor trong quá trình xạ trị.

Chùm nơtrôn sử dụng trong BNCT luôn tồn tại các tia gamma tạo ra trong

các vật liệu dẫn dòng nơtrôn cũng như từ vùng hoạt của LPƯ [87]. Thêm vào

đó, trong khối u và mô không chỉ có nguyên tố 10B được tập trung mà còn có các

nguyên tố khác tồn tại như: nitơ, hydro, v.v... Vì vậy, liều hấp thụ trong BNCT

bao gồm có 4 thành phần liều thường được quan tâm, đó là: (i) liều bor; (ii) liều

nơtrôn nhiệt; (iii) liều nơtrôn nhanh; và (iv) liều gamma [20, 31, 41, 77]. Tuy

nhiên, chỉ có 2 thành phần liều đầu tiên có đóng góp chủ yếu và chỉ có thể được

xác định gián tiếp thông qua thông lượng nơtrôn và hàm lượng của các nguyên

tố 10B [67, 77]. Trong đó, thông lượng nơtrôn nhiệt thường được xác định bằng

phương pháp kích hoạt đo gamma trễ (Neutron Activation Analysis – NAA) [11,

19, 45, 77], hàm lượng của 10B được xác định bằng phương pháp kích hoạt đo

gamma tức thời (Prompt Gamma Neutron Activation Analysis – PGNAA) [26,

27, 57, 62].

Trong lịch sử, những nguồn nơtrôn tốt nhất có thông lượng cần thiết cho

BNCT được lấy ra từ LPƯ nghiên cứu [17, 23, 58]. Trong đó, LPƯ nghiên cứu

dùng nơtrôn nhiệt thường được sử dụng để tiến hành các thử nghiệm. Nghiên

cứu BNCT đã được tiến hành tại: Lò phản ứng nghiên cứu y học Brookhaven

(Brookhaven Medical Research Reactor – BMRR), Lò phản ứng của Viện công

nghệ Massachusetts (Massachusetts Institute of Technology Reactor – MITR),

Lò phản ứng HFR và một số cơ sở khác [23]. Có hai phương pháp để tạo ra

chùm nơtrôn có thông lượng phù hợp tại vị trí điều trị bên ngoài của một LPƯ

nhiệt [12, 18]. Đó là, (i) phương pháp dịch phổ (shift) bằng cách sắp xếp lại các

vật liệu che chắn [12, 18, 19] hoặc (ii) sử dụng phin lọc, phương pháp này được

sử dụng phổ biến để tạo ra chùm nơtrôn đơn năng không chỉ cho BNCT mà còn

cho nhiều mục đích nghiên cứu khác [4, 19].

Việc cải tiến thiết kế các kênh ngang hoặc cột nhiệt của LPƯ nghiên cứu để

tạo dòng nơtrôn nhiệt cho nghiên cứu BNCT [77] thường được tính toán và mô

phỏng bằng một số chương trình điển hình như: DORT (discrete ordinates), I-

GUN, MacNCTPLAN, AUTOVOX, SERA, MCNP (Monte Carlo N – Particle),

v.v... Tuy nhiên, MCNP vẫn là chương trình được sử dụng phổ biến nhất vì nó là

một công cụ tính toán mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển nơtrôn, gamma và

giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều [70, 90] được sử dụng trong các lĩnh

vực từ thiết kế LPƯ đến an toàn bức xạ và vật lý y học với các miền năng lượng

của nơtrôn từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng gamma từ 1 keV

đến 10 MeV.

Tại Nhật Bản, năm 1995 Matsumoto đã sử dụng MCNP để thiết kế các

chùm nơtrôn nhiệt và chùm nơtrôn trên nhiệt phục vụ cho BNCT tại LPƯ

TRIGA Mark II với công suất 100 kW [58]. Matsumoto đã sử dụng Graphite

làm chất làm chậm và Bismuth để che chắn gamma trong cột nhiệt, kết quả đạt

được với thông lượng nơtrôn nhiệt và tỷ số suất liều gamma trên thông lượng

nơtrôn nhiệt tương ứng là 1,5×109 n.cm-2.s-1 và 1,7×10-13 Gy.cm2.n-1.

Tại Hàn Quốc, năm 1998 Byung-Jin và cộng sự đã sử dụng MCNP để thiết

kế chùm nơtrôn nhiệt trên kênh ngang của LPƯ HANARO công suất 30 MW,

với phin lọc Si và Bi. Thông lượng nơtrôn nhiệt và tỷ số suất liều gamma trên

thông lượng nơtrôn nhiệt tại vị trí chiếu mẫu tương ứng là 2,6×109 n.cm-2.s-1 và

1,2×10-13 Gy.cm2.n-1 [27].

Ở Việt Nam, LPƯ Đà Lạt đã được khôi phục, nâng cấp và đạt tới hạn lần

đầu vào lúc 19:50 ngày 01/11/1983, đưa vào hoạt động chính thức với công suất

danh định 500 kW vào ngày 20/3/1984. LPƯ Đà Lạt có 4 kênh ngang dẫn dòng

nơtrôn, trong đó có 3 kênh xuyên tâm và 1 kênh tiếp tuyến. Cho đến nay đã có 3

kênh được đưa vào sử dụng là kênh tiếp tuyến số 3, các kênh xuyên tâm số 2 và

số 4. Các dòng nơtrôn phin lọc từ kênh ngang số 3 và số 4 đã được đưa vào sử

dụng từ những năm 1990 phục vụ các nghiên cứu cơ bản và ứng dụng. Từ năm

2011, kênh số 2 LPƯ Đà Lạt (CN2DR) được đưa vào sử dụng với một số dòng

nơtrôn có chất lượng tốt như: dòng nơtrôn thuần nhiệt và dòng nơtrôn đơn năng

trên nhiệt 2 keV, đã được tạo ra bằng kỹ thuật phin lọc với thông lượng khoảng

1,5×106 n.cm-2.s-1 [34, 88]. Các dòng nơtrôn từ 3 kênh ngang này được sử dụng

chủ yếu cho nghiên cứu về số liệu hạt nhân, cấu trúc hạt nhân, v.v..

Mặc dù trên thế giới, phương pháp BNCT đã được áp dụng từ thập niên 60

của thế kỷ 20 cho nghiên cứu lâm sàng hoặc tiền lâm sàng tại nhiều quốc gia

như: Nhật Bản, Mỹ, Hàn Quốc, Iran, Italia, Cộng hòa Séc, Phần Lan, Hà Lan,

v.v... Trong khi đó, cho đến nay, Việt Nam vẫn chưa có hệ thiết bị BNCT để

nghiên cứu bởi một số vấn đề còn khó khăn như: kinh phí, nguồn nhân lực và

chưa có những nghiên cứu liên quan cũng như những nghiên cứu chuyên sâu về

tính toán liều từ phản ứng nơtrôn-bor xảy ra trong BNCT.

Từ những phân tích ở trên, việc nghiên cứu đánh giá các thành phần liều

phục vụ nghiên cứu BNCT trên kênh ngang của LPƯ Đà Lạt là vấn đề được đặt

ra để thực hiện trong luận án này.

Mục tiêu nghiên cứu

Mục tiêu chính của luận án là mô phỏng thiết kế tối ưu dòng nơtrôn nhiệt

tại lối ra của CN2DR phục vụ nghiên cứu BNCT bằng chương trình MCNP5;

mô phỏng, tính toán và đo thực nghiệm các tham số đặc trưng về phân bố thông

lượng nơtrôn nhiệt và các thành phần liều bức xạ trong mô hình phantom nước;

xây dựng phương pháp phân tích hàm lượng bor trong mẫu nước để áp dụng

trong thực nghiệm về BNCT và các ứng dụng liên quan khác.

Để đạt được mục tiêu đề ra, các nội dung của luận án cần được thực hiện

bao gồm: (i) nghiên cứu, tính toán liều hấp thụ của phản ứng

trong

B(n,

α)

BNCT; (ii) mô phỏng sự phân bố liều hấp thụ của BNCT trong phantom nước

tại CN2DR sử dụng chương trình MCNP5; (iii) xác định sự phân bố liều hấp thụ

trong BNCT với mô hình phantom nước sử dụng CN2DR; và (iv) đề xuất thiết

kế cấu hình tối ưu cho hệ BNCT tại CN2DR với dòng nơtrôn tại lối vào

phantom có các thông số về thông lượng nơtrôn nhiệt > 1×108 n.cm-2.s-1 và tỷ số

suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt < 3×10-13 Gy.cm2.n-1.

Ý nghĩa khoa học và thực tiễn

Các kết quả nghiên cứu của luận án có ý nghĩa khoa học là lần đầu tiên

tiếp cận và nghiên cứu vật lý về phương pháp BNCT ở Việt Nam sử dụng kênh

nơtrôn của LPƯ Đà Lạt, cung cấp thông tin mới về thiết kế cải tiến nâng cao

thông lượng nơtrôn tại vị trí chiếu mẫu, các kết quả mô phỏng và thực nghiệm

về phân bố thông lượng nơtrôn và các thành phần liều trong phantom, góp phần

có ý nghĩa vào nghiên cứu phát triển tri thức và là tiền đề cho việc ứng dụng

BNCT ở Việt Nam trong tương lai.

Ý nghĩa thực tiễn của luận án là kết quả nghiên cứu cải tiến thiết kế chùm

nơtrôn đã chứng minh có khả năng tăng thông lượng nơtrôn tại vị trí thực

nghiệm của kênh số 2 lên 12 lần, qua đó góp phần để tăng cường khai thác hiệu

quả các kênh ngang của LPƯ Đà Lạt. Ngoài ra, kết quả của luận án cũng đã góp

phần quan trọng vào việc nâng cao năng lực nghiên cứu mô phỏng và đo đạc

thực nghiệm trong lĩnh vực vật lý nơtrôn và các ứng dụng liên quan trên các

chùm nơtrôn từ LPƯ. Kết quả của luận án cũng có ý nghĩa thực tiễn khi phục vụ

cho công tác đào tạo và phát triển nguồn nhân lực hạt nhân.

Cấu trúc của luận án

Cấu trúc của luận án gồm 3 chương. Chương 1 trình bày tổng quan về

phương pháp tính liều hấp thụ trong BNCT, bao gồm: nguyên lý của BNCT, các

thành phần liều sinh ra trong BNCT, hệ số KERMA nơtrôn cho các nguyên tố

trong mô, phương pháp kích hoạt sử dụng phương pháp đo gamma trễ để xác

định thông lượng nơtrôn nhiệt, và phantom dùng cho BNCT. Chương 2 trình

bày phần mô phỏng sự phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom nước sử

dụng chương trình MCNP5; thực nghiệm tại CN2DR, bao gồm: thiết kế

phantom nước, thiết lập hệ đo, xác định sự phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt

trong phantom nước, xây dựng đường chuNn hàm lượng bor trong mẫu dung

dịch, đo suất liều gamma trong phantom nước bằng liều kế nhiệt phát quang

(ThermoLuminescence Dosimeter – TLD), đánh giá và thảo luận về số liệu giữa

thực nghiệm và mô phỏng. Chương 3 trình bày kết quả mô phỏng thiết kế một

số cấu hình mới đối với dòng nơtrôn, từ đó đề xuất cấu hình tối ưu phục vụ cho

BNCT tại CN2DR.

Chương 1: TỔNG QUAN

1.1. Nguyên lý của BNCT

BNCT dựa trên cơ sở của phản ứng phân hạch hạt nhân xảy ra khi một hạt

nhân bền 10B được chiếu xạ với các nơtrôn nhiệt có năng lượng thấp khoảng

0,025 eV [17-20, 25, 36, 48]. Phản ứng hạt nhân này tạo ra hạt nhân 4He và hạt

nhân giật lùi 7Li (Hình 1.1) [13].

Hình 1.1. Minh họa phản ứng bắt nơtrôn nhiệt bởi bor

Như được minh họa trong Hình 1.1 cho thấy rằng, trong 94% của phân rã

từ phản ứng

B(n,

α)

, tổng năng lượng khoảng 2,3 MeV của hai hạt nhân

4He và 7Li bị hấp thụ trong khoảng kích thước của một tế bào (khoảng

10µm) [17, 37, 48, 67]. Năm 1951, phương pháp BNCT được đề nghị như một

khả năng để điều trị u não. Bởi vì BNCT có thể gây thiệt hại một cách chọn lọc

các tế bào ung thư mà các phương pháp điều trị khác khó thực hiện được [87]

(nhờ vào một số hợp chất có khả năng tập trung 10B đến khối u não, sẽ được

trình bày trong Mục 1.2). Hình 1.2 minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm

nơtrôn nhiệt để chữa trị u não.

Hình 1.2. Minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm nơtrôn nhiệt

để chữa trị u não

Khi hàm lượng bor được tập trung một cách chọn lọc đến các tế bào khối u

thì bức xạ phát ra do phản ứng giữa bor và nơtrôn nhiệt chỉ có ảnh hưởng chủ

yếu đến các tế bào khối u [18, 19, 23, 35, 63] mà hầu như không ảnh hưởng đến

các tế bào bình thường, vì tiết diện phản ứng của các nguyên tố trong mô đối với

nơtrôn nhiệt là rất bé [62]. Bảng 1.1 liệt kê hàm lượng và tiết diện phản ứng của

các nguyên tố trong mô với nơtrôn nhiệt [17, 35, 54].

Bảng 1.1. Hàm lượng và tiết diện phản ứng của các nguyên tố trong

mô với nơtrôn nhiệt

Nguyên tố

Con. (%)

Phản ứng

E (MeV)

σth (barn)

0,332

2,22

10,7

1H(n, γ)2H

14,5

0,0034

4,95

12C(n, γ)13C

2,2

14N(n, p)14C

1,81

0,63

0,00018

4,14

71,2

16O(n, γ)17O

30 ppm

10B(n, α)7Li*

3837

2,79

Chú thích: 30 ppm là hàm lượng 10B được sử dụng trong thí nghiệm BNCT

tại BMRR [31, 78].

Từ số liệu trong Bảng 1.1 có thể thấy rằng chỉ có một số nguyên tố có sự

đóng góp chủ yếu đến liều hấp thụ toàn phần trong BNCT: H, N là hai nguyên

tố sẵn có trong mô và 10B là nguyên tố được đưa vào trong mô từ bên ngoài

thông qua một số hợp chất. Hai nguyên tố còn lại là C và O đóng góp một phần

rất nhỏ đến liều hấp thụ toàn phần vì hàm lượng hoặc/và tiết diện phản ứng của

chúng với nơtrôn nhiệt là rất bé.

1.2. Chữa trị u não bằng BNCT trên thế giới

Các thử nghiệm lâm sàng đầu tiên của BNCT, sử dụng chùm nơtrôn nhiệt

để điều trị bệnh nhân GBM, được thực hiện từ năm 1953 đến 1961 tại Phòng thí

nghiệm quốc gia Brookhaven (Brookhaven National Laboratory – BNL) và

Bệnh viện đa khoa Massachusetts (Massachusetts General Hospital – MGH).

Kết quả từ những thử nghiệm này vẫn còn tồn tại những hạn chế, nguyên nhân

là do hai yếu tố chính: (1) việc sử dụng các hợp chất có chứa bor cho thấy không

có sự tích tụ chọn lọc trong khối u và; (2) sự suy giảm nhanh chóng của chùm

nơtrôn nhiệt trong mô [31]. Một số hợp chất của bor đã sử dụng trong lâm sàng

cho BNCT giai đoạn trên được liệt kê trong tài liệu [35].

Sau thất bại của những thử nghiệm lâm sàng, đã có những quan tâm mới

trong BNCT đó là việc phát triển hợp chất bor đánh dấu disodium

mercaptoundecahydro-closo-dodecaborate Na2B12H11SH (BSH) trong những

năm 1960 bởi Soloway và Hatanaka [76]. Năm 1968, phương pháp điều trị

BNCT được cải tiến bởi Hatanaka và được đưa vào thử nghiệm lâm sàng. Trong

đó, sử dụng kỹ thuật chụp cắt lớp điện toán (Computed Tomography – CT) và

kỹ thuật chụp cộng hưởng từ (Magnetic Resonance Imaging – MRI) để xác định

chính xác kích thước và độ sâu của khối u [65, 67]. Sau đó sử dụng hợp chất

BSH kết hợp với chùm nơtrôn nhiệt để chữa trị u não đã tương đối thành công.

Hơn 100 bệnh nhân bị u não ác tính GBM được điều trị với BNCT có thời gian

sống dài hơn các bệnh nhân sau phẫu thuật khoảng 8 năm [31, 43].

Những kết quả đáng khích lệ đã làm sống lại sự quan tâm của thế giới đối

với BNCT [76]. Năm 1987, Mishima và đồng nghiệp [9, 37] đã thử nghiệm lâm

sàng thành công hợp chất p-dihydroxyborylphenylalanine C9H12B10NO4 (BPA)

với hàm lượng 52,5 ppm trong mô khối u và khoảng 15 ppm trong mô não bình

thường kết hợp sử dụng chùm nơtrôn nhiệt, hơn 10 bệnh nhân đã được chữa

khỏi mà không có dấu hiệu tái phát ở một số bệnh nhân.

Trong những năm 1990, BNCT sử dụng chùm nơtrôn trên nhiệt (0,53 eV-

10 keV), nơtrôn nhiệt và/hoặc trên nhiệt đã được bắt đầu tại BNL, Viện công

nghệ Massachusetts (Massachusetts Institute of Technology – MIT) và tại LPƯ

HFR. Điều này cho phép điều trị các khối u nằm ở vị trí sâu hơn trong não [54,

56, 70]. Bảng 1.2 liệt kê một số quốc gia sử dụng BNCT trong nghiên cứu lâm

sàng [48].

Bảng 1.2. Một số thử nghiệm lâm sàng của BNCT trên thế giới

Giai

Hợp chất

Mở

Số bệnh

đoạn lâm

Quốc gia

Bệnh

Năm

bor

nhân

hộp sọ

sàng

BSH/BPA Astrocytomas Có

207

Nhật

Bản

BPA

Melanoma

Có

I/II

BPA-F

GBM

Không

Mỹ-BNL

Mỹ-

GBM/

MIT/

BPA-F

Không

Melanoma

Harvard

Hà Lan

BSH

GBM

Không

Phần

BPA

GBM

Không

Lan

Cho đến ngày nay, chỉ có hai hợp chất của bor được sử dụng lâm sàng

trong BNCT là BSH và BPA [68]. Công thức cấu tạo của hai hợp chất này được

thể hiện trong Hình 1.3.

Hình 1.3. Công thức cấu tạo của BSH và BPA

1.3. Hệ số KERMA nơtrôn trong mô

Cũng giống như những ứng dụng khác của chùm bức xạ ion hóa trong y

học, phép đo liều của chùm nơtrôn là rất quan trọng để đạt được kết quả điều trị

mong muốn. Vì nơtrôn là hạt ion hóa gián tiếp, chúng được phát hiện bằng cách

đo các hạt ion hóa đã sinh ra trong vật liệu hấp thụ do tương tác của nơtrôn với

vật liệu. Các phản ứng hạt nhân phổ biến nhất là (n, α), (n, p) và (n, γ) và các

detector phổ biến được sử dụng để ghi nhận nơtrôn là: buồng ion hóa chứa khí,

detector nhấp nháy, detector nhiệt phát quang và detector vết.

1.3.1. Tiết diện tương tác của nơtrôn

Trong vật lý hạt nhân, khái niệm tiết diện tương tác của nơtrôn (hay gọi tắt

là tiết diện nơtrôn) là đại lượng biểu thị xác suất phản ứng giữa nơtrôn với vật

chất [3, 42]. Để hiểu khái niệm tiết diện nơtrôn, người ta khảo sát chùm nơtrôn

song song và đơn năng chiếu tới một bia mỏng có diện tích bề mặt (A), bề dày

(x), chứa N nguyên tử/cm3 (Hình 1.4) [50].

Hình 1.4. Mô tả tiết diện tương tác của nơtrôn

Cường độ của chùm nơtrôn tới được mô tả bởi số nơtrôn trên đơn vị thể

tích (n), và vận tốc của chúng (v). Mối liên hệ này được biểu diễn như sau:

(1.1) v.n I 0 =

Số hạt nhân trong bia:

x.A.NN t =

(1.2)

Số nơtrôn va chạm với các hạt nhân trong bia tỷ lệ với cường độ của chùm

nơtrôn và với số hạt nhân trong bia. Vì vậy, số nơtrôn va chạm với hạt nhân

trong bia trong 1 giây là:

0σ=

(1.3) w x.A.N.I.

0I.σ biểu thị cho số nơtrôn va chạm với một hạt nhân trong bia

trong đó, tích số

trong 1 đơn vị thời gian, và σ được gọi là tiết diện vi mô (hiệu dụng). Đơn vị

của tiết diện vi mô là barn (kí hiệu là b).

Tiết diện nơtrôn là một hàm theo năng lượng của nơtrôn và bản chất của

các hạt nhân trong bia. Tiết diện này phụ thuộc nhiều vào năng lượng của nơtrôn

tới, loại hạt nhân mà nó tương tác và loại phản ứng xảy ra. Có 2 loại tiết diện

được định nghĩa là tổng của hai loại tiết diện trên. Hình 1.5 thể hiện 2 loại tương

tương tác là tiết diện tán xạ và tiết diện hấp thụ. Tiết diện toàn phần của nơtrôn

Trước phản ứng

Trạng thái trung gian

Sau phản ứng

tác của nơtrôn với hạt nhân bia.

Tán xạ:

σel, σin

Hấp thụ:

σc, σp, σα, σf.

Nơtrôn

Hạt nhân

Hạt nhân hợp phần

Hình 1.5. Hai loại tương tác của nơtrôn với hạt nhân bia

Tổng của tất cả các tiết diện nơtrôn đối với mỗi loại phản ứng được gọi là

σ+σ+σ+σ+σ+σ=σ+σ=σ

tiết diện toàn phần và được diễn tả bởi biểu thức:

(1.4)

trong đó, σel là tiết diện tán xạ đàn hồi (n, n), σin là tiết diện tán xạ không đàn

hồi (n, n’); σc là tiết diện bắt bức xạ (n, γ), σp là tiết diện phản ứng (n, p), σα là

tiết diện phản ứng (n, α), σf là tiết diện phản ứng phân hạch (n, f).

Trong phương pháp BNCT, tiết diện hấp thụ được quan tâm nhất đối với

nơtrôn nhiệt là σα đối với nguyên tố bor, σp đối với nguyên tố nitơ và σc đối với

nguyên tố hydro. Trong đó, 99 % của sự ion hóa xảy ra trong mô được hình

thành từ phản ứng bắt chỉ do 3 nguyên tố: bor, nitơ và hydro [32].

1.3.2. Hệ số KERMA nơtrôn trong mô

Trường nơtrôn thường được mô tả trong thuật ngữ thông lượng φ(E), khi

một chùm nơtrôn đơn năng tương tác với một hạt nhân trong mô thì tổng động

năng ban đầu của tất cả các hạt mang điện được sinh ra do các bức xạ ion hóa

gián tiếp (ở đây là nơtrôn) trong thể tích nguyên tố của mô (Kinetic Energy

(1.5)

×σ=

N m

 E Φ×× 

  

trong đó, σ là tiết diện nơtrôn,

là số hạt nhân của đồng vị quan tâm có

tN m

  

  

trong 1 đơn vị khối lượng mô (tính cho 1 g mô), và E là năng lượng tỏa ra của

phản ứng.

của các nguyên tố và hợp chất đối với

Hệ số KERMA,

×σ

  

N t ×  m 

nơtrôn có năng lượng nhỏ hơn 30 MeV đã được báo cáo bởi Caswell và cộng sự

[28, 29]. Bảng 1.3 liệt kê hệ số KERMA đối với nơtrôn nhiệt (KERMA nơtrôn)

của các nguyên tố có trong mô.

Bảng 1.3. Hệ số KERMA đối với nơtrôn nhiệt của các nguyên tố có

trong mô

TT Nguyên tố

Con. (%)

KF (Gy.cm2)

Tỷ lệ (%)

10,7

4,49E-15

2,49

14,5

3,49E-18

0,00

2,2

1,73E-13

95,67

71,2

2,53E-19

0,00

Released per unit Mass – KERMA), được xác định bởi biểu thức [28, 29, 72]:

Con. (%)

KF (Gy.cm2)

Tỷ lệ (%)

TT Nguyên tố

0,2

1,88E-18

0,00

0,4

1,48E-18

0,00

0,2

2,90E-17

0,02

0,3

1,96E-15

1,08

0,3

1,32E-15

0,73

Như vậy, tỷ lệ đóng góp KERMA nơtrôn của 2 nguyên tố hydro và nitơ là

chủ yếu trong mô (chiếm 98,2 %). Do đó, khi tính KERMA nơtrôn trong mô,

chúng ta có thể chỉ cần tính KERMA nơtrôn của nitơ hoặc tính thêm KERMA

nơtrôn của hydro. Hình ảnh tương quan giữa các hệ số KERMA nơtrôn của các

nguyên tố trong mô được thể hiện trong Hình 1.6 [13].

)

m c . y G

(

A M R E K

Năng lượng nơtrôn (MeV)

Hình 1.6. Mối liên hệ giữa KERMA và năng lượng của nơtrôn

cho một số nguyên tố trong mô

Hình 1.6 cho thấy rằng, trong khoảng năng lượng từ 10-10 MeV đến 10-

5 MeV của nơtrôn, hệ số KERMA nơtrôn của nguyên tố 14N xấp xỉ bằng hệ số

KERMA nơtrôn toàn phần của các nguyên tố khác trong mô. Điều này chứng tỏ,

tỷ lệ đóng góp KERMA nơtrôn (95,67 %) của 14N đã liệt kê trong Bảng 1.3 là

phù hợp.

1.4. Lý thuyết tính liều hấp thụ trong BNCT

1.4.1. Liều hấp thụ và đơn vị đo

Bức xạ có khả năng gây tổn hại cho vật liệu tiếp xúc với nó thông qua

những quá trình khác nhau [8]. Sự tổn hại này phụ thuộc vào lượng bức xạ mà

vật liệu đã hấp thụ. Trong y học hạt nhân, tính toán liều bức xạ thường được

thực hiện để giảm thiểu những ảnh hưởng có hại của bức xạ. Bởi vì lượng bức

xạ là một hệ số quan trọng trong việc định lượng sai hỏng có thể xảy ra đối với

vật liệu, vì vậy các thuật ngữ chiếu xạ và liều bức xạ đã được đưa ra.

Liều bức xạ liên quan tới năng lượng đã được hấp thụ trong vật chất (mô).

Tuy nhiên ảnh hưởng sinh học của bức xạ không chỉ phụ thuộc vào năng lượng

được hấp thụ trong mô mà còn phụ thuộc vào cách thức mà năng lượng đó bị

hấp thụ [8].

Liều hấp thụ là năng lượng trung bình dE mà bức xạ truyền cho vật chất ở

trong một thể tích nguyên tố chia cho khối lượng của vật chất dm chứa trong thể

tích đó [8, 30, 49].

D =

(1.6)

dE dm

trong đó, đơn vị đo liều hấp thụ là Gray (1 Gy = 1 J/kg)

Để đánh giá mức độ nguy hiểm của một loại bức xạ đối với mô, người ta sử

dụng liều tương đương, liều này được tính bởi công thức [8, 30, 89]:

(1.7)

HT = D x WR

trong đó, đơn vị đo liều tương đương là Silvơ (Sv); và WR là trọng số bức xạ.

Trọng số của một số loại bức xạ được trình bày trong Bảng 1.4 [49].

Bảng 1.4. Bảng trọng số bức xạ

Loại bức xạ

Gamma

Electron và muon

Proton và hạt tích điện pion

Hạt alpha, mảnh phân hạch, hạt

nhân nặng

Hàm liên tục

Nơtrôn

theo năng lượng

1.4.2. Các thành phần liều trong BNCT

Trong BNCT các liều chiếu xạ gây ra bởi nơtrôn phụ thuộc nhiều vào hàm

lượng của 10B trong khối u và trong mô. Chùm nơtrôn sử dụng trong BNCT luôn

luôn tồn tại các tia gamma tạo ra trong các vật liệu dẫn dòng nơtrôn cũng như từ

vùng hoạt của LPƯ. Ngoài ra, trong khối u và mô không chỉ có nguyên tố 10B

được tập trung tại đó mà còn có các nguyên tố khác tồn tại trong mô như: nitơ,

hydro, v.v...

Do vậy, trong quá trình xạ trị với BNCT có 4 thành phần liều hấp thụ

thường quan tâm đó là: (i) liều bor; (ii) liều nơtrôn nhiệt; (iii) liều nơtrôn nhanh;

và (iv) liều gamma (Dγ) [20, 31, 41, 45, 56, 70, 77].

được thể hiện như sau:

B(n,

α)

(i) Liều bor (DB): sinh ra từ phản ứng

(0,478

MeV)

2,31

(MeV)

(94%)

(0,025

1 nB +

〈→ B eV)

He 4

Li 7

2,79

(MeV)

(6%)

Sau khi bắt một nơtrôn nhiệt, 10B hình thành hạt nhân không bền 11B*, hạt

nhân này phân rã trong thời gian khoảng 10-15 giây tạo thành các hạt nhân 4He

và 7Li. Tuy nhiên, 94% hạt nhân 11B* sẽ phân rã thành hạt nhân 7Li* ở trạng thái

kích thích không bền, hạt nhân này giải phóng tia gamma có năng lượng

0,478 MeV để giảm kích thích và trở thành hạt nhân 7Li. Quá trình này được thể

hiện trong một sơ đồ mức năng lượng (Hình 1.7).

Hình 1.7. Sơ đồ mức năng lượng phân rã của hạt nhân 11B*

Cả hai hạt nặng tích điện (4He và 7Li) có LET cao đã được tạo ra từ phản ứng bắt nơtrôn của 10B sẽ truyền toàn bộ năng lượng của chúng để phá hủy trực tiếp tế bào chứa hạt nhân 10B. Ngược lại, tia gamma năng lượng 0,478 MeV có

quãng chạy tự do trung bình lớn và tạo ra liều rất bé trong BNCT [13, 41].

Liều bor được tính bởi công thức [5, 30, 37, 45, 53, 55, 80]:

−

(1.8)

1,6

Qσ

Φ××

trong đó:

1 kg mô;

năng lượng giải phóng từ phản ứng (= 2,31 MeV); và

BD là liều hấp thụ gây ra bởi bor (Gy); BC là số nguyên tử bor có trong Bσ là tiết diện hấp thụ nơtrôn nhiệt của bor (= 3837×10-24 cm2); Q là thΦ là dòng nơtrôn nhiệt

(n.cm-2).

Trong BNCT, khi tính liều người ta thường sử dụng khái niệm dòng nơtrôn

nhiệt (

thΦ ) thay cho khái niệm thông lượng nơtrôn nhiệt (

thφ ) [9, 51, 67]. Mối

liên hệ giữa hai đại lượng này được tính như sau:

(1.9)

×φ=Φ

với t là thời gian có đơn vị là giây.

Kết hợp với hệ số KERMA nơtrôn đối với hạt nhân 10B và hàm lượng 10B

trong khối u được sử dụng tính theo ppm, phương trình (1.8) được viết lại như

−

43,7

Φ×

(1.10)

trong đó, giá trị 7,43×10-14 là hệ số KERMA của bor đối với nơtrôn nhiệt tính

theo đơn vị ppm của hàm lượng bor trong mô [9, 51, 67, 77], CB là hàm lượng

của 10B tính bằng đơn vị (ppm) [9, 45, 51, 67, 77].

. Khi nitơ bắt

Cp) N(n,

(ii) Liều nơtrôn nhiệt (DN): sinh ra từ phản ứng

một nơtrôn nhiệt, năng lượng giải phóng trong phản ứng được hấp thụ tại chỗ

[13]. Hình 1.8 minh họa phản ứng bắt nơtrôn nhiệt bởi hạt nhân 14N.

14C

14N

Nơtrôn nhiệt

% trong não bình thường = 2,2 σa = 1,7 barn Q = 0,626 MeV

Hình 1.8. Minh họa phản ứng của 14N với nơtrôn nhiệt

MeV

+→+

0,626 +

Tiết diện hấp thụ nơtrôn nhiệt của 14N là 1,7 barn, thấp hơn 10B ba bậc.

Trong mô não bình thường, hàm lượng 14N chiếm khoảng 2%, khi 14N bắt một

nơtrôn nhiệt sẽ giải phóng năng lượng khoảng 0,626 MeV. Phản ứng bắt nơtrôn

này là cơ chế chiếm ưu thế bởi các nơtrôn nhiệt có đóng góp liều hấp thụ cục bộ

trong mô bình thường [5, 30, 37, 53, 80]. Liều nơtrôn nhiệt được tính theo công

thức:

−

(1.11)

1,6

Q Φ××

trong đó:

ND là liều hấp thụ gây ra bởi nơtrôn nhiệt (Gy);

NC là số nguyên tử

nitơ có trong 1 kg mô (= 1,49×1024 nguyên tử/kg);

Nσ là tiết diện hấp thụ nơtrôn

nhiệt của nitơ (= 1,81×10-24 cm2); Q là năng lượng giải phóng từ phản ứng (= 0,626 MeV).

Kết hợp với hệ số KERMA nơtrôn đối với hạt nhân 14N trong Bảng 1.3, tiết

diện phản ứng trong Bảng 1.1 và hàm lượng nitơ trong Bảng 1.3, phương trình

(1.11) được viết lại như sau:

−

(1.12)

78,6

Φ×

trong đó, giá trị 6,78×10-14 là hệ số KERMA của nitơ đối với nơtrôn nhiệt tính

theo đơn vị (%) của hàm lượng nitơ trong mô [9, 51, 67, 77], CN là hàm lượng

của 14N tính bằng đơn vị (%).

(iii) Liều nơtrôn nhanh (Df): sinh ra từ các proton giật lùi giải phóng trong

tán xạ đàn hồi xảy ra khi nơtrôn nhanh tương tác với hydro theo phản ứng

[13]. Hình 1.9 minh họa phản ứng tán xạ đàn hồi giữa nơtrôn nhanh

H)n H(n,

và hạt nhân 1H.

Tán xạ đàn hồi

Nơtrôn nhanh

% trong não bình thường = 10,7 σs = 20,5 barn

Hình 1.9. Minh họa phản ứng của 1H với nơtrôn nhanh

Chùm nơtrôn nhiệt được sử dụng để chiếu xạ khu vực giải phẫu để cung cấp các nơtrôn nhiệt cho phản ứng bắt bởi các hạt nhân 10B, tuy nhiên luôn tồn

tại một thành phần nơtrôn nhanh nhất định với các nơtrôn nhanh (En > 10 keV).

Các nơtrôn nhanh này không giống như các nơtrôn có năng lượng thấp hơn,

chúng không bị hấp thụ lúc đầu khi tương tác trong mô mà chủ yếu là tán xạ và bị nhiệt hóa trong những va chạm với 1H để đóng góp liều chủ yếu thông qua

các proton giật lùi được tạo ra có LET cao [5, 30, 37, 53, 80]. Liều nơtrôn nhanh

được tính bởi công thức:

−

(1.13)

1,6

×Φ×

trong đó:

fD là liều hấp thụ gây ra bởi nơtrôn nhanh (Gy);

fE là năng lượng của

nơtrôn nhanh (MeV);

sHσ là tiết diện tán xạ đàn hồi của nơtrôn nhiệt với hydro,

fΦ là dòng nơtrôn nhanh (n.cm-2);

,= 50

CH là số nguyên tử hydro có trong 1 kg mô; và

là hệ số hấp thụ trong mô đối với nơtrôn nhanh [30, 55].

(iv) Liều gamma (

γD ): sinh ra do các tia gamma hình thành trong phản

ứng

H(n,

Hγ)

và các tia gamma lẫn trong chùm nơtrôn tới (thông qua các

tương tác của dòng nơtrôn hoặc từ vùng hoạt của LPƯ). Liều gamma trong mô

có kết quả chủ yếu khi hydro trong mô hấp thụ các nơtrôn nhiệt theo phản ứng

[13]. Hình 1.10 minh họa phản ứng bắt nơtrôn nhiệt bởi hạt nhân 1H.

H(n,

Hγ)

Nơtrôn nhiệt

Eγ = 2,22 MeV

% trong não bình thường = 10,7 σa = 0,33 barn Q = 2,22 MeV

Hình 1.10. Minh họa phản ứng của 1H với nơtrôn nhiệt

2 H

2,22MeV ++→+

Để tính toán liều gamma, liều gamma thường được chia ra 2 thành phần:

gamma lẫn trong chùm nơtrôn tới và gamma sinh ra trong các phản ứng bắt

nơtrôn nhiệt của bor và hydro. Tuy nhiên, sự đóng góp liên quan đến các gamma

tới có LET thấp và thường là nhỏ trong trường hợp chùm nơtrôn được thiết kế

tốt [10, 13]. Hơn nữa, các tia gamma bị hấp thụ rất ít trong mô. Stabin [86] đã

tính hệ số hấp thụ theo năng lượng tia gamma trong một số thể tích khác nhau,

và được liệt kê trong Bảng 1.5

Bảng 1.5. Hệ số hấp thụ theo năng lượng tia gamma trong mô

γf

V (cm3)

(0,364 MeV)

(0,662 MeV)

(2,75 MeV)

(1,46 MeV)

0,015

0,014

0,009

0,004

Hệ số hấp thụ các tia gamma có năng lượng 0,478 MeV và 2,22 MeV sinh

ra từ các phản ứng của nơtrôn nhiệt trong mô cần quan tâm và được suy ra từ

việc làm khớp dữ liệu trong Bảng 1.5. Đường khớp dữ liệu trong Bảng 1.5 được

thể hiện trong Hình 1.11.

0.016

0.014

0.012

0.010

0.008

0.006

a m m a g g n ợ ư l g n ă n ụ h t p ấ h ố s ệ H

R2 = 0,998

0.004

0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

2.5

3.0

Năng lượng (MeV)

Hình 1.11. Hệ số hấp thụ năng lượng tia gamma trong mô

Trên cơ sở của đường khớp dữ liệu trong Hình 1.11, sẽ suy ra được hệ số

hấp thụ theo năng lượng của các tia gamma 0,478 MeV và 2,22 MeV. Các giá trị

này được trình bày trong Bảng 1.6.

Bảng 1.6. Hệ số hấp thụ theo năng lượng của các tia gamma 0,478

MeV và 2,22 MeV trong mô

(0,478 MeV)

(2,22 MeV)

V (cm3)

γf

0,0144

0,0062

• Liều hấp thụ gây ra bởi gamma sinh ra trong phản ứng trên được tính

theo công thức [5, 30, 37, 53, 80]:

−

(1.14)

1,6

(2,22)

)22,2(

×Φ× th

)22,2(

trong đó:

là liều hấp thụ gây ra bởi tia gamma có năng lượng 2,22 MeV

(2,22)

D γ

trong khối u (Gy);

HC là số nguyên tử hydro có trong 1 g mô (= 60×1021 nguyên

là

)22,2(E γ

tử/g); Hσ là tiết diện hấp thụ nơtrôn nhiệt của hydro (= 0,33×10-24 cm2);

278

là hệ số hấp thụ toàn

năng lượng của tia gamma (= 2,22 MeV);

)22,2(

thân đối với tia gamma có năng lượng (= 2,22 MeV) [10, 55].

Kết hợp với hàm lượng của 1H trong Bảng 1.3, tiết diện hấp thụ của 1H

trong Bảng 1.1, và hệ số hấp thụ gamma trong Bảng 1.6, phương trình (1.14)

được viết lại như sau:

−

(1.15)

0,1

Φ×

(2,22)

trong đó, giá trị 1,0×10-14 là hệ số KERMA của tia gamma năng lượng

2,22 MeV đối với thể tích được chiếu xạ.

• Liều hấp thụ gây ra bởi tia gamma năng lượng 478 keV khi hạt nhân

7 Li giải năng lượng kích thích, được tính theo công thức:

−

(1.16)

1,6

×Φ×

(0,478)

,0(

478

)

,0(

478

)

trong đó:

là liều hấp thụ gây ra bởi tia gamma có năng lượng 0,478 MeV

(0,478)

D γ

trong khối u (Gy);

BC là số nguyên tử bor có trong 1 kg mô;

Bσ là tiết diện hấp

là năng lượng của tia

thụ nơtrôn nhiệt của bor (= 3837×10-24 cm2);

478

)

,0(E γ

gamma (= 0,478 MeV);

478

)

,0(f γ

là hệ số hấp thụ trong thể tích chiếu xạ của tia

gamma có năng lượng 0,478 MeV.

Tương tự như phương trình (1.14), phương trình (1.16) được viết lại như

−

(1.17)

0,1

Φ×

(0,478)

trong đó, giá trị 1,0×10-16 là hệ số KERMA của gamma 0,478 MeV toàn bộ cơ

thể, tính cho 1 đơn vị ppm của hàm lượng bor.

1.4.3. Liều hấp thụ toàn phần trong BNCT

Từ các phương trình 1.10, 1.12, 1.15 và 1.17 có thể thấy rằng, hệ số nhân

trong các phương trình 1.15 và 1.17 nhỏ hơn hệ số nhân trong các phương trình

1.10 và 1.12 tương ứng khoảng 10 và 100 lần. Mặt khác, trọng số bức xạ của

gamma nhỏ hơn trọng số bức xạ của các hạt nặng tích điện khoảng 20 lần

(Bảng 1.4), nên liều hấp thụ trong phương pháp BNCT thường chỉ quan tâm đến

hai thành phần liều gây ra bởi phản ứng bắt nơtrôn nhiệt bởi 10B và 14N trong mô

[51, 67, 77].

−

(1.18)

C43,7(D

)C78,6 ×

Φ×

trong đó D (Gy) là liều hấp thụ trong BNCT.

Như đã trình bày ở trên, mặc dù trong BNCT có 4 thành phần liều đóng

góp trong quá trình xạ trị nhưng chỉ có 2 thành phần liều có đóng góp chủ yếu

là: liều bor và liều nitơ. Hai thành phần liều này phụ thuộc nhiều vào hàm lượng

của bor và thông lượng nơtrôn nhiệt chiếu tới. Do đó, trong quá trình tính toán

liều hấp thụ của liệu pháp BNCT, có thể chỉ cần tính liều hấp thụ một cách gần

đúng theo phương trình (1.18).

1.5. Các thành phần trong mô hình nghiên cứu BNCT trên thế giới

1.5.1. Dòng nơtrôn phin lọc

Trong lịch sử, nguồn nơtrôn sử dụng cho BNCT thường được tạo ra từ cột

nhiệt hoặc kênh ngang của LPƯ [17, 23, 58]. Có hai phương pháp để tạo ra

chùm nơtrôn có thông lượng phù hợp tại vị trí điều trị bên ngoài của một LPƯ

nơtrôn nhiệt [18]. Đó là, (i) sắp xếp lại các vật liệu che chắn (dịch phổ) [12, 18,

19] hoặc (ii) sử dụng phin lọc nơtrôn, phương pháp này được sử dụng phổ biến

để tạo ra chùm nơtrôn đơn năng không chỉ cho BNCT mà còn cho nhiều mục

đích nghiên cứu khác [4, 19].

Kỹ thuật phin lọc nơtrôn trên cơ sở các kênh ngang dẫn dòng nơtrôn từ

LPƯ có ưu điểm là cho phép người sử dụng nhận được dòng nơtrôn đơn năng và

có cường độ tương đối cao so với các kỹ thuật khác. Ngoài ra, các dòng nơtrôn

phin lọc từ LPƯ còn có phông gamma thấp và được chuNn trực rất tốt (đường

kính của chùm cỡ 4 - 40 mm). Vì vậy, chùm nơtrôn phin lọc thường được sử

dụng trong nhiều lĩnh vực nghiên cứu: đo đạc số liệu hạt nhân, nghiên cứu phản

ứng hạt nhân, y học hạt nhân, v.v...[4]. Trong đó, các phin lọc đơn tinh thể kết

hợp Si và Bi hoặc Sapphire và Bi thường được sử dụng để tạo ra dòng nơtrôn

nhiệt, ngoài ra đơn tinh thể Bi còn có tác dụng làm giảm bức xạ gamma [4, 24,

27, 57, 59, 64].

Nguyên lý cơ bản của kỹ thuật phin lọc nơtrôn nhiệt là sử dụng một lượng

đủ lớn các vật liệu dạng đơn tinh thể có phân bố cực tiểu trong tiết diện hấp thụ

nơtrôn toàn phần trong vùng năng lượng lân cận nơtrôn nhiệt En = 0,0253 eV.

Do vậy khi cho chùm nơtrôn từ LPƯ truyền qua tổ hợp vật liệu đơn tinh thể này

thì sẽ nhận được một dòng nơtrôn có thành phần thông lượng nơtrôn nhiệt cao

[4, 27, 64], tỷ số nơtrôn nhiệt trên nơtrôn nhanh có thể đạt giá trị từ 300 đến

700 lần [4]. Các Hình 1.12 và 1.13 thể hiện các cực tiểu của tiết diện hấp thụ

toàn phần của đơn tinh thể Si và Bi đối với nơtrôn [4].

Hình 1.12. Tiết diện toàn phần của nơtrôn đối với đơn tinh thể Si

Hình 1.13. Tiết diện toàn phần của nơtrôn đối với đơn tinh thể Bi

Các Hình 1.12 và Hình 1.13 cho thấy rằng, đơn tinh thể Si có tiết diện toàn phần cực tiểu đối với nơtrôn nhiệt có năng lượng khoảng 1×10-2 eV; và đối với đơn tinh thể Bi thì tiết diện này xảy ra với nơtrôn nhiệt có năng lượng khoảng 7×10-4 eV. Vì vậy, các đơn tinh thể Si và Bi thường được sử dụng để tạo ra (dưới dạng phin lọc) các dòng nơtrôn thuần nhiệt. Ngoài ra, đơn tinh thể Bi còn có tác dụng làm giảm các tia gamma lẫn trong dòng nơtrôn từ vùng hoạt của LPƯ, cũng như các tia gamma thứ cấp sinh ra từ phin lọc đơn tinh thể Si. Một số LPƯ tạo ra dòng nơtrôn nhiệt bằng các phin lọc đơn tinh thể Si và Bi, được trình bày trong Bảng 1.7.

Bảng 1.7. Một số LPƯ tạo ra dòng nơtrôn nhiệt bằng các phin lọc đơn

tinh thể Si và Bi

Chiều dài phin lọc (cm)

LPƯ

(MW)

MURR [24]

HANARO [27]

Mối liên hệ giữa phổ trước phin lọc và phổ sau phin lọc được thể hiện qua

phương trình [3, 4]:

)E(

).E(

exp

)E(

Φ=

−

(1.19)

∑

  

  

dE)E(

(1.20)

dE)E(

−

∫ Φ = MeV ∫ Φ eV

trong đó: Φo(E) là phổ thông lượng nơtrôn tạo thành sau phin lọc, Φi (E) là phổ

thông lượng nơtrôn từ LPƯ tại vị trí trước phin lọc, ρk là mật độ hạt nhân của

thành phần phin lọc thứ k (số hạt nhân.cm-3), dk là chiều dài của thành phần phin

lọc thứ k (cm), σtk(E) là tiết diện nơtrôn toàn phần của vật liệu thứ k, E là năng

lượng nơtrôn, I là cường độ tương đối (độ sạch) của đỉnh phổ đơn năng, El và Eh

là cận dưới và cận trên của đỉnh phổ năng lượng chính. Bảng 1.8 liệt kê một số

LPƯ sử dụng phin lọc để tạo ra dòng nơtrôn sử dụng cho BNCT.

Bảng 1.8. Một số LPƯ sử dụng phin lọc để tạo ra dòng nơtrôn sử

dụng cho BNCT

Quốc gia P(MW)

Vị trí Dòng nơtrôn

LPƯ

BMRR

Trên nhiệt

Mỹ

Cột nhiệt

Al, Al2O3 và Bi

[48]

MITR

Al và Teflon

Trên nhiệt

Mỹ

Kênh ngang

[75]

WSU

Trên nhiệt

Mỹ

Cột nhiệt

AlF3, Al, LiF và Bi

[71]

JRR-4

3,5

Nhật Bản

D2O, Graphit, Bi và Cd

Cột nhiệt

Nhiệt và/ Trên nhiệt

[69]

MuITR

0,1

Graphit và Bi

Nhiệt

Nhật Bản

Cột nhiệt

[58]

TRR

Nhiệt/Trên

Graphit, Al

Cột

Iran

nhiệt

và Bi

[52]

FiR-1

Cột

Phần

0,25

Trên nhiệt

Lan

AlF3, Al, LiF và Bi

nhiệt

[16]

HFR

Hà Lan

Trên nhiệt

Cột nhiệt

Cd, Al, Ti, S và Ar

[61]

HANARO

Kênh

Hàn

Si và Bi

Nhiệt

ngang

[63, 64]

Quốc

Từ dữ liệu trong Bảng 1.8, có thể nhận xét rằng: để tạo ra dòng nơtrôn cho

BNCT, hầu hết các LPƯ sử dụng cột nhiệt để tạo ra các dòng nơtrôn nhiệt và

trên nhiệt bằng kỹ thuật dịch phổ (shift), còn kỹ thuật phin lọc thường được sử

dụng để tạo dòng nơtrôn nhiệt và trên nhiệt qua các kênh dẫn dòng nơtrôn nằm

ngang của LPƯ. Vì vậy, kênh ngang số 2 của LPƯ Đà Lạt (CN2DR) đã được

thiết kế cho nghiên cứu BNCT và kỹ thuật phin lọc đã được sử dụng để nâng cao

giá trị thông lượng nơtrôn nhiệt cũng như đảm bảo suất liều gamma cho phép tại

vị trí chiếu mẫu phía ngoài của kênh.

Hình 1.14 thể hiện mặt cắt ngang của kênh ngang, vị trí và hình dạng tổ

hợp phin lọc đơn tinh thể Si và Bi để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt sử dụng cho

BNCT tại LPƯ HANARO.

Polycrystalline Bi

Vùng hoạt LPƯ

Borated polyethylene

Nước

Đơn tinh thể Si

Đơn tinh thể Bi

Polyethylene

Chì

Che chắn sinh học

Hình 1.14. Mặt cắt ngang của kênh ngang và tổ hợp phin lọc tại

LPƯ HANARO để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt

Hình 1.15 thể hiện mặt cắt đứng của vùng hoạt, cột nhiệt , vị trí và hình

dạng tổ hợp phin lọc D2O, Graphit, Bi và Cd để tạo ra các dòng nơtrôn nhiệt/trên

nhiệt sử dụng cho BNCT tại LPƯ số 4 của Nhật Bản (JRR-4).

Hình 1.15. Mặt cắt đứng của vùng hoạt, cột nhiệt và tổ hợp phin

lọc tại LPƯ JRR-4 để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt/trên nhiệt

Hình 1.16 thể hiện sự phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước ở các chế độ dòng nơtrôn khác nhau tại LPƯ JRR-4 [67, 77]. Ở chế độ nhiệt, thông lượng nơtrôn đạt cực đại khoảng dưới 5 mm còn ở chế độ trên nhiệt thông lượng nơtrôn đạt cực đại ở khoảng gần 20 mm.

Hình 1.16. Phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước ở

các chế độ khác nhau tại LPƯ JRR-4

Có thể thấy từ Hình 1.16, việc tăng thông lượng nơtrôn nhiệt chiếu tới hầu như không làm tăng độ sâu của đỉnh thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom. Do đó, để tăng độ sâu của đỉnh thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom thì phải tăng năng lượng của nơtrôn chiếu tới bằng việc sử dụng nơtrôn trên nhiệt.

1.5.2. Phantom

Trước khi thực hiện các thử nghiệm lâm sàng, các nghiên cứu tiền lâm sàng

thường được tiến hành trên các mô hình (phantom). Hai chất liệu thường được sử dụng để làm phantom là nước và polyethylene [33, 91], vì mật độ của hai

chất liệu này gần tương tự như mô [91]. Hệ số KERMA nơtrôn của nước và mô được thể hiện trong Hình 1.17 [72].

Hình 1.17. So sánh hệ số KERMA nơtrôn của nước và mô

Từ dữ liệu về hệ số KERMA nơtrôn của nước và mô thể hiện trong

Hình 1.17, có thể nhận thấy rằng hệ số KERMA nơtrôn của nước và của mô là xấp xỉ bằng nhau. Do vậy, trên thế giới thông thường nước được sử dụng để thay

cho mô trong các mô hình thí nghiệm.

Phantom làm bằng polyethylene đã được sử dụng trong thực nghiệm tại:

Mỹ, Nhật Bản, Cộng hòa Séc [83, 14] và phantom làm bằng nước đã được sử dụng tại: Iran, Nhật Bản, Malaysia, v.v... [20, 69, 82, 91]. Dựa vào số liệu của thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom, bằng việc sử dụng hệ số KERMA nơtrôn và hàm lượng của 10B, sẽ tính được liều hấp thụ tại vị trí quan tâm [62, 77]. Bảng 1.9 liệt kê một số hình dạng và chất liệu của phantom đã được sử dụng trong nghiên cứu BNCT tại một số LPƯ trên thế giới.

Bảng 1.9. Một số phantom nước sử dụng trong nghiên cứu BNCT trên

thế giới

Vỏ ngoài

LPƯ

Quốc gia Hình dạng

V (cm3)

(độ dày-cm)

JRR-4

Polyethylene

8150

Nhật Bản

Trụ

[91]

(0,3)

TRR

Acrylic

Iran

2300

Cầu

[20]

(-)

Puspati

Perspex

Malaysia

Chữ nhật

8000

[82]

(0,5)

Các Hình 1.18 và 1.19 thể hiện hình ảnh của phantom nước đã được sử

dụng trong nghiên cứu BNCT ở Iran và Malaysia.

Hình 1.18. Phantom nước tại LPƯ TRR (Iran)

Hình 1.19. Phantom nước tại LPƯ TRIGA (Malaysia)

1.5.3. Xác định thông lượng nơtrôn nhiệt bằng kỹ thuật NAA

Trong nghiên cứu BNCT, phương pháp kích hoạt nơtrôn thường được sử dụng để xác định thông lượng nơtrôn nhiệt và hàm lượng bor. Trong đó, thông lượng nơtrôn nhiệt được xác định bằng kỹ thuật NAA, và hàm lượng 10B được xác định bằng kỹ thuật PGNAA [65, 77, 83].

Cơ sở của phương pháp kích hoạt nơtrôn là phản ứng của các nơtrôn với hạt nhân nguyên tử. Quan trọng nhất trong phương pháp này là phản ứng bắt nơtrôn (n, γ). Trong đó, hạt nhân bia (X) hấp thụ một nơtrôn (Hình 1.20), sản phNm tạo ra là một hạt nhân phóng xạ với cùng số nguyên tử Z nhưng có khối lượng nguyên tử A tăng lên một đơn vị và phát tia gamma đặc trưng, quá trình này được biểu diễn bởi phương trình phản ứng [6]:

γX

→+

)

1 nX 0

1A + Z

A Z

1A + +→ Z

( trong đó: A là số khối và Z là số điện tích của hạt nhân bia; ký hiệu (*) trong quá trình trên biểu diễn hạt nhân hợp phần ở giai đoạn trung gian.

Hình 1.20. Sơ đồ minh họa quá trình tương tác của nơtrôn với hạt nhân

bia trong phân tích kích hoạt nơtrôn

Mỗi nguyên tố tồn tại trong tự nhiên được đặc trưng bởi các thông số như:

Khối lượng nguyên tử (M), độ phổ biến đồng vị (θ), tiết diện bắt nơtrôn nhiệt

(σ), v.v… Khi nơtrôn có năng lượng thấp tương tác với hạt nhân bia qua quá

trình tán xạ không đàn hồi, một hạt nhân hợp phần trung gian ở trạng thái kích thích được tạo ra. Hầu hết các hạt nhân hợp phần đều có khuynh hướng trở về trạng thái cân bằng hơn bằng cách phát ra tia gamma tức thời đặc trưng (trong khoảng thời gian 10-14 s). Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân bằng mới này lại tạo ra một hạt nhân phóng xạ phân rã bêta, đồng thời phát một hoặc nhiều gamma trễ đặc trưng, nhưng ở một tốc độ chậm hơn nhiều so với quá trình phát tia gamma tức thời ở trên [2].

Các tia gamma có thể được phát hiện bằng detector bán dẫn có độ phân giải năng lượng cao. Trong phổ gamma nhận được, năng lượng của đỉnh xác định sự có mặt của nguyên tố trong mẫu (định tính) và diện tích của đỉnh cho phép xác định hàm lượng của nguyên tố đó (định lượng).

Trong phương pháp kích hoạt, các nhân phóng xạ thường phân rã về các

nhân con cháu (daughter) bằng cách phát ra các hạt bêta (β) trước khi trở thành

hạt nhân bền. Các nhân con cháu được tạo ra thường là ở trạng thái kích thích và phát ra một hay nhiều tia gamma khi trở về trạng thái cơ bản. Đo các tia gamma này bằng các hệ phổ kế gamma, chúng ta sẽ thu được những thông tin cần thiết để xác định hàm lượng của những nguyên tố trong mẫu chiếu xạ.

Sơ đồ phân rã của các nhân phóng xạ sắp xếp từ đơn giản đến phức tạp. Hình 1.21 minh họa phân rã của 28Al (T1/2 = 2,24 phút), nó được tạo ra bởi việc chiếu xạ đồng vị 27Al. Hạt nhân 28Al phân rã β- để về mức kích thích 1779 keV của hạt nhân con là 28Si.

Hình 1.21. Sơ đồ phân rã và phát tia gamma của 28Al

Trong trường hợp này, việc dịch chuyển từ trạng thái kích thích về trạng

thái bền, hạt nhân 28Si phát ra một tia gamma có năng lượng 1779 keV với hiệu

suất phát là 100 % [6].

Khi đặt hạt nhân trong trường nơtrôn, nhân phóng xạ được hình thành trực

tiếp bởi phản ứng (n, γ), và giả sử không có hiệu ứng đốt cháy thì tốc độ phản

ứng R, theo quy ước Hogdahl, có thể được viết như sau [2, 3, 6]:

.GR =

. +σφ

.G φ

)(I. α

(1.21)

trong đó: σ0 là tiết diện nơtrôn nhiệt; I0 là tích phân cộng hưởng của hạt nhân

tương ứng với phân bố thông lượng nơtrôn trên nhiệt tuân theo quy luật 1/E;

eφ

là thông lượng nơtrôn trên nhiệt; Gth và Ge là hệ số hiệu chính tự che chắn của

nơtrôn nhiệt và nơtrôn trên nhiệt tương ứng.

được viết như sau:

(0 αI )

(1.22)

)(I

)eV1(

=α

1 α+

dE)E( E

∞ σ ∫ E

trong đó 1 eV biểu diễn cho năng lượng tham khảo. Hệ số α độc lập với năng

lượng nơtrôn – được xem như một thông số phổ nơtrôn – biểu diễn cho độ lệch

phân bố phổ nơtrôn trên nhiệt khỏi quy luật 1/E.

Nếu kích hoạt mẫu bằng trường nơtrôn thuần nhiệt và bỏ qua hệ số hiệu

chính tự che chắn thì tốc độ phản ứng trong mẫu liên quan với thông lượng của

nơtrôn, theo phương trình (1.21) được viết lại như sau [84]:

(1.23)

φσ=

0NR

trong đó N là số hạt nhân của nguyên tố quan tâm có trong bia mẫu.

Hoạt độ của mẫu tại thời điểm kết thúc chiếu xạ liên hệ với tốc độ phản

ứng theo phương trình:

(1.24)

λ−−

)1te1RA (

Mặt khác, hoạt độ trên còn có thể được xác định bằng hệ phổ kế theo

phương trình dưới đây:

(1.25)

t λ−

λ−

××ε

λ×× ( e1 −×

trong đó: C là số đếm của đỉnh gamma quan tâm; t1, t2 và t3 là thời gian chiếu,

thời gian rã và thời gian đo; λ là hằng số phân rã của hạt nhân hợp phần; ε là

hiệu suất ghi của detector; I là cường độ phát gamma của hạt nhân quan tâm; và

f là hệ số hiệu chỉnh cho những ảnh hưởng của tán xạ và tự che chắn nơtrôn của

mẫu chiếu.

Từ các phương trình (1.23, 1.24 và 1.25), thông lượng nơtrôn nhiệt của lá

dò đã kích hoạt có thể được xác định theo phương trình [11, 63, 64, 85]:

(1.26)

=φ

λ−

××ε

fC ( e1

λ×× ) t ×

( e1 −×

−×σ× 0

Nguồn sai số chủ yếu khi tính thông lượng nơtrôn nhiệt gây ra bởi: số đếm

đỉnh gamma quan tâm (C) và hiệu suất ghi đỉnh gamma (ε). Vì vậy, sai số tương

đối và sai số tuyệt đối của thông lượng nơtrôn nhiệt được tính bởi các công thức

(1.27) và (1.28) [1, 5]:

(1.27)

=φ

( ) 2C δ

( δε+

(1.28)

δφ×φ=φ∆

và δε tương ứng là sai số tương đối của thông lượng nơtrôn nhiệt,

ở đây δφ ,

,Cδ

của số đếm đỉnh gamma và của hiệu suất ghi đỉnh gamma tại năng lượng quan

tâm; φ∆ là sai số tuyệt đối của thông lượng nơtrôn nhiệt.

1.5.4. Xác định hàm lượng bor bằng kỹ thuật PGNAA

Kỹ thuật PGNAA được đặc trưng bởi khả năng phân tích đa nguyên tố

không phá hủy mẫu và phân tích những nguyên tố nhẹ như: H, B, C, N, v.v… là

những nguyên tố rất khó hay có thể nói là không thể phân tích được bởi phương

pháp NAA thông thường. Vì vậy, kỹ thuật PGNAA [26, 27, 57, 62, 74] đã được

sử dụng để xác định hàm lượng 10B trong các nghiên cứu BNCT từ nhiều năm

nay.

Tại LPƯ nghiên cứu của MIT, hệ PGNAA sử dụng cho BNCT có độ nhạy

3750 cps/mg [74] đối với bor tự nhiên trong nước khi sử dụng dòng nơtrôn nhiệt

có thông lượng 1,7×107 n.cm-2.s-1 ở vị trí chiếu mẫu.

Tại Nhật Bản, các phép đo hàm lượng 10B trong máu và mô não của chuột

đã được thực hiện bởi Mukai và cộng sự [62]; trong các khối u, mô, máu và tế

bào nuôi cấy tại Viện Công nghệ Musashi [57] bởi Matsumoto và Aizawa, giới

hạn phát hiện 10B của hệ PGNAA trong các thí nghiệm này là 2,5 ppm đối với

mẫu có thể tích là 1 ml và 10 ppm đối với mẫu có thể tích 0,3 ml. Một số tổ

chức khác cũng tham gia vào các dự án BNCT có sử dụng PGNAA, có thể kể

đến là: LPƯ HANARO ở Viện Nghiên cứu năng lượng nguyên tử Hàn Quốc

[26], LPƯ nghiên cứu nước nhẹ LVR-15 ở Rez, Cộng hòa Séc [44].

Tại Việt Nam, hệ PGNAA đã được đưa vào sử dụng tại kênh ngang tiếp

tuyến số 3 của LPƯ Đà Lạt từ năm 1988; tại kênh ngang xuyên tâm số 2 từ năm

2011, để phục vụ các hướng nghiên cứu phân tích kích hoạt nơtrôn đo gamma

tức thời [85].

1.5.5. Xác định liều gamma bằng TLD

Liều kế nhiệt phát quang (TLD) thích hợp để xác định liều bức xạ trong

phantom vì chúng có kích thước khá nhỏ [25, 39]. Trong BNCT, trường bức xạ

là trường hỗn hợp bao gồm nơtrôn và gamma. Việc lựa chọn các TLD để có kết

quả đáng tin cậy phụ thuộc nhiều vào các đặc điểm của từng lĩnh vực cụ thể.

TLD-700 (7LiF:Mg) chủ yếu được sử dụng để đo liều gamma trong phép

đo BNCT [15, 20, 31, 39, 64, 82], nhưng phản ứng của chúng thường bị ảnh

hưởng bởi sự đóng góp của nơtrôn nhiệt và việc loại trừ thích hợp của sự đóng

góp đó là cần thiết [15]. Tại LPƯ nghiên cứu TRR ở Tehran (Iran), Bavarnegin

và cộng sự đã sử dụng TLD-700 để đo liều gamma trong phantom nước [39].

Khi liều gamma có đóng góp chủ yếu từ các tia gamma có năng lượng

2,22 MeV, được sinh ra từ các phản ứng của nơtrôn nhiệt với hydro thì TLD-300

(CaF2:Tm) sẽ là lựa chọn tốt vì liều kế này có độ nhạy rất thấp với nơtrôn [21,

38]. Tuy nhiên, TLD-300 có sai số khá lớn khoảng 30 %. Bên cạnh đó, TLD-

900 (CaSO4:Dy) có độ nhạy cao với gamma, hiệu ứng làm mờ không đáng kể

nên có thể sử dụng được nhiều lần, có khả năng đo liều trong dải rộng từ 10-6

đến 104 Gy [92], và đang được sử dụng phổ biến tại Viện Nghiên cứu hạt nhân

Đà Lạt. Sai số của một số loại TLD được liệt kê trong Bảng 1.10 [25, 92].

Bảng 1.10. Sai số của một số loại TLD

Liều kế

Err. (%)

Vật liệu

TLD-300

CaF2:Tm

6LiF:Mg,Ti

5,1

TLD-600

7LiF:Mg,Ti

5,1

TLD-700

TLD-900

6,0

CaSO4:Dy

1.6. Sử dụng chương trình MCNP5 trong BNCT

1.6.1. Giới thiệu

MCNP5 là chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mô phỏng

các quá trình vật lí hạt nhân đối với nơtrôn, photon, electron (các quá trình phân

rã hạt nhân, tương tác giữa các tia bức xạ với vật chất, thông lượng nơtrôn,...).

MCNP5 được phát triển bởi nhóm Monte Carlo tại Trung tâm thí nghiệm quốc

gia Los Alamos (Mỹ). Trong phiên bản này, một số thành phần đã được hiệu

chỉnh và thêm vào so với các phiên bản trước như là: hiện tượng quang hạt nhân,

hiệu ứng giãn nở Doppler, khả năng tính toán song song, v.v… [90].

Đây là một công cụ tính toán rất mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển

nơtrôn, photon và electron, và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều [90]

sử dụng trong các lĩnh vực từ thiết kế LPƯ đến an toàn bức xạ và vật lý y học với các miền năng lượng của nơtrôn từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền

năng lượng photon hoặc electron từ 1 keV đến 100 MeV.

1.6.2. Cấu trúc input file và các loại đánh giá

Để tiến hành mô phỏng bằng chương trình MCNP5, trước tiên người dùng

cần phải tạo ra một file input có chứa các thông tin cần thiết của bài toán như:

mô tả hình học, vật liệu, các kết quả cần ghi nhận, các quá trình vật lý, v.v... Cấu

trúc file input của chương trình MCNP5 bao gồm 3 phần bắt buộc là: phần thẻ ô

mạng (cell cards), phần thẻ bề mặt (surface card), và phần thẻ dữ liệu (data

cards) [90].

Dòng đầu tiên trong input file chính là dòng tiêu đề (có thể bỏ trống dòng

này), tiếp theo là 3 khối bắt buộc của chương trình: khối các thẻ ô mạng (cell),

khối các thẻ bề mặt (surface) và khối các thẻ dữ liệu (data), các khối thẻ này

được cách nhau chính xác bằng 1 dòng trắng (chương trình sẽ báo lỗi nếu nhiều

hơn 1 dòng trắng).

Trong MCNP5 có nhiều loại đánh giá (tally) khác nhau. Người sử dụng có

thể dùng các tally khác nhau tùy theo mục đích, yêu cầu được đưa ra. Tally có

thể biến đổi bởi người sử dụng theo nhiều cách khác nhau. Tất cả các tally được

chuNn hóa để tính trung bình trên một hạt nguồn phát ra, ngoại trừ một vài

trường hợp đối với nguồn tới hạn. Chương trình MCNP5 có 7 loại tally [90]

được mô tả như trong Bảng 1.11.

Bảng 1.11. Các loại đánh giá trong MCNP5

Kí hiệu

Đánh giá

Loại hạt

Cường độ dòng hạt qua bề mặt.

N, P, E

Thông lượng trung bình qua một bề mặt.

N, P, E

Thông lượng trung bình qua một cell.

N, P, E

Thông lượng tại một đầu dò điểm hay vòng.

N, P

Năng lượng trung bình để lại trong cell.

N, P

Năng lượng phân hạch trung bình để lại trong cell.

Sự phân bố độ cao xung trong cell.

P, E

1.6.3. Chuyển đổi thông lượng nơtrôn và gamma sang suất liều

Để tính toán suất liều gây ra bởi nơtrôn hoặc gamma. Trong MCNP5, công

việc này được tính toán dựa trên thông lượng của nơtrôn hoặc gamma (đơn vị

của thông lượng là #.cm-2.s-1). Suất liều chuyển đổi từ thông lượng nơtrôn (n.cm-

2.s-1) và gamma (photon.cm-2.s-1) theo năng lượng của chúng đã được trình bày

bởi Seog-Guen [79]. Các suất liều chuyển đổi này được trình bày trong các Bảng

1.12 và 1.13.

Bảng 1.12. Suất liều nơtrôn được chuyển đổi từ thông lượng nơtrôn

E (MeV)

(Gy.h-1) TT

(Gy.h-1)

nD&

2,50E-08

3,67E-08

5,00E-01

9,26E-07

1,00E-07

3,67E-08

1,00E+00

1,32E-06

2,50E+00

1,25E-06

1,00E-06

4,46E-08

1,00E-05

4,54E-08

5,00E+00

1,56E-06

7,00E+00

1,47E-06

1,00E-04

4,18E-08

1,00E+01

1,47E-06

1,00E-03

3,76E-08

1,00E-02

3,56E-08

1,40E+01

2,08E-06

2,00E+01

2,27E-06

1,00E-01

2,17E-07

Ghi chú: Suất liều nơtrôn được chuyển đổi ở Bảng 1.12 chưa sử dụng trọng

số bức xạ.

Bảng 1.13. Suất liều gamma được chuyển đổi từ thông lượng gamma

(Gy.h-1)

E (MeV)

(Gy.h-1) TT

γD&

0,01

3,96E-08

1,40

2,51E-08

0,03

5,82E-09

1,80

2,99E-08

0,05

2,90E-09

2,20

3,42E-08

0,07

2,58E-09

2,60

3,82E-08

0,10

2,83E-09

2,80

4,01E-08

(Gy.h-1)

E (MeV)

(Gy.h-1) TT

E (MeV)

γD&

0,15

3,79E-09

4,41E-08

3,25

0,20

5,01E-09

4,83E-08

3,75

0,25

6,31E-09

5,23E-08

4,25

0,30

7,59E-09

5,60E-08

4,75

0,35

8,78E-09

5,80E-08

5,00

0,40

9,85E-09

6,01E-08

5,25

0,45

1,08E-08

6,37E-08

5,75

0,50

1,17E-08

6,74E-08

6,25

0,55

1,27E-08

7,11E-08

6,75

0,60

1,36E-08

7,66E-08

7,50

0,65

1,44E-08

8,77E-08

9,00

0,70

1,52E-08

1,03E-07

11,00

0,80

1,68E-08

1,18E-07

13,00

1,00

1,98E-08

1,33E-07

15,00

1.6.4. Đánh giá sai số

Sau mỗi quá trình mô phỏng bằng MCNP5, chương trình MCNP5 sẽ đưa ra

sai số tương đối, R, của các đại lượng cần được đánh giá. Sai số tương đối R

được tính theo công thức [90]:

(1.29)

S x= x

trong đó,

xS là độ lệch chuNn, và x là giá trị trung bình. Giá trị trung bình và phương sai của đại lượng x sau N quá trình mô phỏng được tính bởi công thức (1.30) và (1.31):

(1.30)

∑

1i =

1 N

(1.31)

−

{

}2 ( ) x

1 N

Sai số tương đối R cho phép người dùng đánh giá những đóng góp khác

nhau vào kết quả truy xuất của một quá trình mô phỏng. Đối với kết quả truy

xuất tốt thì R tỷ lệ nghịch với N2. Do đó để giảm R một nửa cần phải tăng số

lịch sử lên gấp 4 lần. Tuy nhiên đối với kết quả truy xuất có chiều hướng xấu thì

R có thể tăng khi số lịch sử tăng. Ý nghĩa của các giá trị sai số tương đối R được

thể hiện trong Bảng 1.14 [90].

Bảng 1.14. Ý nghĩa của giá trị sai số tương đối R trong MCNP5

Giá trị R

Ý nghĩa

> 0,5

Không có ý nghĩa

0,2 – 0,5 0,1 – 0,2 < 0,1

Có thể chấp nhận trong một vài trường hợp Chưa tin cậy hoàn toàn Tin cậy (ngoại trừ đối với detector điểm/vòng)

< 0,05

Tin cậy (đối với cả detector điểm/vòng)

Để theo dõi diễn biến của kết quả truy xuất, MCNP5 còn đưa ra tiêu chuNn

FOM (Figure Of Merit) sau mỗi lần truy xuất kết quả. Giá trị của FOM được

tính theo công thức [90]:

(1.32)

FOM

1 2= TR

trong đó, T là thời gian tính toán (đo bằng phút).

Giá trị FOM càng lớn thì quá trình mô phỏng Monte Carlo càng hiệu quả

bởi vì chỉ cần ít thời gian tính toán cũng có thể đạt được giá trị R mong muốn.

Vì vậy, việc sử dụng tiêu chuNn đánh giá FOM để kiểm tra diễn biến của kết quả

truy xuất là rất cần thiết. Giá trị của sai số tương đối R chỉ liên quan đến độ

chính xác của phương pháp Monte Carlo chứ không phải là độ chính xác của

phương pháp mô phỏng so với kết quả thực nghiệm.

Bên cạnh đó, để đánh giá độ chính xác của R, người ta sử dụng đại lượng

phương sai của phương sai (Variance Of Variance – VOV), giá trị của VOV

phải nhỏ hơn 0,1 đối với tất cả các loại Tally, và đại lượng này được tính như

sau [90]:

−

( x

)

∑

)

1i =

(1.33)

VOV

−

( SS S

1 N

−

( x

)

∑

1i =

  

  

1.6.5. Mô phỏng và tính liều hấp thụ trong BNCT

Trên thế giới, hầu hết các trung tâm nghiên cứu, trong đó có nghiên cứu

BNCT đã đề xuất kỹ thuật lập kế hoạch điều trị dựa trên phương pháp Monte

Carlo để tính toán sự phân bố các thành phần liều trong BNCT [16, 23, 24, 52,

56, 59, 64, 69-71].

Năm 1992, tại Columbia, Shih và cộng sự đã sử dụng MCNP để mô phỏng

và tính toán sự phân bố liều cho liệu pháp chữa trị bằng phản ứng bắt nơtrôn bởi

nguyên tố Gadolinium (Gadolinium Neutron Capture Therapy – GdNCT) và

BNCT [81]; tại Hà Lan, Raaijmakers và cộng sự đã sử dụng MCNP để mô

phỏng và tính toán sự phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước tại LPƯ

HFR. Kết quả của các phép đo thực nghiệm có sự phù hợp khá tốt với kết quả

tính toán bằng MCNP [73].

Một số kết quả so sánh giữa mô phỏng và thực nghiệm đối với thông lượng

nơtrôn trong phantom nước tại LPƯ HFR được thể hiện trong Hình 1.22 [73].

)

120

)

120

Thực nghiệm

100

Tại độ sâu 7cm

100

Mô phỏng

Đường trung tâm

( i ố đ g n ơ ư t n ô r t ơ n g n ợ ư l g n ô h T

0 2 4 6 8 10 12 Độ sâu trong phantom (cm)

-6 -4 -2 0 2 4 6 Khoảng cách theo bán kính (cm)

Hình 1.22. Phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước

bằng mô phỏng và thực nghiệm tại LPƯ HFR (Hà Lan)

1.6.6. Thiết kế dòng nơtrôn cho BNCT

Tại Nhật Bản, năm 1996 Matsumoto đã sử dụng MCNP để thiết kế các

dòng nơtrôn nhiệt và dòng nơtrôn trên nhiệt phục vụ cho BNCT tại lò phản ứng

TRIGA Mark II với công suất 100 kW [58]. Matsumoto đã sử dụng Graphite

làm chất làm chậm và Bi để che chắn gamma trong cột nhiệt, kết quả đạt được: thông lượng nơtrôn nhiệt là 1,5×109 n.cm-2.s-1 và tỷ số suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt là 1,7×10-13 Gy.cm2.n-1. Hình 1.23 thể hiện cấu trúc

Bê tông

Graphite

thiết kế tạo ra dòng nơtrôn nhiệt của Matsumoto.

Bi Không khí

Vùng hoạt

Vành phản xạ

Graphite

Cột nhiệt

Nước

100 70 0 70 100 145 175 (cm)

Hình 1.23. Cấu trúc tạo ra dòng nơtrôn nhiệt của Matsumoto tại

LPƯ TRIGA Mark II (Nhật Bản)

Tại Iran, năm 2015 Monshizadeh và cộng sự đã sử dụng MCNP5 để thiết

kế dòng nơtrôn nhiệt và dòng nơtrôn trên nhiệt tại cột nhiệt của LPƯ MNSR tại

Isfahan [60]. Trong nghiên cứu, thiết kế dòng nơtrôn phục vụ BNCT, hai thông

số cơ bản được quan tâm nhất, đó là: thông lượng nơtrôn và suất liều gamma

trên thông lượng nơtrôn (hoặc suất liều gamma). Bảng 1.15 liệt kê hai thông số

cơ bản trong thiết kế dòng nơtrôn nhiệt phục vụ nghiên cứu BNCT.

Bảng 1.15. Thông số cơ bản trong thiết kế dòng nơtrôn nhiệt phục vụ

nghiên cứu BNCT

φth

& /D φγ

P TT LPƯ (MW) (×109 n.cm-2.s-1) (×10-13 Gy.cm2.n-1)

1 - IAEA [60] > 1 < 2

2 10 RA3 [60] 9 1,73

HANARO 3 30 2,6 1,54 [27]

TRIGA Mark 4 0,1 1,5 1,7 II [58]

MNSR, 0,03 1,39 1,64 5 Isfahan [60]

30 0,96 3,99 6 MURR [24]

7 TRR [60] 5 0,56 2,8

1.7. Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR

1.7.1. Lò phản ứng Đà Lạt

Ở Việt Nam, với sự giúp đỡ của Liên Xô, LPƯ Đà Lạt đã được khôi phục,

nâng cấp và đạt tới hạn lần đầu vào ngày 01/11/1983, đưa vào hoạt động chính

thức với công suất danh định 500 kWt vào ngày 20/3/1984.

LPƯ Đà Lạt có 4 kênh ngang dẫn dòng nơtrôn, trong đó có 3 kênh xuyên

tâm và 1 kênh tiếp tuyến. Cho đến nay đã có 3 kênh ngang được đưa vào sử

dụng là kênh tiếp tuyến số 3, các kênh xuyên tâm số 2 và 4. Các dòng nơtrôn

phin lọc từ kênh ngang số 3 và số 4 đã được đưa vào sử dụng từ những năm

1990 phục vụ các nghiên cứu cơ bản và ứng dụng. Mặt cắt ngang của LPƯ Đà

Lạt được thể hiện trong Hình 1.24 [37].

Kênh số 2

Kênh số 1

Vùng hoạt

Cột nhiệt

Kênh tiếp tuyến

Kênh số 4

822,96 cm

Hình 1.24. Mặt cắt ngang của LPƯ Đà Lạt

1.7.2. Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR

Năm 1990 kỹ thuật phin lọc nơtrôn được phát triển ở LPƯ Đà Lạt cho phép

nhận được các chùm nơtrôn chuNn đơn năng với thông lượng nằm trong dải từ

104-106 n.cm-2.s-1, thích hợp cho các nghiên cứu số liệu phản ứng hạt nhân với

nơtrôn. Các dòng nơtrôn chuNn đơn năng trên kênh ngang số 4 bao gồm: nhiệt,

54 keV và 148 keV đã được phát triển và đưa vào sử dụng từ những năm 1990;

các dòng nơtrôn đơn năng 24 keV, 59 keV và 133 keV đã được phát triển và đưa

vào sử dụng từ năm 2008.

Năm 2011 dòng nơtrôn nhiệt có chất lượng tốt trên CN2DR đã được lắp đặt

thành công. Hai hướng nghiên cứu chủ yếu trên dòng nơtrôn này là: (i) Nghiên

cứu vật lý hạt nhân cơ bản bao gồm đo đạc số liệu hạt nhân (tiết diện bắt bức xạ

nơtrôn, tiết diện toàn phần, v.v...), (ii) Phân tích nguyên tố và đồng vị phóng xạ

bằng phương pháp đo phổ gamma tức thời [4].

Bằng việc sử dụng tổ hợp phin lọc đơn tinh thể 80 cm Si và 4 cm Bi, dòng

nơtrôn thuần nhiệt đã được tạo ra tại CN2DR [4], và các thông số vật lý của

dòng nơtrôn này được liệt kê trong Bảng 1.16.

Bảng 1.16. Các thông số vật lý của dòng nơtrôn nhiệt tại lối ra của

CN2DR

φth (n.cm-2.s-1)

Chiều dài phin lọc Tỷ số Cadmi FL (cm) Thông lượng nơtrôn nhiệt RCd(Au) Đường kính của dòng nơtrôn (cm) Bi Si

1,6×106 420 80 4 3

1.8. Tóm tắt chương 1

BNCT là kỹ thuật xạ trị dựa trên phản ứng được ứng dụng B(n, α) Li

trong điều trị u não. Đây là một kỹ thuật được thiết kế để tiêu diệt khối u ở cấp

B(n,

α)

độ tế bào, dựa vào sự mất năng lượng lớn của các hạt mang điện nặng alpha sinh

ra từ phản ứng trong kích thước một tế bào (10 µm). Mặc dù có 4

thành phần liều sinh ra trong quá trình xạ trị bằng BNCT nhưng chỉ có 2 thành

phần liều có đóng góp chủ yếu là liều bor và liều nitơ. Hai thành phần liều này

phụ thuộc nhiều vào hàm lượng của bor và thông lượng nơtrôn nhiệt chiếu tới

(được tính theo phương trình 1.18). Trong đó, hàm lượng 10B trong khối u được

kiểm soát bằng kỹ thuật PGNAA và thông lượng nơtrôn nhiệt được xác định

bằng kỹ thuật NAA. Nội dung chính của Chương này được công bố trong bài

báo: Trinh Thi Tu Anh, Nguyen Danh Hung, Pham Dang Quyet, Pham Ngoc

Son (2018), “Dose Calculation and Measurement from B10(n, α)Li7 Reaction

and Technology (Vietnam), Vol. 8, No. 1, pp. 29-35.

Using Filtered Neutron Beam at Nuclear Research Institute”, Nuclear Science

Chương 2: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM

Như đã trình bày trong Chương 1, liều hấp thụ trong BNCT phụ thuộc vào

thông lượng nơtrôn nhiệt và hàm lượng của 10B trong khối u. Để định lượng

được liều hấp thụ này, tại CN2DR, 2 nội dung đã được nghiên cứu và thực hiện

như sau: thứ nhất, đối với phần mô phỏng: sử dụng chương trình MCNP5 để mô

phỏng mô hình BNCT bao gồm: hệ dẫn dòng nơtrôn với tổ hợp phin lọc 20 cm

đơn tinh thể Si + 3 cm đơn tinh thể Bi và chuNn trực dòng nơtrôn hình trụ với

đường kính 3 cm; phantom nước và các ô mạng (cell) để tính thông lượng

nơtrôn nhiệt và suất liều gamma; và thứ hai, đối với phần thực nghiệm: lắp đặt

tổ hợp phin lọc 20 cm Si và 3 cm Bi, chế tạo phantom nước, chuNn bị lá dò kích

hoạt và thiết lập thực nghiệm nhằm xác định sự phân bố thông lượng nơtrôn

nhiệt trong phantom nước bằng kỹ thuật NAA. Đồng thời đường chuNn hàm

lượng bor bằng kỹ thuật PGNAA cũng được xây dựng nhằm kiểm tra khả năng

xác định hàm lượng bor trong mẫu lỏng của hệ thiết bị PGNAA hiện có.

2.1. Mô phỏng mô hình nghiên cứu BNCT tại LPƯ Đà Lạt

2.1.1. Dòng nơtrôn phin lọc tại kênh số 2

Các thành phần bức xạ trong CN2DR là gamma và nơtrôn. Do vậy, các vật

liệu che chắn hữu ích đối với gamma và nơtrôn đã được lựa chọn trong thiết kế

và chế tạo là: Chì có độ tinh khiết 99 %, Borat-Hydrogenat (SWX-277) chứa

3,4×1022 (nguyên tử hydro).cm-3 và 1,43×1021 (nguyên tử bor).cm-3, Borat- tử hydro).cm-3 và Polyethylene (SWX-207HD) chứa 6,15×1022 (nguyên

8,14×1020 (nguyên tử bor).cm-3 [4].

Hệ dẫn dòng nơtrôn tại CN2DR theo thiết kế có dạng hình trụ có tổng chiều

dài là 240,3 cm được chia làm hai phần: (i) phần dẫn dòng nơtrôn; và (ii) phần

chuNn trực dòng nơtrôn [4].

Phần dẫn dòng nơtrôn dài 150,3 cm với đường kính trong D3 = 9,0 cm gồm

2 phần: phần thứ nhất (hướng vào phía vành phản xạ của LPƯ) có chiều dài

99,6 cm với đường kính ngoài D1 = 15,2 cm; và phần thứ 2 có chiều dài 50,7 cm

với đường kính ngoài là D2 = 20,1 cm. Hình 2.1 mô tả cấu trúc phần dẫn dòng

của CN2DR.

Hình 2.1. Cấu trúc phần dẫn dòng nơtrôn tại CN2DR

Phần chuNn trực dòng nơtrôn có chiều dài 90 cm với đường kính trong D4 =

3 cm được trình bày trong Hình 2.2.

Hình 2.2. Cấu trúc phần chuNn trực dòng nơtrôn tại CN2DR

Hình 2.3 thể hiện cấu trúc của hệ dẫn dòng nơtrôn tại CN2DR, có chuNn

trực hình trụ với tổ hợp phin lọc 20 cm Si và 3 cm Bi (để cho thuận tiện trong

việc trình bày, cấu hình này được gọi tắt là – cấu hình hiện tại).

Hình 2.3. Cấu trúc CN2DR với cấu hình hiện tại

Hình 2.4 thể hiện hình dạng phổ tại lối vào kênh số 2 (thể hiện trên Hình

1E+11

1E+10

)

1 -

1E+09

s .

2 -

1E+08

1E+07

1E+06

1E+05

1E+04

1E+03

1E+02

1E+01

m c . n ( n ô r t ơ n g n ợ ư l g n ô h T

1E+00

1E-09 1E-08 1E-07 1E-06 1E-05 1E-04 1E-03 1E-02 1E-011E+00

Năng lượng (MeV)

2.3), phía gần với vùng hoạt LPƯ (sử dụng số liệu trong Phụ lục 1).

Hình 2.4. Hình dạng phổ tại lối vào CN2DR

Hình 2.5 thể hiện hình dạng phổ tại vị trí chiếu mẫu, cách lối ra của kênh số

1E+09

ChuNn trực hình trụ

)

1E+08

1 -

s .

1E+07

1E+06

1E+05

1E+04

m- c . n ( n ô r t ơ n g n ợ ư l g n ô h T

1E+03

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

Năng lượng (MeV)

2 khoảng 60 cm với cấu hình hiện tại.

Hình 2.5. Hình dạng phổ tại vị trí chiếu mẫu trên CN2DR với cấu

hình hiện tại

Có thể dễ dàng nhận ra rằng, sau khi đi qua tổ hợp phin lọc đơn tinh thể 20

cm Si và 3 cm Bi, phổ nơtrôn nhiệt thu được có độ tinh khiết cao (En < 0,414

eV), và đạt giá trị cực đại khoảng 2,5×107 n.cm-2.s-1. Tuy nhiên, giá trị cực đại

này đã bị suy giảm khoảng 5×103 lần so với giá trị cực đại tại lối vào của kênh,

gần với vùng hoạt LPƯ (khoảng 1,4×1011 n.cm-2.s-1).

2.1.2. Phantom nước

Như đã trình bày trong mục 1.5.2 về một số loại phantom đã được sử dụng

trong nghiên cứu BNCT trên thế giới. Trong nghiên cứu này, phantom nước có

dạng hình hộp chữ nhật đã được thiết kế và chế tạo (gọi tắt là phantom), có kích

thước dài 25 cm × rộng 16 cm × cao 16 cm (xem Hình 2.11, tham khảo mô hình

phantom nước của Malaysia [82]), vỏ của phantom được làm từ các tấm thủy

tinh hữu cơ có bề dày 2 mm. Hình 2.6 thể hiện hình ảnh của phantom sử dụng

tại CN2DR được mô phỏng bằng MCNP5. Trong đó, các cell được mô tả để xác

định thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo đường trục của phantom. Mỗi cell là một

hình trụ có đường kính 1,27 cm và bề dày 0,05 cm (thiết bị thực nghiệm như

Hình 2.13 và kích thước của lá dò 51V trong Bảng 2.9). Đối với cell sử dụng để

tính suất liều gamma, là hình trụ có đường kính 0,3 cm và bề dày 0,8 cm (theo

kích thước thực tế của TLD đã sử dụng trong thực nghiệm).

Hình 2.6. Phantom sử dụng tại CN2DR được mô phỏng bằng MCNP5

Hình 2.7 thể hiện vị trí tương đối giữa phantom và lối ra của CN2DR được

mô phỏng bằng MCNP5.

Hình 2.7. Vị trí tương đối giữa phantom và lối ra của CN2DR

được mô phỏng bằng MCNP5

Hình 2.8 thể hiện cấu trúc chi tiết CN2DR và vị trí phantom sử dụng trong

mô phỏng MCNP5.

Hình 2.8. Cấu trúc chi tiết CN2DR và vị trí phantom sử dụng

trong mô phỏng MCNP5

2.1.3. Kết quả mô phỏng

Kết quả mô phỏng phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom bằng

MCNP5, với cấu hình hiện tại của CN2DR được trình bày trong Bảng 2.1, trong

đó x là chiều rộng, y là chiều đứng và z là chiều dài của phantom (chiều sâu).

Trong mô phỏng chọn trục trung tâm nên tọa độ y luôn bằng 0 cm, và hệ số chuNn hóa là 159,75×109 được sử dụng cho tính toán thông lượng nơtrôn nhiệt

thông qua Tally F4.

Bảng 2.1. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom được mô phỏng

Pos.(cm)

φth (n.cm-2.s-1)

Err. (%)

Mean

2,23E+07

0,39

6,15E+05

2,97

0,5

2,79E+07

0,52

4,36E+05

3,32

3,21E+05

3,86

2,13E+07

0,6

1,12E+07

0,8

2,26E+05

4,45

1,59E+05

4,8

6,02E+06

1,06

1,25E+05

6,11

3,36E+06

1,37

1,98E+06

1,71

-0,5

2,25E+07

0,39

1,17E+06

2,13

-0,5 0,5

2,77E+07

0,53

-0,5

2,11E+07

0,61

7,77E+05

2,49

4,99E+05

3,15

1,12E+07

0,81

100 -0,5

6,00E+06

1,07

3,34E+05

3,68

101 -0,5

3,38E+06

1,38

2,01E+05

4,19

102 -0,5

0,5

2,23E+07

0,4

2,00E+06

1,74

103 -0,5

0,5 0,5

2,74E+07

0,53

1,20E+06

2,14

104 -0,5

7,42E+05

2,55

2,10E+07

0,61

0,5

105 -0,5

1,11E+07

0,81

0,5

4,90E+05

3,06

106 -0,5

3,37E+05

3,65

6,06E+06

1,06

0,5

107 -0,5

3,38E+06

1,40

0,5

1,97E+05

4,18

108 -0,5 10

-1

2,05E+07

0,41

1,97E+06

1,72

0,5

109

-1

0,5

2,50E+07

0,56

1,18E+06

2,13

0,5

110

7,72E+05

2,59

0,5

-1

2,03E+07

0,63

111

bằng MCNP5 với cấu hình hiện tại

Pos.(cm)

φth (n.cm-2.s-1)

Err. (%)

Mean

5,02E+05

3,07

-1

1,02E+07

0,85

0,5

112

3,30E+05

3,66

-1

5,46E+06

1,12

0,5

113

0,5

2,16E+05

4,13

-1

3,20E+06

1,44

114

-1

1,84E+06

1,77

2,04E+07

0,42

115

0,5

2,50E+07

0,56

-1

1,14E+06

2,11

116

-1

7,56E+05

2,56

2,04E+07

0,64

117

1,02E+07

0,84

-1

5,01E+05

3,08

118

-1

3,13E+05

3,64

5,49E+06

1,11

119

3,14E+06

1,42

-1

2,16E+05

4,73

120

1,73E+07

0,45

1,92E+06

1,77

121 -1,5

1,16E+06

2,16

2,07E+07

0,61

122 -1,5 0,5

1,79E+07

0,69

7,53E+05

2,61

123 -1,5

4,90E+05

3,24

8,72E+06

0,93

124 -1,5

4,90E+06

1,18

3,35E+05

3,8

125 -1,5

4,4

2,07E+05

2,94E+06

1,48

126 -1,5

1,77E+06

1,84

1,5

1,72E+07

0,46

127 -1,5

1,5 0,5

2,06E+07

0,61

1,09E+06

2,23

128 -1,5

7,21E+05

2,71

1,81E+07

0,69

1,5

129 -1,5

8,84E+06

0,91

1,5

4,67E+05

3,05

130 -1,5

3,04E+05

3,73

4,97E+06

1,17

1,5

131 -1,5

3,00E+06

1,47

1,5

2,08E+05

4,22

132 -1,5 10

-2

1,11E+07

0,58

1,79E+06

1,85

1,5

133

1,14E+06

2,25

1,5

-2

0,5

1,41E+07

0,74

134

Pos.(cm)

φth (n.cm-2.s-1)

Err. (%)

Mean

7,47E+05

2,75

-2

1,25E+07

0,82

1,5

135

4,81E+05

3,22

-2

6,89E+06

1,02

1,5

136

3,10E+05

3,76

1,5

-2

4,21E+06

1,29

137

-2

2,53E+06

1,61

1,5

2,01E+05

4,59

138

1,10E+07

0,59

-2

1,66E+06

1,98

139

-2

1,06E+06

2,31

0,5

1,39E+07

0,75

140

1,25E+07

0,82

-2

6,77E+05

2,78

141

-2

4,43E+05

3,15

7,08E+06

1,03

142

4,18E+06

1,28

-2

2,90E+05

3,73

143

-2

1,93E+05

4,5

2,63E+06

1,56

144

1,59E+06

1,92

-3

2,07E+06

1,71

145

-3

0,5

3,68E+06

1,53

1,04E+06

2,23

146

6,62E+05

2,67

-3

4,15E+06

1,41

147

-3

3,71E+06

1,43

4,74E+05

3,24

148

2,85E+05

3,73

-3

2,70E+06

1,59

149

-3

1,80E+06

1,84

1,92E+05

4,65

150

2,11E+06

1,71

-3

1,28E+06

2,21

151

-3

8,16E+05

2,5

0,5

3,66E+06

1,52

152

4,17E+06

1,38

-3

5,63E+05

2,9

153

-3

3,80E+05

3,49

3,72E+06

1,43

154

2,63E+06

1,57

-3

2,57E+05

3,99

155

-3

1,83E+05

4,72

1,81E+06

1,83

156

1,18E+06

2,12

-4

8,58E+05

2,9

157

Pos.(cm)

φth (n.cm-2.s-1)

Err. (%)

Mean

8,10E+05

2,47

-4

0,5

1,38E+06

2,36

158

5,57E+05

2,95

-4

1,73E+06

2,06

159

3,64E+05

3,53

-4

1,90E+06

1,85

160

-4

1,59E+06

1,97

2,43E+05

4,22

161

1,85E+05

4,64

-4

1,21E+06

2,25

162

-4

8,93E+05

2,46

8,68E+05

2,95

163

0,5

1,40E+06

2,33

-4

6,09E+05

2,83

164

-4

4,33E+05

3,36

1,76E+06

2,06

165

1,89E+06

1,91

-4

3,08E+05

3,95

166

-4

2,15E+05

4,54

1,61E+06

167

1,24E+06

2,2

-4

1,49E+05

5,75

168

-5

4,20E+05

4,57

9,12E+05

2,61

169

6,57E+05

2,83

-5

0,5

6,17E+05

3,23

170

-5

8,30E+05

2,94

4,31E+05

3,34

171

3,03E+05

3,83

-5

1,01E+06

2,54

172

-5

9,76E+05

2,54

2,09E+05

4,52

173

1,47E+05

5,09

-5

7,61E+05

2,71

174

-5

6,05E+05

2,96

4,08E+05

4,5

175

0,5

6,43E+05

3,25

-5

4,51E+05

3,34

176

-5

3,42E+05

3,73

8,31E+05

2,85

177

9,96E+05

2,52

-5

2,34E+05

4,43

178

-5

1,72E+05

5,26

9,09E+05

2,52

179

7,66E+05

2,7

-5

1,06E+05

5,93

180

Kết quả mô phỏng phân bố suất liều gamma trong phantom bằng MCNP5,

với cấu hình hiện tại của CN2DR được trình bày trong Bảng 2.2, với tọa độ y

luôn bằng 0 cm, và hệ số chuNn hóa là 2,4×108 được sử dụng cho tính toán suất

liều gamma thông qua Tally F4 kết hợp với hệ số chuyển đổi thông lượng

nơtrôn sang suất liều gamma (được liệt kê trong Bảng 1.13).

Bảng 2.2. Suất liều gamma trong phantom được mô phỏng bằng

MCNP5 với cấu hình hiện tại

γD&

Pos. (cm) (Gy.h-1) Err. (%) Trường hợp TT x z

Có phantom 0 1 3,99 -0,5 2,41E-03

Như trên 0 2 2,71 0 5,63E-03

Như trên 0 3 2,86 1 5,05E-03

Như trên 0 4 3,44 2 3,47E-03

Như trên 0 5 3,72 3 2,80E-03

Như trên 0 6 4,54 4 1,89E-03

Như trên 0 7 6,00 6 1,00E-03

Như trên 0 8 7,83 8 6,29E-04

Như trên 0 9 8,85 10 4,38E-04

Như trên 0 10 10,79 14 2,20E-04

Như trên 0 11 15,63 16 1,12E-04

Như trên 0 12 21,82 18 6,56E-05

Như trên 0 13 28,87 22 3,59E-05

4,75 Như trên -7 3 14 4,98E-04

3,89 Như trên -6 3 15 6,77E-04

-5 3 16 3,34 8,59E-04 Như trên

γD&

Pos. (cm) (Gy.h-1) Err. (%) Trường hợp TT x z

-4 3 17 2,74 1,25E-03 Như trên

-3 3 18 2,29 1,63E-03 Như trên

1,94 Như trên -2 3 19 2,24E-03

-1 3 20 1,76 2,68E-03 Như trên

Như trên 3 21 1,71 0 2,80E-03

Như trên 3 22 1,79 1 2,55E-03

Như trên 3 23 1,95 2 2,19E-03

Như trên 3 24 2,23 3 1,73E-03

Như trên 3 25 2,72 4 1,24E-03

Như trên 3 26 3,32 5 8,82E-04

Như trên 3 27 3,97 6 6,61E-04

Như trên 3 28 4,87 7 4,78E-04

0 29 -0,5 3,14E-04 7,00 Không có phantom

0 0 30 5,93 4,49E-04 Như trên

0 1 31 9,79 1,46E-04 Như trên

0 2 32 13,79 7,57E-05 Như trên

0 3 33 14,56 7,20E-05 Như trên

0 4 34 18,98 4,21E-05 Như trên

0 6 35 20,94 3,80E-05 Như trên

0 8 36 24,32 2,66E-05 Như trên

0 10 37 28,41 2,21E-05 Như trên

0 14 38 30,55 2,77E-05 Như trên

0 16 39 24,07 3,08E-05 Như trên

γD&

Pos. (cm) (Gy.h-1) Err. (%) Trường hợp TT x z

0 18 40 3,59E-05 23,78 Như trên

0 22 41 8,21E-05 13,42 Như trên

2.1.4. Đánh giá sai số mô phỏng

Các thông số để đánh giá cho quá trình mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt

trong phantom được trình bày trong Bảng 2.3.

Bảng 2.3. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng

nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình hiện tại

R FOM VOV NOH TT Pos. (cm) x

0 1 0,0039 18 0,0000 1×109

0,5 2 0,0040 18 0,0000 1×109

0,0042 16 0,0001 1 3 1×109

2 4 0,0059 8,2 0,0001 1×109

0,0171 3 5 0,95 0,0012 1×109

0,0295 4 6 0,32 0,0050 1×109

0,0450 5 7 0,13 0,0109 1×109

0,0039 -0,5 8 18 0,0000 1×109

0,0041 -1 9 16 0,0001 1×109

-1,5 10 0,0046 10 0,0001 1×109

0,0058 8,2 0,0001 -2 11 1×109

0,0171 -3 12 0,97 0,0013 1×109

-4 13 0,0290 0,34 0,0039 1×109

-5 14 0,0457 0,13 0,0103 1×109

Các thông số đánh giá cho quá trình mô phỏng suất liều gamma trong

phantom được trình bày trong Bảng 2.4.

Bảng 2.4. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng suất liều gamma

trong phantom với cấu hình hiện tại

Pos. (cm) NOH R FOM VOV TT Trường hợp z x

Có 1 0 ≠ 0 0,0399 0,16 0,0022 1×109

phantom 3 2 ≠ 0,0176 0,15 0,0005 6×109

Không có 0,0161 0,15 0,0004 3 0 ≠ 0 7×109 phantom

Sử dụng các giá trị đã trình bày trong các Bảng 2.3 và 2.4, để so sánh với các thông số yêu cầu trong Bảng 1.14, có thể khẳng định rằng việc lựa chọn số hạt gieo (NOH) cho các trường hợp trên thỏa mãn yêu cầu bắt buộc của chương trình MCNP5. Điều đó có nghĩa, số liệu của kết quả mô phỏng là đáng tin cậy.

Để kiểm chứng số liệu đã mô phỏng ở trên, các phép đo thực nghiệm tại CN2DR đã được tiến hành, đề so sánh và đánh giá kết quả giữa thực nghiệm và mô phỏng.

2.2. Thực nghiệm trên cấu hình hiện tại để nghiên cứu BNCT tại LPƯ Đà

Lạt

Để có cơ sở thay đổi và đề xuất cấu hình mới phục vụ nghiên cứu BNCT tại CN2DR, các thực nghiệm với cấu hình hiện tại đã được thực hiện (đã giới thiệu và mô phỏng trong mục 2.1).

Các bước thiết lập thực nghiệm bao gồm: hiệu chuNn detector, chuNn bị phantom nước và các lá dò kích hoạt, chiếu – đo – xử lý phổ từ các lá dò kích hoạt đã được chiếu với dòng nơtrôn nhiệt tại CN2DR.

2.2.1. Hiệu chu(cid:26)n detector

Trước khi sử dụng hệ phổ kế gamma để đo mẫu đã chiếu kích hoạt, cần

thực hiện việc hiệu chuNn hệ phổ kế gamma bao gồm việc chuNn năng lượng,

chuNn độ rộng đỉnh và chuNn hiệu suất ghi.

ChuNn năng lượng là tìm mối quan hệ giữa số kênh (vị trí đỉnh) và năng lượng của bức xạ gamma. ChuNn năng lượng được tiến hành bằng cách đo phổ của một nguồn phát gamma đã biết chính xác năng lượng, sau đó so sánh vị trí kênh tại đỉnh năng lượng đo được với năng lượng của nguồn đã biết.

ChuNn độ rộng đỉnh là xác định sự tương quan của độ rộng đỉnh theo năng lượng. Độ rộng đỉnh thường được biểu diễn bằng độ rộng ở nửa chiều cao của đỉnh (FWHM), là một hàm phụ thuộc vào năng lượng. Xác định chính xác độ rộng đỉnh để làm cơ sở cho việc xác định diện tích đỉnh và quá trình làm khớp đỉnh.

ChuNn hiệu suất ghi của detector là tìm mối liên hệ giữa số đếm đỉnh mà hệ phổ kế ghi nhận được với tốc độ phát tia gamma từ nguồn phóng xạ chuNn theo cấu hình đo thực tế [2, 3].

Trong luận án này, hệ phổ kế gamma sử dụng detector germanium siêu tinh khiết (HPGe - model: GR7023) của hãng Canberra (Hình 2.9) đã được sử dụng, và có các thông số được liệt kê trong Bảng 2.5.

Hình 2.9. Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe (model: GR7023) tại

CN2DR

Bảng 2.5. Đặc trưng của hệ phổ kế gamma sử dụng tại CN2DR

Thay mẫu Thời gian đáp ứng Phần mềm thu nhận và xử lý phổ Độ phân giải tại đỉnh 1332,5 keV

Genie2K 2,1 keV Bằng tay 4 µs

Để xác định sự phụ thuộc của hiệu suất ghi của detector vào năng lượng, 8

nguồn chuNn là: 133Ba, 109Cd, 57Co, 22Na, 137Cs, 54Mn, 65Zn, và 60Co đã được sử

dụng. Các nguồn trên có 14 đỉnh năng lượng xác định nằm trong dải từ 81 keV

đến 1332,5 keV được liệt kê trong Bảng 2.6. Các nguồn này được đo tại vị trí

tham khảo cách detector 5 cm [3].

Bảng 2.6. Hiệu suất ghi tuyệt đối của detector HPGe ứng với năng

lượng tia gamma tại CN2DR

133Ba

Nguồn chuNn Eff. (%) Eγ (keV)

109Cd

2,122 81,0

57Co

2,349 88,0

57Co

3,145 122,1

133Ba

3,061 136,5

133Ba

2,087 276,4

133Ba

1,959 302,8

133Ba

1,805 356,0

22Na

1,769 383,9

137Cs

1,421 511,0

54Mn

1,189 661,6

65Zn

1,030 834,8

60Co

0,824 1115,5

60Co

0,782 1173,2

0,703 1332,5

Đường cong hiệu suất ghi các tia gamma của detector HPGe đã sử dụng

trong nghiên cứu của luận án được thể hiện trong Hình 2.10.

0.5

0.4

0.3

)

0.2

0.1

0.0

-0.1

% i h g t ấ u s u ệ i H ( g o L

-0.2

y = 1.7003x5 - 23.1623x4+ 125.5631x3 - 338.6775x2 + 453.9850x - 241.1282

-0.3

1.8

2.0

2.2

2.4

2.6

2.8

3.0

3.2

Log(Năng lượngkeV)

Hình 2.10. Đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối các tia gamma của

detector HPGe cho các mẫu chuNn tại vị trí 5 cm cách mặt detector

Sự phụ thuộc đỉnh năng lượng của hiệu suất ghi được thể hiện trong Hình

2.10. Hiệu suất ghi giảm ở vùng năng lượng thấp là do sự hấp thụ tia gamma

năng lượng thấp trên vỏ nhôm của detector; tại vùng năng lượng cao, hiệu suất

ghi giảm là do hạn chế về thể tích của detector.

Dựa vào số liệu liên hệ giữa hiệu suất ghi tuyết đối của detector và năng

lượng tia gamma phát ra từ các nguồn chuNn (Bảng 2.6), thực hiện ngoại suy hiệu suất ghi của detector cho tia gamma có năng lượng 1434 keV của 52V phát ra từ lá dò 51V, hiệu suất này được sử dụng để tính thông lượng nơtrôn nhiệt

(trong mục 2.2.2.2). Sử dụng phương pháp bình phương tối thiểu [1], kết quả

tính toán hiệu suất ghi tuyệt đối và sai số của detector HPGe đối với tia gamma

có năng lượng 1434 keV (Phụ lục 2) được liệt kê trong Bảng 2.7.

Bảng 2.7. Hiệu suất ghi tuyệt đối và sai số của detector HPGe đối với

tia gamma có năng lượng 1434 keV

Hệ số Phương pháp bình phương tối thiểu Chương trình Origin

-241,1630 -241,1282 A0

454,0569 453,9850 A1

-338,7363 -338,6775 A2

Hệ số Phương pháp bình phương tối thiểu Chương trình Origin

125,5870 125,5631 A3

-23,1672 -23,1623 A4

y = 1,7007x5 - 3,1672x4

y = 1,7003x5 - 23,1623x4

+ 125,5870x3 - 38,7363x2

+ 125,5631x3 - 338,6775x2

1,7007 1,7003 A5

+ 454,0569x - 241,1630

+ 454,9850x - 241,1282

Hàm khớp

δε

ε 0,6644% 0,6644% (1434 keV)

1,5% - (1434 keV)

Từ kết quả đã trình bày trong Bảng 2.7 cho thấy rằng, kết quả tính toán các

hệ số cho hàm khớp dữ liệu của đường cong hiệu suất bằng phương pháp bình

phương tối thiểu có độ chính xác và tin cậy cao, vì các hệ số này có độ sai lệch

rất nhỏ so với các hệ số đã tính toán bằng chương trình thương mại Origin.

Đồng thời hiệu suất ghi đỉnh gamma có năng lượng 1434 keV là 0,6644 % cho

cả hai trường hợp tính toán. Ngoài ra, bằng việc sử dụng phương pháp bình

phương tối thiểu, sai số tương đối của hiệu suất ghi của detector đối với đỉnh

gamma có năng lượng 1434 keV tính được là 1,5 %. Đây là một thông số cần

thiết được sử dụng để tính sai số của thông lượng nơtrôn nhiệt (sử dụng trong

Bảng 2.10).

2.2.2. Đo phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom

Mục tiêu của phép đo này là để xác định sự phân bố thông lượng nơtrôn

nhiệt trong phantom nước. Các phép đo đã được thực hiện bằng phương pháp

kích hoạt nơtrôn, sử dụng các lá dò chuNn là Vanadium (51V). Dựa vào kết quả

thu được từ các phép thông lượng nơtrôn nhiệt (trong Bảng 2.10), phân bố thông

lượng nơtrôn nhiệt được xác định. Đồng thời, kết quả này được so sánh và đánh

giá với kết quả đã mô phỏng (trong Bảng 2.1). Đây là cơ sở để đánh giá sự

tương quan giữa mô phỏng và thực nghiệm, làm cơ sở để mô phỏng đề xuất cấu

hình mới phục vụ nghiên cứu BNCT. Bên cạnh đó, từ kết quả đo thông lượng

nơtrôn nhiệt trong phantom, liều hấp thụ trong phương pháp BNCT cũng xác

được định dựa vào phương trình (1.18) [51, 67, 77].

2.2.2.1. ChuNn bị phantom và các lá dò, chiếu - đo - xử lý phổ

(i) ChuNn bị phantom: Dựa trên những số liệu về một số phantom đã được

sử dụng trong nghiên cứu BNCT trên thế giới (Bảng 1.9). Phantom hình hộp chữ

nhật có kích thước dài 25 cm × rộng 16 cm × cao 16 cm đã được thiết kế và chế

tạo, vỏ của phantom này được làm từ các tấm thủy tinh hữu cơ có bề dày 2 mm

(Hình 2.11), và được cấp đầy nước (phantom nước – gọi tắt là phantom).

Hình 2.11. Phantom sử dụng tại CN2DR

Nắp của phantom được thiết kế với các lỗ (có kích thước 0,5 cm × 0,3 cm)

cách đều nhau 1 cm, để chèn được thanh định vị (bằng tre) có gắn các lá dò kích

hoạt hoặc các TLD (Hình 2.12).

Hình 2.12. Nắp phantom sử dụng tại CN2DR

Hai mép của nắp phantom có các vạch chia độ dài cách nhau 1 cm, để dễ

dàng định vị vị trí của lá dò kích hoạt khi khảo sát thông lượng nơtrôn cũng như

vị trí của TLD khi khảo sát suất liều gamma trong phantom.

(ii) ChuNn bị lá dò: Để đo thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom,

phương pháp kích hoạt được sử dụng và các lá Vanadium (51V) được dùng như

những lá kích hoạt. Mỗi lá dò 51V có đường kính 1,27 cm và độ tinh khiết

99,88 %. Các lá dò kích hoạt này được đặt trong phantom tại vị trí cần xác định

thông lượng nơtrôn nhiệt và được phân tích với các thông số được liệt kê trong

Bảng 2.8.

Bảng 2.8. Các tính chất phân rã của hạt nhân trong lá dò kích hoạt [40]

52V

Hạt nhân I (%) T1/2 (phút) Eγ (keV)

3,75 1434,08 100

(iii) Chiếu lá dò: Cấu hình của mẫu chiếu xạ với chùm nơtrôn nhiệt tại

CN2DR được chỉ ra trong Hình 2.13. Trong lần thực nghiệm này, cấu hình kênh

số 2 được chuNn trực hình trụ với tổ hợp phin lọc 20 cm Si và 3 cm Bi.

Hình 2.13. Thiết lập thực nghiệm đo thông lượng nơtrôn nhiệt

trong phantom tại CN2DR

Các thông số kích hoạt của lá dò được liệt kê trong Bảng 2.9.

Bảng 2.9. Các thông số chiếu và đo cho lá dò 51V bằng phương pháp

kích hoạt

51V; 0,0925

Thời gian chiếu Thời gian đo Thời gian rã Hạt nhân; m (g) ti (s) td (s) tm (s)

60-960 176-1800 201-1250

(iv) Xử lý phổ: Phổ gamma của lá dò Vanadium sau khi được chiếu trong

phantom nước với chùm nơtrôn phin lọc ở trên, đã được đo với hệ phổ kế

gamma sử dụng detector HPGe (model: GR7023). Một phổ gamma với đỉnh

năng lượng 1434 keV của 52V được thể hiện trong Hình 2.14.

Hình 2.14. Phổ gamma của lá dò Vanadium sau khi chiếu xạ với

nơtrôn nhiệt trong phantom tại CN2DR

2.2.2.2. Kết quả thực nghiệm

Thông lượng nơtrôn nhiệt trong các lá dò Vanadium đã đo với cấu hình của

Hình 2.13, được tính bằng cách áp dụng phương trình (1.26), và kết quả của các

phép đo này được liệt kê trong Bảng 2.10, với tọa độ y luôn bằng 0 cm.

Bảng 2.10. Kết quả đo thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với

cấu hình hiện tại ở CN2DR

Pos. (cm) Diện tích đỉnh Thông lượng nơtrôn nhiệt φth (n.cm-2.s-1) TT

(số đếm) Err. (%) Mean Err. (%) z x

1 0 1 832760 2,13E+07 1,82 0,55

2 0 2 947480 1,23E+07 1,79 0,47

3 0 3 559660 7,13E+06 1,84 0,62

4 0 4 332260 4,17E+06 1,92 0,84

5 0 5 192840 2,41E+06 2,08 1,16

6 0 6 112460 1,46E+06 2,40 1,66

7 0 7 71700 9,13E+05 2,91 2,34

8 0 8 45440 5,75E+05 3,71 3,28

9 0 9 21880 3,75E+05 6,26 6,02

0 10 10 12,21 2,31E+05 12,33 10400

1 1 11 81260 2,10E+07 1,78 0,40

2 1 12 349980 1,18E+07 1,89 0,76

3 1 13 197720 6,72E+06 2,09 1,17

4 1 14 143380 3,86E+06 2,28 1,48

5 1 15 70900 2,38E+06 2,99 2,44

6 1 16 39360 22,97 1,39E+06 23,04

7 1 17 22800 8,87E+05 7,24 7,03

8 1 18 16560 4,76E+05 8,02 7,83

9 1 19 13100 11,78 3,13E+05 11,91

10 1 20 69580 1,96E+05 8,15 7,96

1 2 21 295620 1,76E+07 1,93 0,85

2 2 22 282500 1,06E+07 1,93 0,85

Pos. (cm) Diện tích đỉnh Thông lượng nơtrôn nhiệt φth (n.cm-2.s-1) TT

(số đếm) Err. (%) Mean Err. (%) z x

3 2 23 171160 1,02 6,49E+06 2,01

4 2 24 146880 1,15 3,86E+06 2,08

5 2 25 80160 1,69 2,32E+06 2,42

6 2 26 45540 2,37 1,37E+06 2,94

7 2 27 34040 3,06 7,96E+05 3,52

8 2 28 19760 4,26 4,49E+05 4,60

9 2 29 10300 6,10 2,38E+05 6,34

2 30 10 4740 8,34 1,09E+05 8,52

1 3 31 326520 0,87 9,64E+06 1,94

2 3 32 236200 0,95 6,73E+06 1,98

3 3 33 190620 1,08 4,79E+06 2,04

4 3 34 104280 1,54 2,87E+06 2,32

5 3 35 67900 2,01 1,98E+06 2,65

6 3 36 44840 2,70 1,28E+06 3,21

7 3 37 35080 3,41 8,10E+05 3,82

8 3 38 7820 12,32 4,39E+05 12,44

9 3 39 2860 11,80 1,65E+05 11,93

10 3 40 1220 32,20 9,80E+04 32,25

1 4 41 135040 1,69 4,90E+06 2,42

2 4 42 100240 1,51 3,67E+06 2,30

3 4 43 53120 2,20 2,73E+06 2,80

4 4 44 57880 1,97 2,01E+06 2,62

5 4 45 52600 2,40 1,45E+06 2,96

6 4 46 30400 3,62 1,03E+06 4,01

Pos. (cm) Diện tích đỉnh Thông lượng nơtrôn nhiệt φth (n.cm-2.s-1) TT

(số đếm) Err. (%) Mean Err. (%) x z

47 4 7 16460 4,96 7,12E+05 5,25

48 4 8 13040 7,20 4,65E+05 7,41

49 4 9 5400 14,38 2,76E+05 14,48

50 4 10 5400 9,25 1,30E+05 9,41

51 5 1 83060 2,54 2,41E+06 3,07

52 5 2 61540 2,39 1,83E+06 2,95

53 5 3 48760 2,52 1,36E+06 3,06

54 5 4 31060 3,45 1,33E+06 3,86

55 5 5 23800 3,82 8,16E+05 4,19

56 5 6 20660 4,56 6,64E+05 4,88

57 5 7 4480 12,48 3,00E+05 12,60

58 5 8 12200 6,31 4,38E+05 6,54

59 5 9 7140 10,28 2,59E+05 10,42

60 5 10 2500 17,19 2,23E+05 17,28

2.2.3. Xây dựng đường chu(cid:26)n hàm lượng bor bằng PGNAA tại CN2DR

Trong luận án này, để xây dựng đường chuNn hàm lượng bor của hệ

PGNAA tại CN2DR, thực nghiệm được tiến hành trên dòng nơtrôn nhiệt với cấu

hình hiện tại. Thông lượng nơtrôn nhiệt tại vị trí chiếu mẫu là 2,0×107 n.cm-2.s-1.

Mẫu sử dụng là dung dịch bor có các hàm lượng khác nhau được pha từ

dung dịch bor chuNn H3BO3 có hàm lượng ban đầu là 1000 mg/l ± 2 mg/l (của

hãng Sigma-Aldrich). Công thức pha loãng dung dịch được tính như sau:

VCVC =

(2.1)

ở đây, C1 (C2); V1 (V2) là hàm lượng và thể tích ban đầu (sau) của dung dịch.

Mẫu được đựng trong các lọ polyethylene chuyên dụng có thể tích từ

0,65 ml đến 2,0 ml, được đặt một góc 450 so với dòng nơtrôn, với thời gian

chiếu (đồng thời cũng là thời gian đo, vì đây là phương pháp đo dựa trên tia

gamma tức thời) từ khoảng 1200 s đến 82000 s để đảm bảo sai số thống kê đủ

nhỏ (dưới 10 %). Mục đích của việc đặt mẫu với góc 450 là để tránh sự ảnh

hưởng của giá đỡ mẫu bor đến thông lượng nơtrôn chiếu tới mẫu cũng như đến

các tia gamma từ mẫu đến detector. Tia gamma tức thời 478 keV của 10B phát ra

từ mẫu sẽ được ghi nhận bởi hệ phổ kế gamma đã sử dụng trong Hình 2.9. Kết

quả của các phép đo này được trình bày trong Bảng 2.11.

Bảng 2.11. Kết quả xác định tốc độ đếm tia gamma tức thời 478 keV

của hệ PGNAA tại CN2DR

C(ppm) V (ml) Số đếm Err.(%) cps cps/ml cps/ppm/ml tm (s)

6,1 2 37526 81107 0,46 0,23 0,023 10

2,7 1,8 53846 61721 0,87 0,48 0,019 25

2,3 0,65 14449 10102 1,43 2,20 0,022 100

2,2 0,65 31156 18146 1,72 2,64 0,021 125

0,65 128018 0,95 50098 2,56 3,93 0,020 200

0,65 34006 1,6 10153 3,35 5,15 0,021 250

0,65 3811 5,01 1160 3,29 5,05 0,020 250

0,65 109620 0,81 23897 4,59 7,06 0,020 350

0,65 63421 4 9381 6,76 10,40 0,021 500

Từ số liệu được trình bày của cột đầu tiên và cột cuối cùng trong Bảng

2.11, cho thấy rằng với dung dịch H3BO3 có hàm lượng bor khác nhau từ 10

ppm đến 500 ppm nhưng tỷ số cps/ppm/ml gần như là hằng số. Điều đó chứng

tỏ, việc pha loãng dung dịch là hợp lý, thiết bị đo là ổn định, trong đó giới hạn

phát hiện 10B (Phụ lục 3) của hệ đạt được là 1,1 ppm đối với thể tích mẫu là 0,65

ml và 0,1 ppm đối với thể tích mẫu là 2 ml.

2.2.4. Đo suất liều gamma trong phantom bằng TLD

µm (được cung cấp bởi Trung tâm An toàn bức xạ, Viện Nghiên cứu hạt nhân

Trong luận án, các TLD-900 có kích thước tinh thể trong khoảng 125-250

Đà Lạt) được sử dụng để đo liều tại vị trí trước và trong phantom, mỗi liều kế

được sử dụng với thời gian chiếu từ 1-4 giờ. Các TLD sau khi chiếu, được gửi

đến Trung tâm An toàn bức xạ, Viện Nghiên cứu hạt nhân để đọc kết quả bằng

máy Rexon (Model: UL-320) do Mỹ sản xuất, với sai số cho dữ liệu đã đọc là

khoảng 6 %. Kết quả của các phép đo này được thể hiện trong Bảng 2.12, với

tọa độ y luôn bằng 0 cm.

Bảng 2.12. Kết quả đo suất liều gamma trong phantom bằng TLD-900

γD&

Pos. (cm) TT tm (h) Ký hiệu mẫu Dγ (mSv) Gy.h-1 Err. (%) x z

0 0 1 M1 2 11,24 5,62E-03 6

0 2 2 M2 1 3,01 3,01E-03 6

0 4 3 M3 2 3,61 1,80E-03 6

0 6 4 M4 1 1,64 1,64E-03 6

0 10 5 M5 1 1,16 1,16E-03 6

0 14 6 M6 2 1,15 5,73E-04 6

0 18 7 M7 2 1,06 5,32E-04 6

0 22 8 M8 2 1,20 6,02E-04 6

-1 3 9 M9 1 2,88 2,88E-03 6

-3 3 10 M10 1 1,76 1,76E-03 6

-5 3 1 0,93 9,29E-04 11 M11 6

-7 3 1 0,91 9,11E-04 12 M12 6

1 3 1 2,87 2,87E-03 13 M13 6

3 3 4 5,82 1,46E-03 14 M14 6

5 3 1 1,18 1,18E-03 15 M15 6

γD&

Pos. (cm) TT tm (h) Ký hiệu mẫu Dγ (mSv) Gy.h-1 Err. (%) x z

16 M17 7 3 1 1,00 1,00E-03 6

17 M18 -1 -1 2 5,82 2,91E-03 6

18 M19 1 -1 2 5,06 2,53E-03 6

2.3. Tóm tắt chương 2

Như đã trình bày ở trên, chương trình MCNP5 đã được sử dụng để mô

phỏng và tính thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom nước với cấu hình phin

lọc của kênh ngang hiện nay là 20 cm Si và 3 cm Bi; thiết kế, chế tạo phantom

nước với kích thước dài 25 cm x rộng 16 cm x sâu 16 cm, phía trên có bố trí các

dãy lỗ theo chiều dọc và chiều ngang, là dạng phantom tiêu chuNn và phù hợp để

thực hiện các thí nghiệm trên dòng nơtrôn tại CN2DR; phương pháp kích hoạt lá

dò với kỹ thuật đo gamma trễ được sử dụng để xác định thông lượng nơtrôn

nhiệt trong phantom nước và sử dụng TLD-900 để đo suất liều gamma trong

phantom. Bên cạnh đó, phương pháp đo gamma tức thời cũng được sử dụng để

xây dựng đường chuNn hàm lượng bor trong dung dịch.

Số liệu thực nghiệm phù hợp tốt với kết quả mô phỏng và cho phép khẳng

định rằng, bố trí thực nghiệm đạt yêu cầu và phương pháp mô phỏng có thể sử

dụng để thiết kế cải tiến CN2DR nhằm đáp ứng được các yêu cầu nghiên cứu

BNCT. Nội dung chính của chương này được công bố trong các bài báo: Pham

Dang Quyet, Pham Ngoc Son and Trinh Thi Tu Anh (2018), “Measurement of

Natural Science for Young Scientists, Master and Ph.D Students from Asean

Countries. 4-7 October 2017, Da Lat, Viet Nam, Publishing house for Sci. &

in-phantom thermal neutron flux distribution in Dalat Research Reactor boron neutron capture therapy beam line”, Proceedings of 5th Academic conference on

Technol. ISBN: 978-604-913-714-3 pp. 329-335; và Trinh Thi Tu Anh, Pham

Dang Quyet, Mai Nguyen Trong Nhan & Pham Ngoc Son (2019),

“Measurement of Neutron Flux and Gamma Dose Rate Distribution Inside a

Water Phantom for BNCT Study at Dalat Research Reactor”, SAINS Malaysiana

48(1): 191-197.

Chương 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN

Mục tiêu chính của chương này là: (i) đánh giá kết quả giữa mô phỏng và

thực nghiệm đã được trình bày trong Chương 2; và (ii) mô phỏng một số cấu

hình cho CN2DR, từ đó đề xuất cấu hình tối ưu phục vụ nghiên cứu BNCT trên

kênh số 2 của LPƯ Đà Lạt.

3.1. Đánh giá kết quả giữa mô phỏng và thực nghiệm với cấu hình hiện tại

trên CN2DR

3.1.1. Đối với thông lượng nơtrôn

Thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung tâm (y = 0 cm) của phantom

được trình bày trong Bảng 3.1 (Số liệu này được trích ra từ các Bảng 2.1 và

2.10).

Bảng 3.1. Thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung tâm của

phantom giữa MCNP5 và thực nghiệm

Pos. (cm) Thông lượng nơtrôn nhiệt φth (n.cm-2.s-1)

Err. (%)

Err. (%) Mean

TT MCNP5 Exp. z Mean

2,23E+07 0,39 - - 0 1

0,5 2,79E+07 0,52 - - 2

1 3 2,13E+07 0,60 2,13E+07 1,82

2 4 1,12E+07 0,80 1,23E+07 1,79

1,06 7,13E+06 1,84 3 5 6,02E+06

4 6 3,36E+06 1,37 4,17E+06 1,92

5 7 1,98E+06 1,71 2,41E+06 2,08

6 8 1,17E+06 2,13 1,46E+06 2,40

7 9 7,77E+05 2,49 9,13E+05 2,91

Pos. (cm) Thông lượng nơtrôn nhiệt φth (n.cm-2.s-1)

Err. (%)

Err. (%) Mean

TT MCNP5 Exp. z Mean

10 8 4,99E+05 3,15 5,75E+05 3,71

11 9 3,34E+05 3,68 3,75E+05 6,26

12 10 2,01E+05 4,19 2,31E+05 12,33

Hình 3.1 là kết quả so sánh thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung

tâm (theo độ sâu) của phantom giữa mô phỏng bằng MCNP5 và đo thực nghiệm

3.0E+07

)

1 -

s .

2.5E+07

MCNP5 Thực nghiệm Đường khớp dữ liệu MCNP5

2.0E+07

1.5E+07

1.0E+07

5.0E+06

R2 = 0,998

2 - m c . n ( t ệ i h n n ô r t ơ n g n ợ ư l g n ô h T

Độ sâu trong phantom (cm)

bằng kỹ thuật kích hoạt lá dò.

Hình 3.1. Kết quả phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo

trục trung tâm của phantom bằng thực nghiệm và mô phỏng

Hình 3.1 cho thấy rằng, phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục của

phantom là một hàm theo độ sâu của phantom. Thông lượng nơtrôn nhiệt có giá

trị lớn nhất khoảng 2,3×107n.cm-2.s-1 tại độ sâu 1 cm trong phantom và giảm

nhanh đến 4,0×106 n.cm-2.s-1 tại độ sâu 4 cm. Đồng thời hình ảnh cũng cho thấy

sự phù hợp khá tốt giữa số liệu thực nghiệm và mô phỏng.

Thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính của dòng nơtrôn, tại vị trí

z = 1 cm trong phantom được trình bày trong Bảng 3.2 (Số liệu này được trích ra

từ các Bảng 2.1 và 2.10).

Bảng 3.2. Thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính của dòng

nơtrôn tại z = 1 cm trong phantom, giữa MCNP5 và thực nghiệm

Thông lượng nơtrôn nhiệt φth (n.cm-2.s-1) Pos. (cm) TT MCNP5 Exp.

Mean Err. (%) Mean Err. (%) x

2,13E+07 2,13E+07 1,82 0 1 0,60

0,5 2,10E+07 2 0,61 - -

2,04E+07 2,10E+07 1,78 1 3 0,64

1,5 1,81E+07 4 0,69 - -

2 5 0,82 1,25E+07 1,76E+07 1,93

3 6 1,38 4,17E+06 9,64E+06 1,94

4 7 2,06 1,76E+06 4,90E+06 2,42

5 8 2,85 8,31E+05 2,41E+06 3,07

-0,5 9 0,61 2,11E+07 - -

-1 10 0,63 2,03E+07 - -

-1,5 11 0,69 1,79E+07 - -

-2 12 0,82 1,25E+07 - -

-3 13 1,41 4,15E+06 - -

-4 14 2,06 1,73E+06 - -

-5 15 2,94 8,30E+05 - -

Hình 3.2 là kết quả so sánh thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính

của dòng nơtrôn, tại vị trí z = 1 cm trong phantom giữa mô phỏng bằng MCNP5

và đo thực nghiệm bằng kỹ thuật kích hoạt lá dò.

2.50E+07

Tại z = 1 cm trong phantom

MCNP5 Thực nghiệm Đường khớp dữ liệu MCNP5

) 1 - s . 2 -

2.00E+07

1.50E+07

1.00E+07

5.00E+06

0.00E+00

R2 = 0,983

m c . n ( t ệ i h n n ô r t ơ n g n ợ ư l g n ô h T

-6

-4

-2

Theo chiều bán kính của dòng nơtrôn (cm)

Hình 3.2. Kết quả phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều

bán kính của dòng nơtrôn bằng thực nghiệm và mô phỏng

Kết quả thể hiện trong Hình 3.2 cho thấy rằng, dòng nơtrôn nhiệt tại vị trí

z = 1 cm trong phantom của CN2DR có độ đối xứng tốt về phân bố thông lượng

nơtrôn nhiệt. Trong khoảng từ 2 cm đến 5 cm theo chiều bán kính của dòng

nơtrôn, kết quả thực nghiệm cao hơn kết quả mô phỏng vì bán kính của chùm

nơtrôn là 1,5 cm mà bán kính của lá dò kích hoạt đo thông lượng nơtrôn là 0,64

cm nên luôn luôn có sự đóng góp thêm một phần nơtrôn bên phía trục của dòng

nơtrôn. Để khắc phục điều này, các lá dò kích hoạt bằng vàng (Au) có kích

thước nhỏ hơn nhiều so với lá dò kích hoạt Vanadium có thể được sử dụng.

Để đánh giá sự ảnh hưởng của phantom đến độ lớn của thông lượng nơtrôn

nhiệt tại lối vào phantom (có tọa độ x = y = z = 0 cm), việc mô phỏng và tính

thông lượng nơtrôn nhiệt tại lối vào phantom trong trường hợp có hoặc không có

phantom đã được thực hiện. Kết quả của công việc này được trình bày trong

Bảng 3.3.

Bảng 3.3. Thông lượng nơtrôn nhiệt tại lối vào phantom trong trường

hợp có hoặc không có phantom, bằng MCNP5

γD&

& /D φγ

thφ (n.cm-2.s-1)

(Gy.h-1) (Gy.cm2.n-1) Phantom

Có (A) 3,18E+07 3,06E-03 2,67E-14

Không có (B) 1,69E+07 2,29E-05 3,76E-16

A/B 1,88 133,62 71,01

Từ dữ liệu thể hiện trong Bảng 3.3 có thể thấy rằng, khi có phantom thì

thông lượng nơtrôn nhiệt tại vị trí lối vào phantom sẽ tăng lên khoảng 1,9 lần và

suất liều gamma tăng lên khoảng 134 lần. Sự tăng lên của thông lượng nơtrôn

nhiệt được giải thích là do phần đóng góp của nơtrôn tới khi tương tác tán xạ với

hydro ở bề mặt trong phantom; và sự tăng lên của suất liều gamma là do phần

đóng góp của tia gamma có năng lượng 2,22 MeV sinh ra do tương tác của

nơtrôn nhiệt với hydro trong phantom.

3.1.2. Đối với suất liều gamma

Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom, đã mô phỏng bằng

MCNP5 và đo bởi TLD-900, được trình bày trong Bảng 3.4 (Số liệu này được

trích ra từ các Bảng 2.2 và 2.12), với tọa độ x và y bằng 0 cm.

Bảng 3.4. Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom bằng

Suất liều gamma (Gy.h-1) MCNP5 và thực nghiệm γD& Pos. (cm) TT MCNP5 Exp.

Mean Err. (%) Mean Err. (%) z

-0.5 2,41E-03 1 - - 3,99

0 5,63E-03 2 5,62E-03 6 2,71

1 5,05E-03 3 - - 2,86

2 3,47E-03 4 3,01E-03 6 3,44

γD&

Suất liều gamma (Gy.h-1) Pos. (cm) TT MCNP5 Exp.

Mean Err. (%) Mean Err. (%) z

3 5 2,80E-03 3,72 - -

4 6 1,89E-03 4,54 1,80E-03 6

6 7 1,00E-03 6,00 1,64E-03 6

8 8 6,29E-04 7,83 - -

10 9 4,38E-04 8,85 1,16E-03 6

14 10 2,20E-04 10,79 5,73E-04 6

16 11 1,12E-04 15,63 - -

18 12 6,56E-05 21,82 5,32E-04 6

22 13 3,59E-05 28,87 6,02E-04 6

Kết quả so sánh suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom giữa

8.00E-03

7.00E-03

MCNP5 TLD Đường khớp dữ liệu MCNP5

6.00E-03

) 1 - h y G

5.00E-03

4.00E-03

3.00E-03

2.00E-03

( a m m a g u ề i l t ấ u S

1.00E-03

R2 = 0,989

0.00E+00

10 12 14 16 18 20 22 24

Độ sâu trong phantom (cm)

MCNP5 và thực nghiệm, được thể hiện trong Hình 3.3.

Hình 3.3. Phân bố suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của

phantom giữa MCNP5 và thực nghiệm

Từ đường cong thể hiện trong Hình 3.3 cho thấy, suất liều gamma có giá trị

cực đại khoảng 5,5×10-3 (Gy.h-1) ngay tại lối vào của phantom và giảm nhanh

xuống khoảng 1,8×10-3 (Gy.h-1) tại vị trí 4 cm trong phantom. Bên cạnh đó, kết

quả này cũng cho thấy có sự phù hợp tương đối tốt giữa kết quả mô phỏng và

thực nghiệm đối với suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom. Tuy

nhiên, sự phù hợp này không tốt bằng số liệu của nơtrôn nhiệt vì dữ liệu về phổ

gamma tại lối vào của CN2DR không có trong mô phỏng nhưng trong kết quả

đo thực nghiệm có sự đóng góp của gamma từ trong LPƯ.

Kết quả đo suất liều gamma dọc theo bán kính của dòng nơtrôn, tại vị trí

z = 3 cm phantom đã mô phỏng bằng MCNP5 và đo bởi TLD-900, được trình

bày trong Bảng 3.5 (Số liệu này được trích ra từ các Bảng 2.2 và 2.12).

Bảng 3.5. Suất liều gamma theo chiều bán kính chùm nơtrôn, tại z = 3

cm trong phantom giữa MCNP5 và thực nghiệm

γD&

Suất liều gamma (Gy.h-1) Pos. (cm) TT MCNP5 Exp.

Mean Err. (%) Mean Err. (%) x

0 1 2,80E-03 - 1,71 -

1 2 2,55E-03 2,87E-03 1,79 6

2 3 2,19E-03 - 1,95 -

3 4 1,73E-03 1,46E-03 2,23 6

4 5 1,24E-03 - 2,72 -

5 6 8,82E-04 1,18E-03 3,32 6

6 7 6,61E-04 - 3,97 -

7 8 4,78E-04 1,00E-03 4,87 6

-1 9 2,68E-03 2,88E-03 1,76 6

-2 10 2,24E-03 - 1,94 -

-3 11 1,63E-03 1,76E-03 2,29 6

-4 12 1,25E-03 - 2,74 -

-5 13 8,59E-04 9,29E-04 3,34 6

γD&

Suất liều gamma (Gy.h-1) Pos. (cm) TT MCNP5 Exp.

Mean Err. (%) Mean Err. (%) x

6,77E-04 3,89 - - 14 -6

4,98E-04 4,75 9,11E-04 6 15 -7

Kết quả so sánh suất liều gamma theo chiều bán kính chùm nơtrôn, tại vị trí

z = 3 cm trong phantom giữa MCNP5 và thực nghiệm, được thể hiện trong

2.00E-03 Tại z = 3 cm trong phantom

1.75E-03

MCNP5 TLD Đường khớp dữ liệu MCNP5

1.50E-03

) 1 - h . y G

1.25E-03

1.00E-03

7.50E-04

( a m m a g u ề i l t ấ u S

5.00E-04

R2 = 0,997

2.50E-04

-8

-6

-4

-2

Theo chiều bán kính của dòng nơtrôn (cm)

Hình 3.4. Phân bố suất liều gamma theo chiều bán kính của dòng

nơtrôn tại z = 3 cm trong phantom bằng MCNP5 và thực nghiệm

Hình 3.4.

Từ đường cong thể hiện trong Hình 3.4 cho thấy suất liều gamma theo tiết

diện ngang tại vị trí z = 3 cm trong phantom có sự đối xứng tốt trong vòng bán

kính khoảng 5 cm. Đồng thời hình ảnh trên cũng cho thấy có sự phù hợp khá tốt

giữa mô phỏng bằng MCNP5 và đo thực nghiệm bằng TLD-900.

Từ các số liệu thể hiện trong các Hình 3.1 đến 3.4, có thể khẳng định rằng

có sự phù hợp tốt giữa mô phỏng MCNP5 và thực nghiệm về giá trị thông lượng

nơtrôn và suất liều gamma trong phantom. Đây là cơ sở để sử dụng chương trình

MCNP5 để mô phỏng các cấu hình CN2DR khác nhau nhằm đề xuất được cấu

hình tốt nhất phục vụ nghiên cứu BNCT.

Bên cạnh đó, các Hình 3.1 ÷ 3.4 cho thấy rằng, hình dáng của đường cong

phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt cũng như đường cong phân bố suất liều

gamma trong phantom có sự tương đồng với nhau. Có nghĩa là, có sự liên hệ

giữa suất liều gamma và thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom. Để kiểm

chứng nhận xét trên, số liệu mô phỏng suất liều gamma dọc theo trục trung tâm

của phantom khi có và không có phantom đã được so sánh. Số liệu so sánh này

được liệt kê trong Bảng 3.6, với tọa độ y luôn bằng 0 cm.

Bảng 3.6. Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom khi

có và không có phantom

Pos. (cm) Có phantom

γD&

TT x z (Gy.h-1) Err. (%) (Gy.h-1) Err. (%) Không có phantom γD&

0 -0,5 3,14E-04 7,00 2,41E-03 3,99 1

0 0 4,49E-04 5,93 5,63E-03 2,71 2

0 1 1,46E-04 9,79 5,05E-03 2,86 3

0 2 7,57E-05 13,79 3,47E-03 3,44 4

0 3 7,20E-05 14,56 2,80E-03 3,72 5

0 4 4,21E-05 18,98 1,89E-03 4,54 6

0 6 3,80E-05 20,94 1,00E-03 6,00 7

0 8 2,66E-05 24,32 6,29E-04 7,83 8

0 10 2,21E-05 28,41 4,38E-04 8,85 9

0 14 2,77E-05 30,55 2,20E-04 10,79 10

0 16 3,08E-05 24,07 1,12E-04 15,63 11

0 18 3,59E-05 23,78 6,56E-05 21,82 12

0 22 8,21E-05 13,42 3,59E-05 28,87 13

Kết quả so sánh suất liều gamma dọc theo trục của phantom khi có và

không có phantom được thể hiện trong Hình 3.5.

6.0E-03

Có phantom Không có phantom

5.0E-03

4.0E-03

) 1 - h . y G

3.0E-03

2.0E-03

1.0E-03

( a m m a g u ề i l t ấ u S

0.0E+00

Độ sâu trong phantom (cm)

Hình 3.5. Phân bố suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của

phantom khi có và không có phantom

Từ Hình 3.5 cho thấy rằng, suất liều gamma dọc theo trục của phantom

trong khoảng từ 0-4 cm, trong trường hợp có phantom là lớn hơn nhiều so với

trường hợp không có phantom.

Kết quả trên có thể được giải thích rằng, suất liều gamma đo được trong

phantom gây ra chủ yếu bởi tia gamma có năng lượng 2,22 MeV. Vì suất liều

của tia gamma 2,22 MeV trong phantom liên quan đến thông lượng nơtrôn nhiệt,

và thông lượng này cũng có sự suy giảm nhanh chóng giống với sự suy giảm

của suất liều gamma trong khoảng từ 0-4 cm trong phantom (Hình 3.1). Như

vậy, từ kết quả mô phỏng suất liều gamma ở trên (Hình 3.5) cũng cho phép

khẳng định rằng, sự đóng góp của suất liều gamma lẫn trong dòng nơtrôn chiếu

đến phantom tại CN2DR là rất thấp.

3.2. Định liều hấp thụ của BNCT trong phantom

Từ những kết quả so sánh và đánh giá về thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma trong phantom (đã trình bày trong mục 3.1), các phương trình (1.10), (1.12) và (1.18) được áp dụng để tính các thành phần liều DB, DN và liều hấp thụ toàn phần D trong nghiên cứu BNCT đối với số liệu thực nghiệm, tại mỗi vị trí trong phantom, với hàm lượng Nitơ là 2 % và giả định hàm lượng bor là 30 ppm. Kết quả này được liệt kê trong Bảng 3.7.

Bảng 3.7. Liều hấp thụ trong phantom tại CN2DR trong nghiên cứu

BNCT

Pos. (cm) D (Gy) TT DB (Gy) DN (Gy) Err. của D (%) x z

0 1 1 4,75E-05 2,89E-06 5,04E-05 1,82

0 2 2 2,75E-05 1,67E-06 2,92E-05 1,79

0 3 3 1,59E-05 9,66E-07 1,68E-05 1,85

0 4 4 9,29E-06 5,65E-07 9,85E-06 1,92

0 5 5 5,37E-06 3,27E-07 5,7E-06 2,07

0 6 6 3,26E-06 1,98E-07 3,46E-06 2,40

0 7 7 2,03E-06 1,24E-07 2,16E-06 2,91

0 8 8 1,28E-06 7,79E-08 1,36E-06 3,71

0 9 9 8,37E-07 5,09E-08 8,87E-07 6,27

0 10 10 5,14E-07 3,13E-08 5,46E-07 12,33

1 1 11 4,69E-05 2,85E-06 4,98E-05 1,78

1 2 12 2,64E-05 1,60E-06 2,8E-05 1,89

1 3 13 1,50E-05 9,11E-07 1,59E-05 2,09

1 4 14 8,61E-06 5,24E-07 9,13E-06 2,28

1 5 15 5,31E-06 3,23E-07 5,64E-06 3,00

1 6 16 3,09E-06 1,88E-07 3,28E-06 23,02

1 7 17 1,98E-06 1,20E-07 2,1E-06 7,24

1 8 18 1,06E-06 6,45E-08 1,13E-06 7,98

1 9 19 6,97E-07 4,24E-08 7,39E-07 11,92

1 20 10 4,37E-07 2,66E-08 4,64E-07 8,15

2 1 21 3,92E-05 2,38E-06 4,16E-05 1,93

2 2 22 2,36E-05 1,43E-06 2,5E-05 1,93

2 3 23 1,45E-05 8,80E-07 1,53E-05 2,02

2 4 24 8,61E-06 5,24E-07 9,13E-06 2,08

2 5 25 5,16E-06 3,14E-07 5,48E-06 2,43

2 6 26 3,05E-06 1,86E-07 3,24E-06 2,94

Pos. (cm) D (Gy) TT DB (Gy) DN (Gy) Err. của D (%) z x

7 2 27 1,77E-06 1,08E-07 1,88E-06 3,53

8 2 28 1,00E-06 6,09E-08 1,06E-06 4,60

9 2 29 5,29E-07 3,22E-08 5,62E-07 6,33

2 30 10 2,43E-07 1,48E-08 2,58E-07 8,53

1 3 31 2,15E-05 1,31E-06 2,28E-05 1,94

2 3 32 1,50E-05 9,12E-07 1,59E-05 1,98

3 3 33 1,07E-05 6,50E-07 1,13E-05 2,04

4 3 34 6,41E-06 3,90E-07 6,8E-06 2,32

5 3 35 4,41E-06 2,68E-07 4,68E-06 2,65

6 3 36 2,86E-06 1,74E-07 3,04E-06 3,21

7 3 37 1,80E-06 1,10E-07 1,91E-06 3,83

8 3 38 9,78E-07 5,95E-08 1,04E-06 12,40

9 3 39 3,67E-07 2,23E-08 3,9E-07 11,92

3 40 10 2,19E-07 1,33E-08 2,32E-07 32,24

1 4 41 1,09E-05 6,65E-07 1,16E-05 2,42

2 4 42 8,18E-06 4,97E-07 8,67E-06 2,31

3 4 43 6,09E-06 3,70E-07 6,46E-06 2,80

4 4 44 4,48E-06 2,73E-07 4,76E-06 2,63

5 4 45 3,24E-06 1,97E-07 3,44E-06 2,97

6 4 46 2,30E-06 1,40E-07 2,44E-06 4,01

7 4 47 1,59E-06 9,65E-08 1,68E-06 5,26

8 4 48 1,04E-06 6,30E-08 1,1E-06 7,41

9 4 49 6,14E-07 3,74E-08 6,52E-07 14,46

4 50 10 2,90E-07 1,77E-08 3,08E-07 9,42

1 5 51 5,37E-06 3,27E-07 5,7E-06 3,07

2 5 52 4,09E-06 2,49E-07 4,34E-06 2,95

3 5 53 3,03E-06 1,85E-07 3,22E-06 3,06

4 5 54 2,96E-06 1,80E-07 3,14E-06 3,85

Pos. (cm) D (Gy) TT DB (Gy) DN (Gy) Err. của D (%) x z

55 5 5 1,82E-06 1,11E-07 1,93E-06 4,19

56 5 6 1,48E-06 9,00E-08 1,57E-06 4,88

57 5 7 6,69E-07 4,07E-08 7,1E-07 12,59

58 5 8 9,76E-07 5,94E-08 1,04E-06 6,51

59 5 9 5,77E-07 3,51E-08 6,12E-07 10,41

60 5 10 4,97E-07 3,03E-08 5,28E-07 17,27

Hình 3.6 thể hiện mối tương quan giữa liều hấp thụ toàn phần và hai liều

thành phần DB và DN, dọc theo trục trung tâm trong phantom. Trong đó, sự đóng

5.00E-05

Liều Bor Liều Nito Liều hấp thụ toàn phần

4.00E-05

3.00E-05

2.00E-05

) y G ( ụ h t p ấ h u ề Li

1.00E-05

0.00E+00

Độ sâu trong phantom (cm)

góp của liều DN là nhỏ khi hàm lượng 10B sử dụng là 30 ppm.

Hình 3.6. Phân bố liều hấp thụ dọc theo trục trung tâm trong

phantom tại CN2DR

Như đã thể hiện trong Hình 3.1, khi tăng độ sâu trong phantom thì thông lượng nơtrôn nhiệt giảm do sự hấp thụ trong quá trình khuếch tán trong môi

trường nước thông qua tương tác tán xạ đàn hồi và phản ứng bắt (n, γ) với hạt

nhân hydro của nước trong phantom. Do vậy, các liều thành phần cũng như liều hấp thụ toàn phần cũng bị suy giảm tỷ lệ với sự suy giảm của thông lượng nơtrôn nhiệt theo độ sâu trong phantom.

Phân bố 2 chiều của thông lượng nơtrôn nhiệt đo thực nghiệm trong

phantom, được thể hiện trong Hình 3.7.

Thông lượng nơtrôn nhiệt (n.cm-2.s-1)

2.13E+07

1.86E+07

1.60E+07

2.663E+06

1.33E+07

1.07E+07

5.325E+06

7.99E+06

7.988E+06

5.33E+06

1.065E+07

c ( m o t n a h p g n o r t u â s ộ Đ

2.66E+06

1.598E+071.331E+07

0.00

Theo chiều bán kính của dòng nơtrôn (cm)

Hình 3.7. Phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt 2 chiều trong phantom

Từ Hình 3.7 có thể thấy rằng, thông lượng nơtrôn nhiệt phân bố trong

phantom có dạng đám mây elipsoid có lõi thông lượng nơtrôn cao nhất với bán

trục dài khoảng 2 cm và bán trục ngắn khoảng 1cm.

3.3. Kết quả xây dựng đường chu
CN2DR

Hình 3.8 thể hiện kết quả đường chuNn hàm lượng bor đã được xác định tại

12

10

8

6

ml / s p C

4

2

R2 = 0,998

0

0

100

200

300

400

500

Hàm lượng bor (ppm)

CN2DR (Số liệu được lấy từ kết quả Bảng 2.11).

Hình 3.8. Đường chuNn hàm lượng bor trong dung dịch được

thực hiện tại CN2DR

85

Kết quả thể hiện trong Hình 3.8 cho thấy rằng, tốc độ đếm đỉnh gamma

478 keV của 10B là một hàm bậc nhất theo hàm lượng của bor trong mẫu. Trong

các công trình nghiên cứu BNCT trên thế giới, hàm lượng bor trong khối u nằm

trong dải từ 30 đến 100 ppm và trong mô bình thường lúc đó nhỏ hơn trong khối

u khoảng 3 lần, tức là từ 10 đến 33 ppm. Từ kết quả trên, có thể khẳng định

rằng, hệ PGNAA tại CN2DR hoàn toàn sử dụng được trong quá trình kiểm soát

hàm lượng bor khi nghiên cứu BNCT.

3.4. Thiết kế cấu hình mới tại CN2DR

3.4.1. Kết quả mô phỏng khi thay đổi hình dạng ống chu(cid:26)n trực

Trong thiết kế, chế tạo và đo thực nghiệm trên dòng nơtrôn phin lọc tại

CN2DR, khi thay đổi hình dạng của ống chuNn trực thì thông lượng nơtrôn tại

lối ra của kênh cũng thay đổi. Cụ thể là, khi dùng ống chuNn trực hình nón sẽ tốt

hơn ống chuNn trực hình trụ. Trên cơ sở đó, việc mô phỏng thay đổi ống chuNn

trực hình trụ (Hình 2.2) thành ống chuNn trực hình nón đã được tiến hành. Bản

vẽ thiết kế cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón được trình bày trong

Hình 3.9.

Hình 3.9. Bản vẽ thiết kế ống chuNn trực hình nón của CN2DR

Việc mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại lối vào

phantom đã được thực hiện với cấu hình tổ hợp phin lọc 20 cm Si + 3 cm Bi và

chuNn trực hình nón (cấu hình mới) như Hình 3.9. Kết quả mô phỏng được liệt

kê trong Bảng 3.8.

86

Bảng 3.8. Thông lượng nơtrôn tại lối vào phantom với ống chuNn trực

hình trụ và ống chuNn trực hình nón

th

γD&

& /D φγ

thφ (n.cm2.s-1)

(Gy.h-1) (Gy.cm2.n-1) Ống chuNn trực

Hình trụ (A) 3,18E+07 3,06E-03 2,67E-14

Hình nón (B) 1,74E+08 2,09E-02 3,34E-14

B/A 5,47 6,83 1,25

Dựa vào số liệu trình bày trong Bảng 3.8 có thể thấy rằng, khi thay đổi cấu

hình ống chuNn trực hình trụ sang cấu hình ống chuNn trực hình nón toàn phần

với tổ hợp phin lọc 20 cm Si + 3 cm Bi thì thông lượng nơtrôn nhiệt tăng lên

khoảng 5,5 lần và suất liều gamma tăng lên khoảng 6,8 lần. Phần tăng lên của

thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma ở trên có thể được giải thích là do

góc khối của lối vào phantom đến trường nơtrôn trong vùng hoạt của LPƯ đã

tăng lên.

3.4.2. Tối ưu hóa chiều dài ống chu(cid:26)n trực

Để khảo sát chiều dài tối ưu của ống chuNn trực, công việcmô phỏng ống

chuNn trực hình nón không có phin lọc, ứng với các chiều dài (L): 40, 90, 140 và

240 cm đã được tiến hành. Thông số của ống chuNn trực được liệt kê trong Bảng

3.9.

Bảng 3.9. Các thông số của ống chuNn trực sử dụng trong mô phỏng

MCNP5

D* (cm) CL (cm) D5 (cm) D4 (cm)

14,6 5,3 240 3

19,4 7,8 140 3

19,4 9,4 90 3

Ghi chú: D* là đường kính của dòng nơtrôn tại vị trí chiếu mẫu, bằng với

19,4 12,7 40 3

đường kính của cấu hình cũ (dữ liệu trong Bảng 1.16).

87

Cấu hình của CN2DR với ống chuNn trực hình nón có chiều dài khác nhau

sử dụng để mô phỏng trong MCNP5, được trình bày trong các Hình 3.10a -

3.10d. Trong đó, D4 và D5 lần lượt là đường kính bên trong của ống chuNn trực

tại lối ra (phía cửa kênh) và lối vào (phía gần vùng hoạt của LPƯ) của kênh số 2

(CN2DR).

Hình 3.10a. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 240 cm

Hình 3.10b. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 140 cm

Hình 3.10c. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 90 cm

88

Hình 3.10d. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 40 cm

Kết quả mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại vị trí

chiếu mẫu (xem Hình 2.3) theo chiều dài khác nhau của ống chuNn trực hình nón

tại CN2DR khi không sử dụng phin lọc, được trình bày trong Bảng 3.10.

Bảng 3.10. Thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại vị trí

thφ (n.cm2.s-1)

th

& /D φγ

(Gy.h-1) (Gy.cm2.n-1) CL (cm) chiếu mẫu theo chiều dài của ống chuNn trực hình nón γD&

240 4,81E+08 0,0661 3,82E-14

140 5,03E+08 0,0992 5,48E-14

90 5,31E+08 0,13 6,8E-14

40 5,45E+08 0,153 7,8E-14

Kết quả trong Bảng 3.10 cho thấy rằng, khi giảm chiều dài của ống chuNn

trực thì thông lượng nơtrôn tăng lên. Tuy nhiên, sự tăng của thông lượng nơtrôn

chậm hơn sự tăng của suất liều gamma. Khi giảm chiều dài ống chuNn trực từ

240 cm về đến 40 cm thì thông lượng nơtrôn chỉ tăng 1,30 lần; trong khi đó suất

liều gamma tăng lên 2,04 lần. Hơn nữa, độ mở của dòng nơtrôn tăng từ đường

kính 5,3 cm đến 12,47 cm, điều này cũng đồng nghĩa với việc tăng suất liều

gamma đến các vùng không cần chiếu xạ. Vì vậy, ống chuNn trực tối ưu để lựa

chọn là hình nón có chiều dài 240 cm (như Hình 3.10a).

89

3.4.3. Tối ưu hóa chiều dài phin lọc

Để tìm chiều dài tối ưu của tổ hợp phin lọc thỏa mãn thông lượng nơtrôn

nhiệt lớn nhất và đảm bảo tỷ số suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt

thỏa mãn yêu cầu khuyến cáo (< 3×10-13 Gy.cm2.n-1) của IAEA [60]. Một số tổ

hợp phin lọc Si và Bi với các chiều dài từ 5 cm đến 20 cm đối với Si, và 1 cm

đến 3 cm đối với Bi đã được mô phỏng. Kết quả của các mô phỏng này được

trình bày trong Bảng 3.11.

Bảng 3.11. Thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại lối vào

phantom ứng với chiều dài của các tổ hợp phin lọc khác nhau

th

& /D φγ

th

& /D φγ

γD&

φth (n.cm2.s-1)

FL (cm) (Gy.h-1) TT Si Bi (Gy.cm2.n-1)* (Gy.cm2.n-1)

1 5 1 3,92E+08 1,13E-01 8,01E-14 2,04E-13

2 10 1 3,44E+08 1,02E-01 8,24E-14 2,39E-13

3 15 1 3,01E+08 9,01E-02 8,31E-14 2,76E-13

4 20 1 2,64E+08 7,98E-02 8,4E-14 3,18E-13

5 5 2 3,36E+08 9,52E-02 7,87E-14 2,34E-13

6 10 2 2,95E+08 8,66E-02 8,15E-14 2,76E-13

7 15 2 2,59E+08 7,79E-02 8,35E-14 3,23E-13

8 20 2 2,27E+08 6,87E-02 8,41E-14 3,70E-13

9 5 3 2,88E+08 8,03E-02 7,74E-14 2,69E-13

10 10 3 2,54E+08 7,24E-02 7,92E-14 3,12E-13

11 15 3 2,23E+08 6,58E-02 8,2E-14 3,68E-13

Ghi chú : * trong cột cuối của bảng trên là tỷ số suất liều gamma trên thông

12 20 3 1,95E+08 5,27E-02 7,51E-14 3,85E-13

lượng nơtrôn nhiệt khi chiếu để đạt giới hạn thông lượng nơtrôn khuyến cáo là

1×109 n.cm-2.s-1.

90

Kết quả mô phỏng được trình bày trong Bảng 3.11 cho thấy rằng, một số tổ

hợp phin lọc sử dụng phù hợp cho BNCT là: 5 cm Si + 1 cm Bi; 10 cm Si +

1 cm Bi; 15 cm Si + 1 cm Bi; 5 cm Si + 2 cm Bi; 10 cm Si + 2 cm Bi; và 5 cm Si

+ 3 cm Bi. Trong đó, tổ hợp phin lọc bao gồm 5 cm Si + 1 cm Bi là lựa chọn tốt

nhất trong các trường hợp này. Lý do lựa chọn là vì thông lượng nơtrôn đạt được

cao nhất, thời gian chiếu xạ để đạt giới hạn thông lượng nơtrôn khuyến cáo

1×109 n.cm-2.s-1 là ngắn nhất, và vẫn đảm bảo được tỷ số suất liều gamma trên

thông lượng nơtrôn nhiệt là nhỏ hơn 3×10-13 Gy.cm2.n-1. Phổ nơtrôn tại lối vào

của phantom giữa cấu hình mới và cấu hình hiện tại được thể hiện trong Hình

1E+09

Cấu hình mới Cấu hình hiện tại

1E+08

) 1 - s . 2 -

1E+07

1E+06

1E+05

1E+04

m c . n ( n ô r t ơ n g n ợ ư l g n ô h T

1E+03

1E-9

1E-8

1E-7

1E-6

Năng lượng (MeV)

3.11.

Hình 3.11. Phổ nơtrôn tại lối vào phantom của các cấu hình mới và

cấu hình hiện tại, mô phỏng bằng MCNP5 cho CN2DR

Từ Hình 3.11 dễ dàng nhận ra rằng, sau khi đi qua tổ hợp phin lọc đơn tinh

thể Si và Bi, phổ nơtrôn thu được chủ yếu là các nơtrôn nhiệt. Trong đó, thông

lượng nơtrôn nhiệt tạo ra bởi cấu hình mới tăng lên hơn 12 lần so với cấu hình

hiện tại (Tuy nhiên thành phần nơtrôn trên nhiệt, nơtrôn nhanh và suất liều

gamma cũng tăng lên).

91

3.4.4. Đề xuất cấu hình mới cho CN2DR

Từ những kết quả mô phỏng và bình luận ở trên, cấu hình mới phục vụ cho

nghiên cứu BNCT tại CN2DR được NCS đề xuất. Bản vẽ thiết kế tổng quát của

cấu hình mới được trình bày trong Hình 3.12.

Hình 3.12. Bản vẽ thiết kế tổng quát của cấu hình mới phục vụ

nghiên cứu BNCT tại CN2DR

Cấu hình mới này có chiều dài ống dẫn dòng, đồng thời cũng là ống chuNn

trực nơtrôn là 240 cm, với đường kính tiếp xúc với vành phản xạ của LPƯ là

15,2 cm và đường kính phía phantom là 5,3 cm.

Kết quả mô phỏng phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với

cấu hình mới đề xuất cho nghiên cứu BNCT tại CN2DR (chuNn trực dòng

nơtrôn hình nón dài 240 cm, tổ hợp phin lọc 5 cm Si và 1 cm Bi) được liệt kê

trong Bảng 3.12, với tọa độ y bằng 0 cm.

Bảng 3.12. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình đề

xuất tại CN2DR

z (cm) x = 0 (cm) x = 1 (cm) x = 2 (cm) x = 3 (cm) x = 4 (cm)

3,92E+08 3,87E+08 3,35E+08 2,15E+08 9,23E+07 0

4,97E+08 4,88E+08 4,23E+08 2,77E+08 1,18E+08 0,2

4,97E+08 4,82E+08 4,16E+08 2,77E+08 1,28E+08 0,4

4,28E+08 4,10E+08 3,51E+08 2,36E+08 1,25E+08 0,9

3,74E+08 3,58E+08 3,06E+08 2,17E+08 1,18E+08 1,2

3,40E+08 3,29E+08 2,81E+08 1,98E+08 1,10E+08 1,4

92

x = 1 (cm) x = 2 (cm) x = 3 (cm) x = 4 (cm) z (cm) x = 0 (cm)

1,9 2,70E+08 2,57E+08 2,23E+08 1,59E+08 9,81E+07

2,2 2,34E+08 2,22E+08 1,89E+08 1,40E+08 8,87E+07

2,4 2,12E+08 2,01E+08 1,73E+08 1,31E+08 8,21E+07

2,9 1,65E+08 1,59E+08 1,38E+08 1,05E+08 7,09E+07

3,2 1,43E+08 1,39E+08 1,19E+08 9,16E+07 6,35E+07

4,2 8,89E+07 8,62E+07 7,70E+07 6,14E+07 4,48E+07

5,2 5,69E+07 5,40E+07 4,86E+07 4,12E+07 3,20E+07

6,2 3,74E+07 3,60E+07 3,29E+07 2,79E+07 2,19E+07

7,2 2,39E+07 2,34E+07 2,20E+07 1,89E+07 1,51E+07

8,2 1,57E+07 1,55E+07 1,41E+07 1,24E+07 1,08E+07

9,2 1,07E+07 1,05E+07 9,92E+06 8,66E+06 7,38E+06

10,2 6,95E+06 7,04E+06 6,64E+06 5,96E+06 4,93E+06

15,2 1,12E+06 1,08E+06 1,03E+06 9,61E+05 6,95E+05

19,2 2,36E+05 2,52E+05 2,50E+05 2,61E+05 1,75E+05

Các thông số đánh giá cho quá trình mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt

trong phantom, theo chiều bán kính của dòng nơtrôn được trình bày trong

Bảng 3.13.

Bảng 3.13. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng

nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình mới

TT Pos. (cm) NOH R FOM VOV

256 0,0000 0,0013 0 1 5×108

1 2 252 0,0000 0,0013 5×108

217 0,0000 0,0014 2 3 5×108

134 0,0000 0,0018 3 4 5×108

4 5 49 0,0001 0,0031 5×108

Các thông số được trình bày trong các Bảng 2.3 và 3.13 cho thấy rằng, với

cấu hình mới: số hạt gieo giảm xuống một nửa nhưng thông số FOM tăng và R

giảm. Vì vậy chỉ cần sử dụng một lượng thời gian nhỏ nhưng chúng ta vẫn có

93

được kết quả mô phỏng chính xác. Điều này chứng tỏ cấu hình thiết kế mới là

tối ưu hơn cấu hình hiện tại.

Kết quả mô phỏng phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom sử

5.5E+08

)

5.0E+08

1 - s . 2 -

4.5E+08

4.0E+08

x = 0 x = 1 x = 2 x = 3 x = 4

3.5E+08

3.0E+08

2.5E+08

2.0E+08

1.5E+08

1.0E+08

5.0E+07

m c . n ( t ệ i h n n ô r t ơ n g n ợ ư l g n ô h T

0.0E+00

0

5

10

15

20

Độ sâu trong phantom (cm)

dụng cấu hình mới được thể hiện trong Hình 3.13.

Hình 3.13. Phân bố thông lượng nhiệt trong phantom sử dụng cấu

hình mới cho CN2DR, mô phỏng bằng MCNP5

Hình 3.14. thể hiện sự cải thiện dòng nơtrôn nhiệt trong phantom của cấu

5.5E+08

)

1 -

5.0E+08

s .

2

Cấu hình mới Cấu hình hiện tại

4.5E+08

4.0E+08

3.5E+08

3.0E+08

2.5E+08

2.0E+08

1.5E+08

1.0E+08

5.0E+07

m- c . n ( t ệ i h n n ô r t o n g n ợ u l g n ô h T

0.0E+00

0

5

10

15

20

Ðộ sâu trong phantom (cm)

hình mới so với cấu hình hiện tại.

Hình 3.14. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom của cấu hình

mới và cấu hình hiện tại, mô phỏng bằng MCNP5

94

Như vậy, bằng cách thay đổi cấu hình dẫn dòng và chuNn trực cho dòng

nơtrôn tại CN2DR, kết quả cho thấy rằng, thông lượng nơtrôn nhiệt đã được

tăng lên khoảng 12 lần (từ 3,18×107 lên 3,92×108 n.cm-2.s-1).

Bảng 3.14 so sánh dòng nơtrôn nhiệt đề xuất tại CN2DR với một số dòng

nơtrôn nhiệt sử dụng cho nghiên cứu BNCT trên thế giới.

Bảng 3.14. Một số thiết kế dòng nơtrôn nhiệt trên LPƯ của các nước

đã thực hiện bằng MCNP

thφ

th

& /D φγ

×109 (n.cm-2.s-1)

×10-13 (Gy.cm2.n-1)

P LPƯ (MW)

TRIGA Mark 0,1 1,5 1,7 II [58]

MURR [24] 10 0,96 3,99

HANARO [27] 30 2,6 1,2

LPƯ Đà Lạt 0,5 0,39 2,04

Như vậy có thể khẳng định rằng, cấu hình thiết kế đã đề xuất trong luận án

là phù hợp cho nghiên cứu BNCT, đáp ứng được mục tiêu đã đề ra là thông

lượng nơtrôn nhiệt > 1×108 n.cm-2.s-1 và tỷ số suất liều gamma trên thông lượng

nơtrôn nhiệt < 3 ×10-13 Gy.cm2 .n-1.

3.5. Tóm tắt chương 3

Như đã trình bày ở trên, từ kết quả so sánh sự phù hợp giữa mô phỏng và

thực nghiệm đối với sự phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma

trong phantom của cấu hình hiện tại, tác giả đã cải tiến thiết kế và đề xuất được

cấu hình mới phục vụ cho nghiên cứu BNCT tại CN2DR.

Thực hiện thiết kế cải tiến cấu hình phin lọc từ dạng chuNn trực hình trụ

sang dạng chuNn trực hình nón, mô phỏng với các độ dài ống chuNn trực và tổ

hợp kích thước phin lọc khác nhau để đưa ra cấu hình tối ưu phục vụ nghiên cứu

95

BNCT tại kênh số 2 LPƯ Đà Lạt là: chuNn trực hình nón có chiều dài 240 cm, tổ

hợp phin lọc bao gồm 5 cm Si và 1 cm Bi. Với cấu hình đề xuất này, thông

lượng nơtrôn nhiệt tại vị trí chiếu mẫu tăng lên khoảng 12 lần so với cấu hình

hiện tại và suất liều gamma vẫn ở trong giới hạn khuyến cáo của Cơ quan Năng

lượng nguyên tử Quốc tế. Tuy nhiên các cấu trúc che chắn bức xạ bên ngoài

kênh cũng cần được thiết kế bổ sung để đảm bảo an toàn bức xạ khi áp dụng mô

hình chuNn trực mới được đề xuất trong luận án này.

Thêm vào đó, từ việc xây dựng đường chuNn hàm lượng bor cho mẫu dung

dịch, có thể khẳng định rằng, hệ PGNAA tại CN2DR hoàn toàn đáp ứng được

quá trình kiểm soát hàm lượng bor trong nghiên cứu BNCT. Ngoài ra, kết quả

này cũng cho thấy khả năng ứng dụng cao của thiết bị PGNAA tại LPƯ Đà Lạt

trong phân tích định lượng nguyên tố bor trong các đối tượng mẫu sinh học, y

học, dược học và môi trường. Phần mô phỏng để chọn ra cấu hình mới được

công bố trong bài báo: Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son, Trinh Thi Tu Anh,

Nguyen Nhi Dien, and Cao Dong Vu, “Simulation Design of Thermal Neutron

collimators for Neutron Capture Studies at the Dalat Research Reactor”. Đã

được Tạp chí Asian Journal of Scientific Research chấp nhận đăng.

96

KẾT LUẬN

Từ những kết quả thu được có thể kết luận rằng, luận án của tác giả đã đạt

được các mục tiêu đặt ra, đó là tiếp cận và khởi đầu hướng nghiên cứu mới ứng

dụng chùm nơtrôn từ LPƯ Đà Lạt để nghiên cứu và xác định các tham số vật lý

đặc trưng của phương pháp BNCT.

Để đáp ứng các mục tiêu nêu trên, những kết quả khoa học và thực tiễn của

luận án đã đạt được bao gồm:

- Nghiên cứu và xác định các thành phần liều trong BNCT. Kết quả thu được

có thể kết luận rằng, liều hấp thụ trong phương pháp BNCT phụ thuộc chủ yếu

vào thông lượng của nơtrôn nhiệt và hàm lượng của bor trong thể tích vùng tế

bào khối u.

- Mô phỏng và xác định sự phân bố liều hấp thụ của BNCT trong phantom

nước tự chế tạo tại CN2DR tương ứng bằng chương trình MCNP5 và phương

pháp NAA. Kết quả cho thấy rằng, có sự phù hợp tốt giữa số liệu thực nghiệm

với kết quả mô phỏng. Vì vậy, có thể khẳng định việc bố trí thực nghiệm đạt yêu

cầu và phương pháp mô phỏng có thể sử dụng để thiết kế cải tiến CN2DR nhằm

đáp ứng được các yêu cầu nghiên cứu BNCT.

- Xây dựng phương pháp phân tích hàm lượng bor trong mẫu nước bằng kỹ

thuật PGNAA. Kết quả cho phép kết luận hệ PGNAA tại CN2DR hoàn toàn đáp

ứng được các yêu cầu của nghiên cứu BNCT. Ngoài ra, kết quả này là hoàn toàn

có thể ứng dụng mở rộng trong phân tích định lượng bor trong các đối tượng

mẫu sinh học, dược học và môi trường.

- Đề xuất thiết kế cấu hình tối ưu cho hệ BNCT tại CN2DR bằng chương

trình MCNP5. Thông lượng nơtrôn nhiệt của cấu hình mới tại vị trí chiếu mẫu

tăng lên khoảng 12 lần so với cấu hình hiện tại và đảm bảo được an toàn cho

phép đối với suất liều gamma.

- Kết quả nghiên cứu thực nghiệm và mô phỏng cho phép kết luận CN2DR

hoàn toàn đáp ứng được các yêu cầu về kỹ thuật dòng nơtrôn và an toàn bức xạ

để tiến hành nghiên cứu vật lý và đào tạo về phương pháp BNCT.

97

KIẾN NGHN VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO

Từ những nội dung và kết luận trong luận án, tác giả đưa ra một số kiến

nghị về hướng nghiên cứu tiếp theo như sau:

(1) Thiết kế, chế tạo và lắp đặt ống chuNn trực hình nón và tổ hợp phin lọc

Si + Bi như đã đề xuất trong Hình 3.12 của luận án.

(2) Đo thực nghiệm thông lượng nơtrôn và suất liều gamma trước và trong

phantom nước để kiểm chứng và đánh giá với kết quả mô phỏng đã

trình bày trong mục 3.4.4 của luận án.

(3) Đề xuất kết hợp nghiên cứu với Trung tâm Nghiên cứu và Điều chế

đồng vị phóng xạ để thực nghiệm kỹ thuật BNCT trên động vật (một số

con chuột có khối u ở chân).

98

DANH MỤC CÔNG TRÌNH KHOA HỌC CỦA TÁC GIẢ LIÊN

QUAN ĐẾN LUẬN ÁN

[1]. C.D. Vu, T.Q. Thien, H.V. Doanh, P.D. Quyet, T.T.T. Anh, and N.N. Dien

(2014), “Characterization of neutron spectrum parameters at irradiation channels

for neutron activation analysis after full conversion of the Dalat nuclear research

reactor to low enriched uranium fuel”, Nucl. Sci. Technol. (Vietnam), Vol. 4, No.

1, pp. 70-75.

[2]. Trinh Thi Tu Anh, Nguyen Danh Hung, Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son

(2018), “Dose Calculation and Measurement from B10(n, α)Li7 Reaction Using

(Vietnam), Vol. 8, No. 1, pp. 29-35.

Filtered Neutron Beam at Nuclear Research Institute”, Nucl. Sci. Technol.

[3]. Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son and Trinh Thi Tu Anh (2018),

“Measurement of in-phantom thermal neutron flux distribution in Dalat

Academic conference on Natural Science for Young Scientists, Master and Ph.D

Students from Asean Countries. 4-7 October 2017, Da Lat, Viet Nam,

Research Reactor boron neutron capture therapy beam line”, Proceedings of 5th

Publishing house for Sci. & Technol. ISBN: 978-604-913-714-3 pp. 329-335.

[4]. Trinh Thi Tu Anh, Pham Dang Quyet, Mai Nguyen Trong Nhan & Pham

Ngoc Son (2019), “Measurement of Neutron Flux and Gamma Dose Rate

Distribution Inside a Water Phantom for BNCT Study at Dalat Research

Reactor”, SAINS Malaysiana 48(1): 191-197.

[5]. Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son, Trinh Thi Tu Anh, Nguyen Nhi Dien,

and Cao Dong Vu, “Simulation Design of Thermal Neutron collimators for

Journal of Scientific Research chấp nhận đăng.

Neutron Capture Studies at the Dalat Research Reactor”. Đã được Tạp chí Asian

99

TÀI LIỆU THAM KHẢO

I. Phần tiếng Việt Nam

[1]. Trần Tuấn Anh (2016), Xác định hiệu suất ghi của các hệ đo bức xạ, Viện

Nghiên cứu hạt nhân.

trong phân tích kích hoạt neutron lò phản ứng hạt nhân cho việc xác định

đa nguyên tố, Luận án Tiến sĩ Vật lý, Trường ĐHKHTN Tp.HCM.

[2]. Hồ Mạnh Dũng (2003), Nghiên cứu và phát triển phương pháp K–zero

thuật phin lọc neutron, Luận án Tiến sĩ Vật lý, Hà nội.

[3]. Phạm Ngọc Sơn (2015), Nghiên cứu tiết diện phản ứng bắt neutron bằng kỹ

số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt để phục vụ nghiên cứu và đào tạo,

[4]. Phạm Ngọc Sơn (2012), Phát triển dòng neutron phin lọc trên kênh ngang

Báo cáo tổng kết đề tài nghiên cứu khoa học cấp Bộ, năm 2009-2010.

[5]. Mai Xuân Trung (2013), Phương pháp đo liều bức xạ, Đại học Đà Lạt.

dụng cụ (INAA) trên lò phản ứng và phương pháp xử lý thống kê đa biến

trong nghiên cứu đặc trưng đa nguyên tố và xuất xứ của vật liệu khảo cổ

đất nung thu thập từ một số khu di chỉ di tích ở Việt Nam, Báo cáo tổng kết

[6]. Cao Đông Vũ (2009), Áp dụng phương pháp phân tích kích hoạt neutron

đề tài khoa học công nghệ cấp Bộ năm 2007-2008.

II. Phần tiếng Anh

[7]. About brain tumors (2012), A Primer for Patients and Caregivers,

American Brain Tumor Association.

[8]. Ahmed S. N. (2007), Physics and engineering of radiation detection,

Elsevier.

[9]. Aihara T., Hiratsuka J., Morita N., Uno M., Sakurai Y., Maruhashi A., Ono

therapy for head and neck malignancies using 18F-BPA PET, Boron

K. and Harada T. (2006), First clinical case of boron neutron capture

Neutron Capture Therapy, head & neck, pp. 850-855.

100

J. Mater. Sci. Eng., 4(4), pp. 12-18.

[10]. Ajlouni A. W. (2010), “Radiotherapy by neutron-irradiated nanopaticles”,

[11]. Akhlaghi P. (2013), “The measurements of thermal neutron flux

distribution in a paraffin phantom”, Indi. Acad. Sci., 80(5), pp. 873–885.

treatments, University of Surrey.

[12]. Al-Turiqi A. A. (2009), Neutron activation boron therapy for cancer

neutron capture therapy, Massachussetts Insitute of Technology.

[13]. Albritton J. R. (2009), Computational aspects of treatment planning for

capture therapy for cancer, New York.

[14]. Allen B. J, Moore D. E. and Harrington B. V. (1992), Progress in neutron

[15]. Aschan C., Toivonen M., Savolainen S. and Rasmussen F. S. (1999),

“Experimental correction for thermal neutron sensitivity of gamma ray TL

dosemeters irradiated at BNCT beams”, Radiat. Prot. Dosim., 82,

pp. 65-69.

[16]. Auterinen I., Hiismiiki P., Kotiluoto P., Rosenberg R. J., Salmenhaara S.,

Seppiilii T., Seren T., Tanneri V., Aschan C., Kortesniemi M., Kosunen A.,

Metamorphosis of a 35 year-old TRIGA reactor into a modern BNCT

facility, Frontiers in neutron capture therapy, Springer, pp. 267–275.

Lampinen J., Savolainen S., Toivonen M., and Viilimiiki P. (2001),

Capture Therapy of Cancer, Cancer research 50, pp. 1061-1070.

[17]. Barth R. F., Soloway A. H., and Fairchild R. G. (1990), Boron Neutron

Neutron Capture Therapy, Current Status and Future Prospects, pp. 431-

[18]. Barth R. F., Coderre J. A., Vicente M. G. H. and Blue T. E. (2005), Boron

459.

[19]. Barth R. F., Vicente M. G. H., Harling O. K., Kiger III W. S., Riley K. J.,

Binns P. J., Wagner F. M., Suzuki M., Aihara T., Kato I. and Kawabata S.

(2012), “Current status of boron neutron capture therapy of high grade

gliomas and recurrent head and neck cancer”, Radiat. Oncol., 7, pp.146.

[20]. Bavarnegin E., Sadremomtaz A., Khalafi H. and Kasesaz Y. (2016),

“Measurement of in-phantom neutron flux and gamma dose in Tehran

101

Therapy, 12(2).

research reactor boron neutron capture therapy beam line”, J. Canc. Res.

[21]. Becker F., Nagels S., Burgkhardt B., Bottger R., Aguilar A. L., Hampel G.

and Wortmann B. (2008), “Dosimetry in mixed gamma-neutron radiation

Radiat. Meas. 43, pp. 921-924.

fields and energy com-pensation filters for CaF2: Tm TL detectors”,

Tumours, Ph.D. Thesis, University of Pavia, Printed in Pavia.

[22]. Bortolussi S. (2007), Boron Neutron Capture Therapy of Disseminated

[23]. Bosko A., Zhilchenkov D., and Reece W.D. (2004), “Ge pettrace cyclotron

as a neutron source”, Appl. Radiat. Isotopes, 61, pp. 1057–1062.

[24]. Brockman J., Nigg D. W., Hawthorne M. F. and McKibben C. (2009),

“Spectral performance of a composite single-crystal filtered thermal

Radiat. Isotopes, 67, pp. 223-225.

neutron beam for BNCT research at the University of Missouri”, Appl.

[25]. Burgkhardt B., Bilski P., Budzanowski M., Bottger R., Eberhardt K.,

Hampel G., Olko P. and Straubing A. (2006), “Application of different TL

detectors for the photon dosimetry in mixed radiation fields used for

BNCT”, Radiat. Protec. Dosim., 120(1–4), pp. 83-86.

[26]. Byun S.H. and Choi H.D. (2000), “Design features of a prompt gamma

neutron activation analysis system at HANARO”, J. Radio. Nucl Chem.,

Vol. 244, pp.413-416.

HANARO, Frontiers in Neutron Capture Therapy, Plenum Publishers, New

[27]. Byung-Jin J. and Byung-Chul L. (2001), A NCT facility design at

York, pp. 319-323.

[28]. Caswell R. S., Coyne J. J. and Randolph M. L. (1980), “KERMA

factors for neutron energies below 30 MeV”, Radiat. Res., 83, pp.217–254.

[29]. Caswell R.S., Coyne J.J. and Randolph M.L. (1982), “KERMA factors of

Radiat. Isotopes, 33, pp.1227–1262.

elements and compounds for neutron energies below 30 MeV”, Int. J. Appl.

102

[30]. Cember H. and Johnson T. E. (2009), Health physics, The McGraw-Hill

Companies, Inc.

[31]. Coderre J. A., Kalef-Ezra J. A., Fairchild R. G., Micca P. L., Reinstein L.

E. and Glass J.D. (1988), “Boron neutron capture therapy of a murine

melanoma”, Canc. Res., 48, pp. 6313-6316.

neutrons, Genetics 35: 397.

[32]. Conger A. D. and Giles N. H. (1950), The cytogenetic effect of slow

Health Physics, Springer.

[33]. Dewerd L. A. and Kissick M. (2014), The Phantoms of Medical and

After Its Core Conversion, Joint IGORR 2014/ IAEA Technical Meeting,

[34]. Dien N. N. and et al. (2014), Utilisation of the Dalat Research Reactor

17–21 November, Bariloche, Argentina.

international symposium on neutron capture therapy, Massachusetts

[35]. Fairchild R. G. and Brownell G. L. (1983), Processings of the first

Institute of Technology, Cambridge, Massachusetts, U.S.A.

[36]. Farr L. E., Robertson J. S., and Stickley E. (1954), “Physics and

physiology of neutron capture therapy”, Proc. N. A. S. 40, pp. 1087-1093.

[37]. Fukuda H., Hiratsuka J., Honda C., Kobayashi T., Yoshino K., Karashima

H., Takahashi J., Abe Y., Kanda K., Ichihashi M. and Mishima Y. (1994),

“Boron neutron capture therapy of malignant melanoma using 10B-

paraboronophenylalanine with special reference to evaluation of radiation

dose and damage to the normal skin”, Radiat. Res., 138, pp.435-442.

[38]. Gambarini G., Bartesaghi G, Burian J., Carrara M., Marek M., Negri A.,

Pirola L. and Viererbl. (2010), “Fast-neutron dose evaluation in BNCT

with Frickegel layer detectors”, Radiat. Meas. 45, pp. 1398-1401.

[39]. Gambarini G, Bartesaghi G, Agosteo S., Vanossi E., Carrara M. and

Borroni M. (2010b), “Determination of gamma dose and thermal neutron

Meas. 45, pp. 640-642.

fluence in BNCT beams from the TLD-700 glow curve shape”, Radiat.

103

[40]. Glascock, M. D, (1996), Tables for Activation Analysis, 4th Edition, The

University of Missouri.

[41]. Gupta N., Gahbauer R. A., Blue T. E. and Wambersie A. (1994), “Dose

Phys. 28(5), p. 1157-1166.

prescription in boron neutron capture therapy”, Int. J. Radiat. Oncol. Biol.

Nuclear Science and Technology, Brussels and Luxembourg.

[42]. Hardt P. V. D. and Röttger H. (1981), Neutron Radiography Handbook:

therapy in neurosurgery, Advances in neutron capture therapy, New York.

[43]. Hatanaka H. (1993), New dimensions of boron thermal neutron capture

system for the czeck BNCT Project, AIP Conference Proceeding.

[44]. Honzatko J. and Tomandi I. (2000), Boron concentration measurement

[45]. Horiguchi H., Sato T., Kumada H., Yamamoto T. and Sakae T. (2015),

“Estimation of relative biological effectiveness for boron neutron capture

therapy using the PHITS code coupled with a microdosimetric kinetic

model”, J. Radiat. Res., 56(2), pp. 382–390.

[47]. IAEA (2008), Relative Biological Effectiveness in Ion Beam Therapy,

Technical Reports Series No. 461.

[48]. IAEA-TECDOC-1223 (2001), Current status of neutron capture therapy.

[49]. ICRP Publication 103 (2007), The 2007 Recommendations of the

International Commission on Radiological Protection, 37(2-4).

[50]. Jevremovic T. (2005), Nuclear Principles in Engineering, Springer

Science & Business Media.

[51]. Kageji T., Nagahiro S., Matsuzaki K., Mizobuchi Y., Toi H., Nakagawa Y.

and Kumada H. (2006), “Boron neutron capture therapy using mixed

epithermal and thermal neutron beams in patients with malignant glioma-

correlation between radiation dose and radiation injury and clinical

outcome”, Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys., 65(5), pp.1446-1455.

[52]. Kasesaz Y., Bavarnegin E., Golshanian M., Khajeali A., Jarahi H.,

Mirvakili S. M. and Khalafi H. (2016), “BNCT project at Tehran Research

Reactor: current and prospective plans”, Prog. Nucl. Energ., 91, pp. 107.

104

engineering, Prentice-Hall.

[53]. Lamarsh J. R. and Baratta A. J. (2001), Introduction to nuclear

[54]. Marashi M. K. (2000), “Analysis of absorbed dose distribution in head

Res. Sec. A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated

phantom in boron neutron capture therapy”, Nucl. Inst. and Meth. Phys.

Equipment 440.2, p.446-452.

[55]. Martin J. E. (2013), Physics for Radiation Protection, John Wiley & Sons.

[56]. Masouli S. F. (2012), “Simulation of the BNCT of brain tumors using

MCNP code: beam designing and dose”, Iran J. Med. Phys., Vol.9 (3).

[57]. Matsumoto T. and Aizawa O. (1990), “Prompt gamma-ray neutron

Isotopes, 41, pp. 897-903.

activation analysis of boron-10 in biological materials”, Appl. Rad. and

[58]. Matsumoto T. (1996), “Design of neutron beams for boron neutron capture

therapy for Triga reactor”, J. Nucl. Sci. Technol., Vol.33 (2), p.171-178.

column of Triga reator, Frontiers in Neutron Capture Therapy, Plenum

[59]. Maucec M. (2001), Feasibility of the utilizaton of BNCT in thermalizing

Publishers, New York, pp. 337-343.

[60]. Monshizadeh M., Kasesaz Y., Khalafi H., Hamidi S. (2015), “MCNP

design of thermal and epithermal neutron beam for BNCT at the Isfahan

MNSR”, Prog. Nucl. Ener., Vol.83, pp. 427-432.

[61]. Moss R. (1996), Status of the BNCT project at the HFR Petten, Cancer

Neutron Capture Therapy, Springer, pp. 271–279.

[62]. Mukai K., Nakagawa Y. and Matsumoto K. (1995), “Prompt gamma ray

spectrometry for in vivo measurement of boron-10 concentration in rabbit

brain tissue”, Neurol. Med. Chir. (Tokyo) 35, pp. 855-860.

[63]. Myong-Seop K., Jun P. S. and Jin J. B. (2004), “Measurements of in-

Eng. Technol., 36(3), pp. 203-209.

phantom neutron flux distribution at the HANARO BNCT facility”, Nucl.

[64]. Myong-Seop K., Byung-Chul L., Sung-Yul H., Heonil K. and Byung-Jin J.

(2007), “Development and characteristics of the HANARO neutron

105

irradiation facility for applications in the boron neutron capture therapy

field”, Phys. Med. Biol., 52, pp. 2553–2566.

capture therapy for malignant brain tumor in Japan, Cancer Neutron

[65]. Nakagawa Y. and Hatanaka H. (1996), Recent study of boron neutron

Capture Therapy, Plenum Press, New York.

[66]. Nakagawa Y. (2001), Clinical practice in BNCT to the brain, IAEA,

TECDOC-1223.

[67]. Nakagawa Y., Pooh K., Kobayashi T., Kageji T., Uyama S., Matsumura A.

and Kumada H. (2003), “Clinical review of the Japanese experience with

boron neutron capture therapy and a proposed strategy using epithermal

neutron beams”, J. Neuro-Oncol., 62, pp. 87-99.

Neutron Capture Therapy for Glioblastoma A Phase-I/II Clinical Trial at

JRR-4, EUR assoc neurooncol mag, pp. 1-8.

[68]. Nakai K., Yamamoto T., Kumada H., and Matsumura A. (2014), Boron

[69]. Nakamura T., Horiguchi H., Kishi T., Motohashi J., Sasajima F. and

Kumada H. (2011), “Resumption of JRR-4 and characteristics of neutron

beam for BNCT”, Appl. Radiat. Isotopes, 69, pp. 1932-1935.

[70]. Nigg D. W. and Eng D. (1994), “Methods for radiation dose distribution

Radiat. Oncol. Biol. Phys., 28(5), p. 1121-1134.

analysis and treatment planning in boron neutron capture therapy”, Int. J.

[71]. Nigg D.W., Venhuizen J. R., Wemple C. A., Tripard G. E., Sharp S., Fox

K. (2004), “Flux and instrumentation upgrade for the epithermal neutron

beam facility at Washington State University”, Appl. Radiat. Isotopes, 61,

pp. 993-996.

[72]. Podgorsak E. B. (2010), Radiation physics for medical physicists, Springer

Science & Business Media.

[73]. Raaijmakers C. P., Dewit L., Konijnenberg M. W., Mijnheer B. J, Moss R.

L and Stecher-Rasmussen F. (1995), “Monitoring of blood-10B

concentration for boron neutron capture therapy using prompt gamma-ray

analysis”, Acta. Oncol. 34(4), pp. 517-523.

106

neutron activation analisys facility using a focused diffracted neutron

beam”, NIM B143, pp. 414-421.

[74]. Riley K. J. and Harling O. K. (1998), “An inproved prompt gamma

the MIT fission converter based epithermal neutron beam, Phys. Med. Biol,

[75]. Riley K., Binns P. and Harling O. (2003), Performance characteristics of

48, pp. 943-958.

nuclear pharmacists and nuclear medicine professionals, University of

[76]. Roberts T. G. (1998), Correspondence continuing education courses for

New Mexico Health Sciences Center Pharmacy Continuing Education

Albuquerque, New Mexico.

capture therapy: principles and applications, Springer Science & Business

[77]. Sauerwein W. A. G, Moss A. W. R. and Nakagawa Y. (2012), Neutron

Media.

[78]. Sauerwein W., Moss R., Hideghety K., Stecher-Rasmussen F., De Vries

M., Reulen H.J., Gotz C., Paquis P., Grochulla F., Haselsberge K., Wolbers

J., Rassow J., PignollJ. P., Watkins P., Vroegindeweij C., Ravensberg K.,

Garbel S., Wiestler O. D., Turowski B., Zanella F., Touw D., Siefert A.,

the European clinical trial of BNCT at Petten (EORTC Protocol 11961),

Huiskamp R., Fankhauser H., and Gabel D. et al. (2001), Status report on

Frontiers in Neutron Capture Therapy, Plenum Publishers, New York.

[79]. Seog-Guen K. (1980), “Calculation of neutron and gamma ray flux to dose

rate conversion factors”, J. Korean Nucl. Soci., 12(3), pp. 171-179.

[80]. Si-Hwan K., Hee-Cheon N., Deok-Jung L., Doo-Jeong L., Dong-Seong S.,

Won-Zin O. and Soo-Dong, S. (2011), Introduction to nuclear engineering,

KNA.

[81]. Shih J. L. A. and Brugger R. M. (1992), “Gadolinium as a neutron capture

agent”, Med. Phys., 3, pp. 733 – 744.

[82]. Solleh M. R. M., Mohamed A. A., Tajuddin A.A., Rabir M. H., Zin M. R.

M., Yazid H., Azman A., Yoshiaki K. and Hiraga F. (2014), Neutron and

107

gamma measurement with water phantom for boron neutron capture

therapy (BNCT) reactor Triga Puspati.

Neutron Capture Therapy, The Ohio State University, Columbus.

[83]. Soloway A. H., Barth R.F. and Carpenter D.E. (1992), Advances in

[84]. Son P. N. and Tan V. H. (2016), “Measurement of neutron energy

spectrum at the radial channel No.4 of the Dalat reactor”, Springer Plus,

Vol. 5:863.

[85]. Son N. A., Lanh D. and Thang H. (2017), “Determination of neutron beam

Appl. Phys., Vol.5, Issue 2, pp. 4-9.

diameter in 3th horizontal channel of Dalat nuclear reactor”, J. Pure and

[86]. Stabin M. G. (2000), “Re-evaluation of absorbed fractions for photons and

electrons in spheres of various sizes”, J. Nucl. Med., 41(1), pp. 149-160.

[87]. Kenta Takada, Tomonori Isobe, Hiroaki Kumada, Tetsuya Yamamoto,

Koichi Shida, Daisuke Kobayashi, Yutaro Mori, Hideyuki Sakurai and

Takeji Sakae (2014), “Evaluation of the radiation dose for whole body in

boron neutron capture therapy”, Prog. Nucl. Sci. Technol., Vol. 4, pp. 820-

823.

[88]. Tan V. H. and et al. (2014), “Progress of Filtered Neutron Beams

Development and Applications at the Horizontal Channels No.2 and No.4 of

Dalat Nuclear Research Reactor”, Nucl. Sci. Technol. (Vietnam); ISSN

1810-5408; V. 4(1); pp. 62-69.

radiation, Taylor and Francis Group.

[89]. Tsoulfanidis N. and Landsberger S. (2015), Measurement and detection of

Particle Transport Code, Version 5, Los Alamos national laboratory.

[90]. X-5 Monte Carlo Team (2003), MCNP - A General Monte Carlo N-

[91]. Yamamoto T., Matsumura A., Yamamoto K., Kumada H., Shibata Y. and

Nose T. (2002), “In-phantom two-dimensional thermal neutron distribution

Med. Biol. 47, pp. 2387–2396.

for intraoperative boron neutron capture therapy of brain tumours”, Phys.

108

[92]. Yang J. S., Kim D. Y., Kim J. L., Chang S. Y., Nam Y. M. and Park J. W.

(2002), “Thermoluminescence characteristics of teflon embedded

CaSO4:Dy TLD”, Radiat. Prot. Dosim., 100(1-4), pp. 337–340.

III. Phần trên Internet

[93]. Worldwide cancer statistics WCRF (truy cập ngày 21/8/2014).

[94]. ungthu.net.vn (truy cập ngày 29/8/2014).

109

PHỤ LỤC

Phụ lục 1: Dữ liệu phổ nơtrôn tại lối vào của CN2DR

Thông

Thông

Năng lượng

Năng lượng

Thông lượng

Năng lượng

lượng

lượng

(MeV)

(MeV)

(n.cm-2.s-1)

(MeV)

(n.cm-2.s-1)

(n.cm-2.s-1)

1,00E-09

1,41E+10

3,20E-02

7,93E+02

1,24E-01

1,92E+02

5,00E-09

6,05E+10

3,30E-02

7,67E+02

1,25E-01

1,92E+02

1,00E-08

9,96E+10

3,40E-02

7,44E+02

1,26E-01

1,90E+02

1,50E-08

1,23E+11

3,50E-02

7,22E+02

1,27E-01

1,88E+02

2,00E-08

1,35E+11

3,60E-02

7,00E+02

1,28E-01

1,86E+02

2,50E-08

1,39E+11

3,70E-02

6,82E+02

1,29E-01

1,85E+02

3,00E-08

1,38E+11

3,80E-02

6,62E+02

1,30E-01

1,83E+02

3,50E-08

1,32E+11

3,90E-02

6,44E+02

1,31E-01

1,81E+02

4,00E-08

1,25E+11

4,00E-02

6,28E+02

1,32E-01

1,80E+02

4,50E-08

1,16E+11

4,10E-02

6,12E+02

1,33E-01

1,79E+02

5,00E-08

1,06E+11

4,20E-02

5,97E+02

1,34E-01

1,78E+02

5,50E-08

9,59E+10

4,30E-02

5,83E+02

1,35E-01

1,76E+02

6,00E-08

8,63E+10

4,40E-02

5,68E+02

1,36E-01

1,75E+02

6,50E-08

7,71E+10

4,50E-02

5,56E+02

1,37E-01

1,74E+02

7,00E-08

6,84E+10

4,60E-02

5,43E+02

1,38E-01

1,72E+02

7,50E-08

6,05E+10

4,70E-02

5,30E+02

1,39E-01

1,71E+02

8,00E-08

5,30E+10

4,80E-02

5,19E+02

1,40E-01

1,70E+02

8,50E-08

4,65E+10

4,90E-02

5,09E+02

1,41E-01

1,69E+02

9,00E-08

4,05E+10

5,00E-02

4,98E+02

1,42E-01

1,67E+02

9,50E-08

3,53E+10

5,10E-02

4,87E+02

1,43E-01

1,66E+02

1,00E-07

3,06E+10

5,20E-02

4,78E+02

1,44E-01

1,65E+02

1,25E-07

1,46E+10

5,30E-02

4,69E+02

1,45E-01

1,64E+02

110

Thông

Thông

Năng lượng

Năng lượng

Thông lượng

Năng lượng

lượng

lượng

(MeV)

(MeV)

(n.cm-2.s-1)

(MeV)

(n.cm-2.s-1)

(n.cm-2.s-1)

1,50E-07

6,64E+09

5,40E-02

4,60E+02

1,46E-01

1,62E+02

1,75E-07

2,95E+09

5,50E-02

4,51E+02

1,47E-01

1,61E+02

2,00E-07

1,28E+09

5,60E-02

4,42E+02

1,48E-01

1,60E+02

2,25E-07

5,47E+08

5,70E-02

4,34E+02

1,49E-01

1,59E+02

2,50E-07

2,32E+08

5,80E-02

4,25E+02

1,50E-01

1,58E+02

2,75E-07

2,52E+08

5,90E-02

4,18E+02

1,51E-01

1,57E+02

3,00E-07

1,83E+08

6,00E-02

4,11E+02

1,52E-01

1,56E+02

3,25E-07

1,47E+08

6,10E-02

4,04E+02

1,53E-01

1,55E+02

3,50E-07

1,28E+08

6,20E-02

3,98E+02

1,54E-01

1,54E+02

3,75E-07

1,15E+08

6,30E-02

3,91E+02

1,55E-01

1,53E+02

4,00E-07

1,06E+08

6,40E-02

3,84E+02

1,56E-01

1,51E+02

4,25E-07

9,92E+07

6,50E-02

3,78E+02

1,57E-01

1,51E+02

4,50E-07

9,32E+07

6,60E-02

3,73E+02

1,58E-01

1,50E+02

4,75E-07

8,80E+07

6,70E-02

3,66E+02

1,59E-01

1,49E+02

5,00E-07

8,34E+07

6,80E-02

3,60E+02

1,60E-01

1,48E+02

6,00E-07

6,90E+07

6,90E-02

3,55E+02

1,61E-01

1,47E+02

7,00E-07

5,86E+07

7,00E-02

3,49E+02

1,62E-01

1,46E+02

8,00E-07

5,10E+07

7,10E-02

3,46E+02

1,63E-01

1,45E+02

9,00E-07

4,51E+07

7,20E-02

3,40E+02

1,64E-01

1,44E+02

1,00E-06

4,04E+07

7,30E-02

3,35E+02

1,65E-01

1,43E+02

5,00E-06

7,51E+06

7,40E-02

3,31E+02

1,66E-01

1,42E+02

1,00E-05

3,64E+06

7,50E-02

3,26E+02

1,67E-01

1,41E+02

2,00E-05

1,77E+06

7,60E-02

3,20E+02

1,68E-01

1,40E+02

3,00E-05

1,16E+06

7,70E-02

3,17E+02

1,69E-01

1,39E+02

111

Thông

Thông

Năng lượng

Năng lượng

Thông lượng

Năng lượng

lượng

lượng

(MeV)

(MeV)

(n.cm-2.s-1)

(MeV)

(n.cm-2.s-1)

(n.cm-2.s-1)

4,00E-05

8,56E+05

7,80E-02

3,13E+02

1,70E-01

1,38E+02

5,00E-05

6,79E+05

7,90E-02

3,08E+02

1,71E-01

1,38E+02

6,00E-05

5,61E+05

8,00E-02

3,04E+02

1,72E-01

1,37E+02

7,00E-05

4,78E+05

8,10E-02

3,00E+02

1,73E-01

1,36E+02

8,00E-05

4,14E+05

8,20E-02

2,97E+02

1,74E-01

1,35E+02

9,00E-05

3,67E+05

8,30E-02

2,93E+02

1,75E-01

1,34E+02

1,00E-04

3,29E+05

8,40E-02

2,90E+02

1,76E-01

1,34E+02

2,00E-04

1,59E+05

8,50E-02

2,86E+02

1,77E-01

1,33E+02

3,00E-04

1,04E+05

8,60E-02

2,82E+02

1,78E-01

1,32E+02

4,00E-04

7,73E+04

8,70E-02

2,79E+02

1,79E-01

1,31E+02

5,00E-04

6,12E+04

8,80E-02

2,75E+02

1,80E-01

1,31E+02

6,00E-04

5,05E+04

8,90E-02

2,72E+02

1,81E-01

1,30E+02

7,00E-04

4,31E+04

9,00E-02

2,70E+02

1,82E-01

1,29E+02

8,00E-04

3,75E+04

9,10E-02

2,66E+02

1,83E-01

1,28E+02

9,00E-04

3,31E+04

9,20E-02

2,62E+02

1,84E-01

1,28E+02

1,00E-03

2,97E+04

9,30E-02

2,61E+02

1,85E-01

1,27E+02

2,00E-03

1,44E+04

9,40E-02

2,57E+02

1,86E-01

1,26E+02

3,00E-03

9,41E+03

9,50E-02

2,55E+02

1,87E-01

1,25E+02

4,00E-03

6,97E+03

9,60E-02

2,52E+02

1,88E-01

1,25E+02

5,00E-03

5,52E+03

9,70E-02

2,50E+02

1,89E-01

1,24E+02

6,00E-03

4,56E+03

9,80E-02

2,46E+02

1,90E-01

1,23E+02

7,00E-03

3,87E+03

9,90E-02

2,44E+02

1,91E-01

1,23E+02

8,00E-03

3,38E+03

1,00E-01

2,41E+02

1,92E-01

1,22E+02

9,00E-03

2,99E+03

1,01E-01

2,39E+02

1,93E-01

1,21E+02

112

Thông

Thông

Năng lượng

Năng lượng

Thông lượng

Năng lượng

lượng

lượng

(MeV)

(MeV)

(n.cm-2.s-1)

(MeV)

(n.cm-2.s-1)

(n.cm-2.s-1)

1,00E-02

2,68E+03

1,02E-01

2,37E+02

1,94E-01

1,21E+02

1,10E-02

2,43E+03

1,03E-01

2,33E+02

1,95E-01

1,20E+02

1,20E-02

2,21E+03

1,04E-01

2,32E+02

1,96E-01

1,19E+02

1,30E-02

2,03E+03

1,05E-01

2,30E+02

1,97E-01

1,19E+02

1,40E-02

1,88E+03

1,06E-01

2,26E+02

1,98E-01

1,18E+02

1,50E-02

1,75E+03

1,07E-01

2,24E+02

1,99E-01

1,17E+02

1,60E-02

1,64E+03

1,08E-01

2,23E+02

2,00E-01

1,17E+02

1,70E-02

1,54E+03

1,09E-01

2,21E+02

2,50E-01

9,27E+01

1,80E-02

1,45E+03

1,10E-01

2,19E+02

3,00E-01

7,66E+01

1,90E-02

1,37E+03

1,11E-01

2,15E+02

3,50E-01

6,52E+01

2,00E-02

1,30E+03

1,12E-01

2,14E+02

4,00E-01

5,67E+01

2,10E-02

1,23E+03

1,13E-01

2,12E+02

4,50E-01

5,01E+01

2,20E-02

1,17E+03

1,14E-01

2,10E+02

5,00E-01

4,49E+01

2,30E-02

1,12E+03

1,15E-01

2,08E+02

5,50E-01

4,05E+01

2,40E-02

1,07E+03

1,16E-01

2,06E+02

6,00E-01

3,71E+01

2,50E-02

1,03E+03

1,17E-01

2,05E+02

6,50E-01

3,42E+01

2,60E-02

9,85E+02

1,18E-01

2,03E+02

7,00E-01

3,15E+01

2,70E-02

9,47E+02

1,19E-01

2,01E+02

7,50E-01

2,93E+01

2,80E-02

9,12E+02

1,20E-01

1,99E+02

8,00E-01

2,75E+01

2,90E-02

8,80E+02

1,21E-01

1,97E+02

8,50E-01

2,57E+01

3,00E-02

8,49E+02

1,22E-01

1,95E+02

9,00E-01

2,43E+01

3,10E-02

8,20E+02

1,23E-01

1,94E+02

9,50E-01

2,30E+01

113

Phụ lục 2: Tính hiệu suất ghi và sai số của hiệu suất ghi của detector đối với đỉnh

năng lượng 1434 keV bằng phương pháp bình phương tối thiểu.

Dựa trên Hình 2.10, hàm khớp của đường cong hiệu suất ghi theo năng lượng có

dạng: y = b5x5 + b4x4 + b3x3 + b2x2 + b1x + b0

trong đó: y ≡ logε (%), và x ≡ logE (keV).

Chúng ta tính logarit của năng lượng tia gamma dựa trên số liệu của Bảng 2.6.

Hiệu suất ghi

Năng lượng của tia gamma

TT

Nguồn chuNn

logE (keV)

E (keV)

của detector ε (%)

81,0

2,122

1,91

133Ba

1

88,0

2,349

1,94

109Cd

2

122,1

3,145

2,09

57Co

3

4

136,5

3,061

2,14

57Co

276,4

2,087

2,44

133Ba

5

302,8

1,959

2,48

133Ba

6

356,0

1,805

2,55

133Ba

7

8

383,9

1,769

2,58

133Ba

511,0

1,421

2,71

22Na

9

661,6

1,189

2,82

137Cs

10

834,8

1,030

2,92

54Mn

11

1115,5

0,824

3,05

65Zn

12

1173,2

0,782

3,07

60Co

13

14

1332,5

0,703

3,12

60Co

Xác định các hệ số b, thông qua tính ma trận:

1 −

T yg

b

.

=

=

( T gg

)

         

b  0  b  1  b 2  b  3  b 4  b   5

114

Ma trận g:

1,91

3,64

6,95

13,27

25,32

1

1,94

3,78

7,35

14,30

27,80

1

2,09

4,35

9,09

18,96

39,57

1

2,14

4,56

9,73

20,78

44,37

1

2,44

5,96

14,55

35,53

86,76

1

2,48

6,16

15,27

37,90

94,03

1

2,55

6,51

16,61

42,38

108,13

1

2,58

6,68

17,26

44,60

115,25

1

2,71

7,34

19,87

53,81

145,74

1

2,82

7,96

22,44

63,29

178,53

1

2,92

8,54

24,94

72,86

212,86

1

3,05

9,29

28,30

86,25

262,84

1

3,07

9,42

28,92

88,76

272,42

1

3,12

9,76

30,51

95,33

297,87

1

Ma trận (gTg)-1:

62136103,11

-127259417,44

103416917,86

-41686922,03

8336564,74

-661818,42

-127259416,88

260745137,55

-211980289,08

85482553,84

-17101490,46

1358156,23

103416916,95

-211980288,15

172405208,65

-69551261,32

13919713,05

-1105886,14

-41686921,48

85482553,09

-69551261,01

28069201,74

-5619824,34

446649,24

8336564,60

-17101490,24

13919712,93

-5619824,32

1125590,96

-89492,51

-661818,41

1358156,20

-1105886,13

446649,23

-89492,51

7117,91

115

Ma trận gTy

Ma trận (gTg)-1.gTy

Các hệ số b

2,69

-241,1630

b0

5,82

454,0569

b1

12,55

-338,7363

b2

26,80

125,5870

b3

56,10

-23,1672

b4

112,91

1,7007

b5

Hiệu suất ghi của detector đối với tia gamma có năng lượng 1434 keV là:

E (keV)

logE (keV)

logε (%)

ε (%)

1434

3,1565

-0,1776

0,6644

Sai số của hiệu suất ghi của detector đối với tia gamma có năng lượng 1434 keV

được xác định theo biểu thức:

1 −

T XggX

.

)

(

2 2 = εσ ε

T ε

2 . σ ε

2

1 −

T XggX

,2

5861

=

=

=

Với

⇒

)

(

T ε

ε

εX

3

4

5

1 log (log (log (log (log

1 1565 9638 4512 2774 3739

ε ) ε ) ε ) ε ) ε

         

  ,3   ,9  ,31   ,99  ,313  

         

         

Giá trị phương sai của phương pháp được tính bởi công thức:

,0

000086

=

=

2 σ

SSE BTD

n

SSE

y

ˆ y

,0

000687

−

Trong đó, tổng bình phương các sai số:

với

(

) 2 =

iy là giá

i

i

= ∑

i

1 =

trị thực nghiệm,

iyˆ là giá trị mô hình, và số bậc tự do: BTD = số điểm thực nghiệm – số

tham số của hàm cần khớp = 14 – 6 = 8

0099

Vậy

và sai số tương đối của hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng trên là:

,0=εσ

1,5 %.

116

Phụ lục 3: Cách pha loãng dung dịch H3BO3, xác định hàm lượng và giới hạn

phát hiện 10B của hệ PGNAA Đà Lạt.

Hàm lượng H3BO3 trong dd H3BO3 ban đầu là 1000 mg/l (≡1000 ppm), pha loãng để

được dd H3BO3 có hàm lượng như bảng bên dưới dựa trên công thức:

×

×

1

1

2

2

Ban đầu

Sau pha loãng

Nước cất

Hàm lượng (ppm)

Bor

∆V (ml)

VCVC =

10B

V2 (ml)

C1 (ppm) V1 (ml) C2 (ppm)

()

()

()

1000

2

500

4

2

87,4

17,5

500

2

250

4

2

43,7

8,7

250

2

125

4

2

21,8

4,4

250

2

5

3

17,5

100

3,5

50

1

25

2

1

4,4

0,9

50

1

5

4

1,7

10

0,3

Cách pha loãng để được dd H3BO3 có hàm lượng 350 ppm

500

1

350

2

0

61,2

12,2

200

1

Trong đó: (*) thể tích của nước cất được tính bằng công thức:

;

=∆

−

2 VVV

1

(**) Hàm lượng của bor được tính như sau:

+ Tính tỷ lệ của bor trong hợp chất H3BO3:

=

=

≅

+

+

×+

+×

+ Hàm lượng của bor = ratio(B)*C2

(***) Hàm lượng của 10B = 0,2 × Hàm lượng của bor (vì 10B chiếm khoảng 20% trong bor tự

nhiên).

Giới hạn phát hiện (Detection limit-DL) 10B của hệ PGNAA Đà Lạt được tính toán bởi

công thức:

ratio )B( 17,0 )B(M )O(M3)B(M)H(M3 8,10 38,10 16 13

p

=

×ε×φ×θ×σ×

A

th

0

MN × DL N t

117

Trong đó: DL, Np, M, NA (= 6,022×1023), σ0 (= 3837 bar), θ (= 20 %), φth (=2×107), ε (=

0,0024), và t lần lượt là giới hạn phát hiện 10B (g), số đếm đỉnh của tia gamma 478 keV (số

đếm), khối lượng nguyên tử của nguyên tố bor (g), hằng số Avogadro (mol-1), tiết diện phản

ứng của 10B với nơtrôn nhiệt (cm2), độ phổ biến đồng vị của 10B, thông lượng nơtrôn nhiệt

(cm-2.s-1), và thời gian chiếu (s).

Thể tích (ml)

DL (g)

DL (mg)

Np (số đếm)

DL (ppm)

Thời gian chiếu (đo) (s) 81107

2,25E-07

0,23

37526

Hàm lượng H3BO3 (ppm) 10

0,11

2

61721

4,25E-07

0,42

0,24

1,8

53846

25

10102

6,97E-07

0,70

14449

1,07

0,65

100

18146

8,36E-07

0,84

1,29

0,65

31156

125

50098

1,24E-06

1,24

0,65

128018

200

1,92

2,46

1160

1,60E-06

1,60

0,65

3811

250

10153

1,63E-06

1,63

0,65

34006

250

2,51

3,44

23897

2,23E-06

2,23

0,65

109620

350

9381

3,29E-06

3,29

0,65

63421

500

5,07

118