Nghiên cứu đánh giá các thành phần liều phục vụ nghiên cứu BNCT trên kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân đà lạt tt

Các dòng nơtrôn 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 c

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

NGHIÊN CỨU ĐÁNH GIÁ CÁC THÀNH PHẦN LIỀU PHỤC VỤ NGHIÊN CỨU BNCT TRÊN KÊNH NGANG

Công trình được hoàn thành tại: Viện Nghiên cứu hạt nhân-Viện Năng lượng

nguyên tử Việt Nam

Người hướng dẫn khoa học 1: PGS.TS Nguyễn Nhị Điền

Người hướng dẫn khoa học 2: TS Trịnh Thị Tú Anh

Phản biện 1:

Phản biện 2:

Phản biện 3:

Luận án sẽ được bảo vệ trước Hội đồng cấp Viện chấm luận án tiến sĩ họp tại vào hồi giờ ngày tháng năm 20

Có thể tìm hiểu luận án tại:

- Thư viện Quốc gia Việt Nam

- Thư viện Trung tâm Đào tạo hạt nhân

1

MỞ ĐẦU

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 với các tế bào Trong đó, xạ trị bằng phản ứng bắt nơtrôn (Neutron Capture Therapy – NCT) là một kỹ thuật được thiết kế để phá hủy khối u ở cấp độ tế bào Một số nguyên tố như 10B, 6Li, 157Gd và 235U có thể được sử dụng trong NCT Tuy nhiên, chỉ có 10B được sử dụng để chữa trị ung thư nãovới hàm lượng nằm trong khoảng từ 30-60 ppm

Sau khi Goldhaber phát hiện ra tiết diện bắt nơtrôn nhiệt cao bất thường của 10B vào năm 1934 Năm 1936 Locher đã đưa ra ý niệm về phương pháp xạ trị bằng phản ứng bắt nơtrôn của hạt nhân 10B (Boron Neutron Capture Therapy – BNCT) (Hình 1.2), và đã được đề nghị như một khả năng để điều trị u não vào năm 1951

Các bài toán vật lý quan trọng trong phạm vi phương pháp BNCT 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 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; (iv) phát triển các kỹ thuật phân tích để định lượng hàm lượng bor trong quá trình xạ trị

Liều hấp thụ trong BNCT bao gồm 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 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 Trong đó, thông lượng nơtrôn nhiệt thường được xác định bằng phương pháp kích hoạt đo gamma trễ (Neutron Activation Analysis – NAA), và hàm lượng của 10B được xác định bằng phương pháp kích hoạt đo gamma tức thời (Prompt Gamma Neutron Activation Analysis – PGNAA)

Trong lịch sử, những nguồn nơtrôn tốt nhất có thông lượng cần thiết cho BNCT được lấy ra từ LPƯ nghiên cứu bằng: (i) phương pháp dịch phổ, 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

Việc cải tiến thiết kế các kênh ngang hoặc cột nhiệt của LPƯ nghiên cứu để tạo dòng nơtrôn nhiệt cho nghiên cứu BNCT thường được tính toán và mô phỏng bằng một số chương trình điển hình như: DORT, MacNCTPLAN, SERA, MCNP (Monte Carlo N – Particle), v.v Tuy nhiên, MCNP vẫn là chương trình được sử dụng phổ biến nhất 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 có 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

Ở Việt Nam, LPƯ Đà Lạt đã được khôi phục, nâng cấp, và đưa vào hoạt động chính thức với công suất danh định 500 kW vào ngày 20/3/1984 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 ngang số 2 LPƯ Đà Lạt (Channel No.2 of Dalat Reactor – 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 khoảng 1,5×106 n.cm-2.s-1 Các dòng nơtrôn 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 cũng như những nghiên cứu chuyên sâu về tính toán liều

từ phản ứng nơtrôn-bor xảy ra trong BNCT

Vì vậy, 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

2

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 MCNP; 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 10B(n,α)7Li trong BNCT; (ii) mô phỏng sự phân bố liều hấp thụ của BNCT trong phantom nước tại CN2DR sử dụng chương trình MCNP; (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 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 MCNP; 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

Mục tiêu của chương này là trình bày về nguyên lý và các thành phần liều hấp thụ trong BNCT, đánh giá và xác định được các thành phần liều có trọng số đóng góp chính trong liều hấp thụ toàn phần cũng như phương pháp tính toán và xác định các thành phần liều có đóng

góp chủ yếu đó

1.1 Nguyên lý của BNCT

Mục này trình bày nguyên lý của BNCT, hàm lượng và tiết diện phản ứng của các nguyên tố trong mô với nơtrôn nhiệt Hình 1.2 minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm nơtrôn nhiệt để chữa trị u não

3

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

1.2 Chữa trị u não bằng BNCT trên thế giới

Mục này trình bày tổng quan về tình hình thử nghiệm lâm sàng của BNCT trên thế giới trong giai đoạn từ 1968 đến 1999

1.3 Hệ số KERMA nơtrôn trong mô

1.3.1 Tiết diện tương tác của nơtrôn

Mục này trình bày về khái niệm và các loại tiết diện tương tác của nơtrôn

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 năng lượng giải phóng của phản ứng trên đơn vị khối lượng vật chất (Kinetic Energy Released per unit Mass – KERMA), được xác định bởi biểu thức:

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

TT Nguyên tố Hàm lượng (%) Hệ số KERMA (Gy.cm2) Tỷ lệ (%)

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

1.4 Lý thuyết tính liều hấp thụ trong BNCT

1.4.1 Liều hấp thụ và đơn vị đo

Mục này trình bày lý thuyết về khái niệm và đơn vị đo của liều hấp thụ, liều tương đương và trọng số bức xạ của các loại bức xạ

4

(6%) (MeV)2,79LiHe

(94%) (MeV)2,31MeV)(0,478Li

HeBeV)

(0,025

n

7 4

* 11 1

10

++

++

Trong BNCT, khi tính liều người ta thường sử dụng khái niệm dòng nơtrôn nhiệt (Φth) thay cho khái niệm thông lượng nơtrôn nhiệt (φth) Mối liên hệ giữa hai đại lượng này được tính như sau:

N

13

D = × − × × ×Q×Φ (1.11) Kết hợp với hệ số KERMA nơtrôn đối với hạt nhân 14N, tiết diện phản ứng và hàm lượng nitơ trong mô, phương trình (1.11) được viết lại như sau:

f

E f

f sH

H

13 C σ10

1,6

trong đó: σsH là tiết diện tán xạ đàn hồi giữa nơtrôn nhanh và hydro (cm2), Ef là năng lượng giải phóng của phản ứng (MeV), Φf là dòng nơtrôn nhanh (n.cm-2), và f =0,5 là hệ số hấp thụ trong mô đối với nơtrôn nhanh

(iv) Liều gamma (Dγ): sinh ra do các tia gamma hình thành trong phản ứng

) 22 , 2 ( th ) 22 , 2 ( H H

13 (2,22) 1,6 10 σ

trong đó:fγ(2,22)=0,278 là hệ số hấp thụ toàn thân đối với tia gamma ở trên

Kết hợp với hàm lượng của 1H, tiết diện phản ứng của 1H, và hệ số hấp thụ gamma trong mô, phương trình (1.14) được viết lại như sau:

th

14 (2,22) 1,0 10

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

5

• 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:

) 478 , 0 ( th ) 478 , 0 ( B B

13 (0,478) 1,6 10 C σ

(0,478) 1,0 10

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 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

th 14

10)78,643

,7(

N

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

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

1.5.1 Dòng nơtrôn phin lọc

Mục này trình bày về dòng nơtrôn sử dụng cho BNCT, nguyên lý cơ bản của kỹ thuật phin lọc nơtrôn nhiệt, và một số dòng nơtrôn phin lọc đã được sử dụng cho nghiên cứu BNCT trên thế giới

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

LPƯ Công suất (MW) Chiều dài phin lọc (cm)

1.5.3 Xác định thông lượng nơtrôn nhiệt bằng kỹ thuật NAA

Mục này trình bày về cơ sở lý thuyết của phương pháp kích hoạt nơtrôn và công thức tính thông lượng nơtrôn nhiệt bằng kỹ thuật NAA Thông lượng nơtrôn nhiệt của lá dò đã kích hoạt có thể được xác định theo phương trình:

N I

f C

λ λ

λ

σε

δεδ

δφφ

φ= ×

ở đây δφ , δC,và δε tương ứng là sai số tương đối của thông lượng nơtrôn nhiệt, của số đếm đỉnh gamma và của hiệu suất ghi đỉnh gamma; và φ∆ là sai số tuyệt đối của thông lượng nơtrôn nhiệt

6

1.5.4 Xác định hàm lượng bor bằng kỹ thuật PGNAA

Mục này trình bày tổng quan về việc sử dụng kỹ thuật PGNAA để xác định hàm lượng bor trong nghiên cứu BNCT

Tại Nhật Bản, các phép đo hàm lượng 10B trong các khối u, mô, máu và tế bào nuôi cấy tại Viện Công nghệ Musashi 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

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

1.5.5 Xác định liều gamma bằng liều kế TLD

Mục này trình bày tổng quan tài liệu về việc sử dụng liều kế TLD để xác định liều gamma trong nghiên cứu BNCT Trong đó, TLD-900 (CaSO4:Dy) sẽ là lựa chọn tốt vì liều kế này có độ nhạy rất cao với gamma Sai số của một số loại liều kế TLD được liệt kê trong Bảng 1.10

Bảng 1.10 Sai số của một số loại liều kế TLD

có thể mô phỏng vận chuyển nơtrôn, photon và electron, và giải các bài toán vận chuyển bức

xạ 3 chiều sử dụng trong các lĩnh vực từ thiết kế LPƯ đến an toàn bức xạ và vật lý y học

1.6.2 Cấu trúc input file và các loại đánh giá

Mục này giới thiệu về chương trình, cấu trúc input file và các loại đánh giá trong MCNP5

1.6.3 Chuyển đổi thông lượng nơtrôn và gamma sang suất liều

Mục này trình bày cách chuyển đổi thông lượng nơtrôn và gamma sang suất liều hấp thụ

0,2 – 0,5 Có thể chấp nhận trong một vài trường hợp

0,1 – 0,2 Chưa tin cậy hoàn toàn

< 0,1 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, MCNP còn đưa ra tiêu chuNn FOM (Figure

Of Merit) sau mỗi lần truy xuất kết quả 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

7

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 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

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

Mục này trình bày về việc sử dụng MCNP để thiết kế dòng nơtrôn cho BNCT bởi Matsumoto năm 1996 (Nhật Bản), bởi Monshizadeh năm 2015 (Iran), và 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

TT LPƯ Công suất (MW) φth

Mục này trình bày việc sử dụng các kênh ngang và mô tả mặt cắt ngang của LPƯ Đà Lạt

1.7.2 Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR

Bằng việc sử dụng tổ hợp phin lọc đơn tinh thể 80cm Si và 4cm Bi, dòng nơtrôn thuần nhiệt đã được tạo ra tại CN2DR, 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

Thông lượng nơtrôn nhiệt

φth (n.cm-2.s-1)

Tỷ số Cadmi

RCd(Au)

Chiều dài phin lọc FL

(cm) dòng nơtrôn (cm) Đường kính của

8

Chương 2: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM

Mục tiêu của chương này là mô phỏng (bằng MCNP5) và thiết lập thực nghiệm tại CN2DR với cấu hình hiện tại để: xác định, so sánh và đánh giá các giá trị của thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma trong phantom nước Đồng thời tác giả cũng xây dựng đường chuNn hàm lượng bor bằng kỹ thuật PGNAA 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

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 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 (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, phía gần với vùng hoạt LPƯ (sử dụng số liệu trong Phụ lục 1)

1E-09 1E-08 1E-07 1E-06 1E-05 1E-04 1E-03 1E-02 1E-01 1E+00 1E+00

1E+01 1E+02 1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08 1E+09 1E+10 1E+11

Năng lượng (MeV)

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 2 khoảng

60 cm với cấu hình hiện tại

1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08

Năng lượng (MeV)

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

9

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

Trong luận án, phantom nước (gọi tắt là phantom) hình hộp chữ nhật có kích thước dài

25 cm × rộng 16 cm × cao 16 cm (xem Hình 2.11) đã được thiết kế và chế tạo, 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

Cell tính thông lượng nơtrôn

Đường trung tâm

Cell tính suất liều gamma

Phantom nước

Hình 2.6 Phantom sử dụng tại 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

Một phần 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

Bảng 2.1 Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom được mô phỏng bằng MCNP5

với cấu hình hiện tại

29 0 -0,5 3,14E-04 7,00 Không có phantom

- - - - - -

2.1.4 Đánh giá sai số mô phỏng

Các thông số để đánh giá cho quá trình mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma trong phantom được trình bày tương ứng trong Bảng 2.3 và Bảng 2.4

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

phantom với cấu hình hiện tại

TT Tọa độ x (cm) Số hạt gieo R FOM VOV

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

với cấu hình hiện tại

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, để 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

11

2.2.1 Hiệu chu n detector

Trong luận án này, hệ phổ kế gamma sử dụng detector germanium siêu tinh khiết (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 bán dẫn loại GR7023 tại CN2DR

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

Thời gian đáp ứng Phần mềm thu nhận và xử lý phổ Độ phân giải tại đỉnh 1332,5 keV Thay mẫu

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

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

1.8 2.0 2.2 2.4 2.6 2.8 3.0 3.2 -0.3

-0.2 -0.1 0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5

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

Dựa vào số liệu liên hệ giữa hiệu suất ghi tuyệt đối của detector và năng lượng tia gamma, 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, tính toán được hiệu suất ghi và sai số tương đối của hiệu suất ghi của detector đối với đỉnh gamma có năng lượng 1434 keV tương ứng là 0,6644 % và 1,5 %

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, trong đó

sử dụng các lá dò chuNn là Vanadium (51V)