Xây dựng mô hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở y học hạt nhân & thí điểm tại bệnh viện chợ rẫy TP HCM

Trang 1

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KỸ THUẬT CƠNG NGHỆ THÀNH PHĨ HỊ CHÍ MINH KHOA MỖI TRƯỜNG VÀ CÔNG NGHỆ SINH HỌC

ĐÈ TÀI NGHIÊN CỨU KHOA HỌC

XÂY DỰNG MƠ HÌNH QUAN LY CHAT THAI PHONG XA TU CAC CO SO Y HOC

HAT NHAN & THI DIEM TẠI BỆNH - VIEN CHO RAY TP HO CHi MINH

CHUYEN NGANH: KY THUAT MOI TRUONG MÃ SÓNGÀNH : 108

GVHD : ThS NGUYEN VAN MAI

SVTH : NGUYEN NGUYET DIEU

Tp Hồ Chí Minh, tháng 6 năm 2009

Trang 2

& 263.7789

r

BO GIAO DUC VA DAO TAO

TRUONG DAI HQC KY THUAT CONG NGHE THANH PHO HO CHi MINH

KHOA MOI TRUONG VA CONG NGHE SINH HOC

DE TAI NGHIEN CUU KHOA HOC

XÂY DỰNG MÔ HÌNH QUAN LY CHAT THAI PHONG XA TU CAC CO SO Y HOC

HAT NHÂN & THi DIEM TẠI BỆNH VIEN CHO RAY TP HO CHi MINH

CHUYEN NGANH: KY THUAT MOI TRUONG

MA SONGANH_: 108

GVHD : ThS NGUYEN VAN MAI SVTH : NGUYEN NGUYET DIEU

THU VIEN

TRUONG fH KY THUAT CONG NGHE TP.HCM

Trang 3

MUC LUC

DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮTT -2©c+se+eccseecrvceee i DANH MUC CAC BANG VA SG DO.W sssssssssssesssssssesssssseesssssensessseesen ii

CHUONG 1 MỞ ĐẦU

1 Lý do chọn đề tài 1

2 Mục đích nghiên cứu đề tài 2

3 Mục tiêu nghiên cứu để tài so 5< << 6 ssssessessesse 2

4 Nội dung nghiên cứu dé tai 2

5 Phương pháp nghiên cU - 55 5 E2 E4 SE xxx xe 2 5.1.Phương phấp luận - Ă sstS 91 9391 9113 ng ngưng 2

5.2.Phương pháp cụ thỂ +24 ExEkkvESEEEEkeEkvEeveereee 3

6 Phạm vỉ của đề tài 3

CHUONG 2 TONG QUAN

2.1 Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nước .- 4

2.1.1 Tình hình trong nước nHYntTTH101101011110101.01101101101110T1101 n1 4

2.1.2 Tình hình ngoài nước << + sx St vn cư nh rcrxee 4

2.2 Tổng quan về chất thải phóng xạ - 4

2.2.1 Định nghĩa chất thải phóng xạ . ¿- 25-75 sccecs2 4 2.2.2 Các phương pháp xử lý chất thải phóng xạ 5

2.2.2.1 Phương pháp keo tu -Ặ2- sec sesexseeseeesee 5 2.2.2.2 Phương pháp trao đổi ion -. 5-s-cccs 5+ 6 2.2.2.3 Phương pháp hóa hơi ĂccxSxscscsesesece 6

2.3 Các chuẩn Việt Nam và Quốc tế về thải xạ lỏng 7

CHƯƠNG 3 CƠ SỞ LÝ THUYẾT VÀ CHƯƠNG TRÌNH

3.1 Cơ sở lý thuyết 9

Trang 4

3.2 Chương trình 11

3.2.1 Ngôn ngữ biên soạn và cấu trúc chương trình II

3.2.2 Mục tiêu của các chương trình 5s sssses+svzez 13 3.2.2.1 Chương trình thiết kế bể thải - 2 zcsscscs 13

3.2.2.2 Chương trình tính tốn nồng độ trong các bể thải 13

CHƯƠNG 4 THỰC NGHIỆM VÀ SO SÁNH

4.1.Quá trình thí nghiệm 16

4.1.1 Lấy mẫu 2- 2+ + EEeECkCEEEExEkEkEEEEEEEEEEEEEECEerrerreee 16

AL.2 XW DY MAU esc cesccsccsessccssescssssseccssssscssssssecssssssscesssseccesssssseseseces 16

4.1.3 DO MAU ecesessessessssscssssesssssssscssesussssessessessesessucsessessesesssasass 16

AVA XUN SO VU ececccccccccssssssssssscesscsssssssssssssssssscsessessssssssssssessssese 17

4.2 Kết quả tính tốn bằng chương trình 18 4.3 So sánh kết quả giữa thực nghiệm và chương trình 19 4.4 Mơ hình thải xạ mẫu 20

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ

1 Kết luận -2secHEHH E1 1111711 211011112111 1112 23 2 Kiến nghị -S2s 2s TH HS H1 111101111111111151x 7x eEsce, 23

TÀI LIỆU THAM KHẢO -2++22222EEECEccveeeirirEEEEE2 e a

Trang 5

GVHD.ThS Nguyén Van Mai i SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

DANH MỤC CÁC TỪ VIẾT TẮT

1 IAEA (International Atomic Energy Agency): Cơ quan Năng lượng nguyên

tử Quốc tế

2 ICRP (International Commission on Radioalogical Protection): Uy ban quéc

tế về an toàn bức xạ

3 TCVN : Tiêu chuẩn Việt Nam

4 Radwass (Radioactive Waste Safety Standands): Các tiêu chuẩn an tồn

chất thải phóng xạ

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại

bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh

Trang 6

GVHD.ThS Nguyén Van Mai "HH SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

DANH MỤC CÁC BẢNG & SƠ ĐỒ

Bảng 2.1 Các mức miễn trừ về nồng độ riêng của một số đồng vị phóng xạ dùng

trong Y học hạt nhân - G LH TH TH HT TH HH TT ng neo §

Bảng 4.1 Kết quả số đếm/giờ của hai mẫu nước thải của bệnh viện Chợ rẫy lấy vào ngày 12/12/2O08 - - cSc H114 14181141411111 01101011 HT HH TT ngu 18

Bang 4.2 Kết quả hoạt độ tính được theo phương trình đường chuẩn 19

Bảng 4.3 Bảng tính tốn trường hợp thải hai bể thải tràn -2- 2-55 20

Bảng 4.4 Bảng so sánh kết quả giữa tính tốn và đo thực nghiệm trên mô hình

thải của bệnh viên Chợ rẫy . + sư ctH HH1 1118151125151 cxe 21

Bảng 4.5 Bảng tính tốn trường hợp thải ba bể chờ thải 25-55: 22

Sơ đồ A Sơ đồ khối trong việc xây dựng chương trình tính tốn 13

Sơ đồ B Sơ đồ minh họa quá trình thải của một cơ sở Y hoc hạt nhân 24

Trang 7

GVHD:ThS Nguyén Van Mai 1 SVTH: Nguyén Nguyét Diéu

eS,

Chương 1

MỞ ĐẦU

1 Ly do chon đề tài

Linh vực khoa học và kỹ thuật hạt nhân đã được nghiên cứu và phát

triển mạnh từ đầu thế kỷ 20 Thực tế đã chứng minh sử dụng năng lượng hạt nhân

đã và đang mang lại những lợi ích to lớn cho nhân loại

Đối với Việt Nam, trong những năm qua khoa học và kỹ thuật hạt nhân

đã được nghiên cứu và ứng dụng rộng rãi trong nhiều lĩnh vực góp phần vào sự

phát triển kinh tế và xã hội, nâng cao tiểm lực khoa học và công nghệ của đất

nước

Ở nước ta, chất phóng xạ đã được ứng dụng nhiều trong lĩnh vực y học để chẩn đoán và điều trị bệnh, đặc biệt các nguồn phóng xạ hở như I-!31, P-32, Tc-99m do Viện nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt sản xuất hoặc nhập từ nước ngoài đang được sử dụng phổ biến ở các bệnh viện lớn tại khu vực Tp Hồ Chí Minh và

các tỉnh lân cận như Bệnh viện Chợ Rẫy, Bệnh viện Pháp Việt, Bệnh viện đa khoa

Cần thơ, Bệnh viện đa khoa Khánh Hòa, Hiệu quả của việc sử dụng các chất

phóng xạ trong lĩnh vực y học hạt nhân đã được thừa nhận, tuy nhiên nó cũng đặt

ra một vấn đề khá bức thiết đó là việc thải chất thải phóng xạ, đặc biệt là thải xạ lỏng Hầu hết bệnh viện có khoa y học hạt nhân liên quan đến thải xạ lỏng ở phía

Nam đều đã xây dựng các bể chứa thải xạ, tuy nhiên do trong nước chưa có những

cơng trình nghiên cứu, tính tốn để thiết kế bể thải xạ cho phù hợp và chưa có một

đơn vị nào có những chương trình nghiên cứu chặt chẽ để đánh giá và quản lý chất thải phóng xạ của đơn vị mình một cách có hệ thống, nên hau hét cdc bể thải xạ

được xây dựng đều chưa đúng tiêu chuẩn và chưa đáp ứng được yêu cầu bảo đảm an toàn bức xạ cho con người và cho môi trường Đó là tất cả lý do tôi chọn để tài:

a

Xây dựng mô hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại

bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hơ Chí Minh

Trang 8

m—.—m—m———=———===—_—— —_——ˆ

“Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở y học hạt nhân và thí

điểm tại Bệnh viện Chợ Rấy Tp Hồ Chí Minh”

2 Mục đích nghiên cứu dé tài

Xây dựng mơ hình quản lý có hệ thống chất thải phóng xạ lỏng của các

cơ sở y học hạt nhân, góp phần bảo vệ môi trường

3 Mục tiêu nghiên cứu để tài

Xây dựng phần mềm máy tính nhằm tính tốn các thơng số vật lý và kỹ

thuật cho các bể chứa thải xạ lỏng để đầm bảo hàm lượng thải ra môi trường phù

hợp với chuẩn quốc tế và chuẩn Việt Nam Quần lý giám sát lượng hoạt độ xả thải

trong các bể thải xạ lỏng của các cơ sở chẩn đoán và điều trị bằng dược chất phóng xạ

4 Nội dung nghiên cứu đề tài

- Trên cơ sở tìm hiểu về tính chất, phương pháp xử lý, cách quần lý chất thải phóng xạ lỏng sử dụng trong y khoa, xây dựng phần mềm

quản lý chất thải phóng xạ của các cơ sở y học hạt nhân

- — Nghiên cứu để đưa ra mơ hình thải xạ mẫu tối ưu có thể áp dụng

cho các cơ sở sử dụng dược chất phóng xạ

Š Phương pháp nghiên cứu 2.1 Phương pháp luận

Việc nghiên cứu và phát triển trong lĩnh vực kỹ thuật và khoa học hạt nhân đã đưa đến việc ứng dụng rộng rãi của nó trong chẩn đốn y khoa, cơng nông nghiệp và trong việc tạo ra điện năng bỡi phản ứng phân hạch Trong tất cả các hoạt động thải ra chất thải của con người phải được quản lý một cách chặt chế để bảo vệ cho sức khỏe của con người, cho môi trường ở hiện tại cũng như tương lai Để đạt được mục tiêu an toàn trong quản lý chất thải phóng xạ cân phải có

một hệ thống luật pháp có hiệu lực trong mỗi nước

Ee Sasa

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thi diém tại bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh

Trang 9

GVHD.ThS Nguyén Van Mai 3 SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

————

Chất thải phóng xạ xuất hiện ở nhiễu dạng với các đặc tính lý hóa rất

khác nhau như là về nông độ, chu kỳ bán rã của các nhân phóng xạ Chính vì vậy,

cần phải tìm hiểu kỹ đặc tính của chất thải nhiễm phóng xạ để từ đó có thể xây dựng được một mơ hình quản lý có hệ thống chất thải phóng xạ lỏng từ các khoa y

học hạt nhân, góp phần bảo vệ môi trường

3.2 Phương pháp cụ thể

Tổng hợp tài liệu về chất thải phóng xạ

- Thu thập dữ liệu về tình hình sử dụng, quản lý chất thải phóng xạ

của các cơ sở y học hạt nhân tại Tp Hồ Chí Minh và các tỉnh lân

cận

- Sử dụng ngôn ngữ lập trình Visual Basic Net xây dựng phần

mềm tính tốn các thơng số vật lý và kỹ thuật cho các bể chứa

thải xạ lỏng của các cơ sở y học hạt nhân

- Ung dung phan mém đã xây dựng áp dụng thí điểm cho bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh

- Do dac phân tích mẫu nước, xác định hàm lượng về thải xạ long

tại bệnh viện Chg Ray

- _ So sánh kết quả giữa mơ hình và thực nghiệm

6 Phạm vi của đề tài

ĐỀ tài nghiên cứu về chất thải phóng xạ lỏng từ các khoa y học hạt

nhân, từ đó xây dựng phần mềm quản lý loại chất thải này

Giới hạn của đề tài là chỉ chạy mô hình thí điểm tại bệnh viện Chợ Rẫy

Tp Hồ Chí Minh

eS

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Ÿ học hạt nhân & thí điểm tại

Trang 10

GVHD:ThŠ Nguyễn Văn Mai 4 SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

Chương 2

TỔNG QUAN

2.1 Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nước

2.1.1 Tinh hinh trong nước

Ở nước ta, VIỆC Ứng dụng của khoa học hạt nhân ngày càng rộng rãi trong tất cả các lĩnh vực, trong đó việc ứng dụng của y học hạt nhân trong việc

chẩn đoán và điều trị bệnh ngày càng phát triển mạnh

Tại phía nam, điển hình là Tp Hồ Chí Minh có bốn cơ sở lớn sử dụng

dược chất phóng xạ: Bệnh viện Chợ Ray, Trung tâm Ung Bướu, Bệnh viện Pháp

Việt, Bệnh viện Phú Thọ, cùng với hàng chục cơ sở y tế khác ở lân cận khu vực

Tp Hồ Chí Minh có sử dụng và thải ra chất thải xạ lỏng như Bệnh viện Cần Thơ,

Long An, Bến Tre, Tiền Giang, Khánh Hòa , nhưng chưa có một đơn vị nào có

một chương trình nghiên cứu đây đủ và chặt chế để đánh giá và quản lý chất thải

phóng xạ của đơn vị mình một cách có hệ thống

2.1.2 Tình hình ngồi nước

Hầu hết các nước trên thế giới có sử dụng năng lượng hạt nhân đều có những chương trình nghiên cứu riêng nhằm tư vấn trong việc thiết kế những bể

chứa các chất thải phóng xạ cho nhiều mục đích khác nhau như chứa chất thải

trong các chu trình nhiên liệu hạt nhân của điện nguyên tử, trong chu trình làm

giàu nhiên liệu hạt nhân, trong các cơ sở sử dụng dược chất phóng xạ lớn như

trong bệnh viện dùng trong xạ trị và chữa bệnh ung thư, nhằm để đảm bảo đúng pháp lệnh, điều luật về an toàn bức xạ của quốc tế cũng như tại các nước sở tại

2.2 Tổng quan về CTPX

2.2.1 Định nghĩa chất thải phóng xạ

Theo định nghĩa của Cơ quan Năng lượng Nguyên Tử Quéc té IAEA

(International Atomic Energy Agency), chất thải phóng xạ là vật liệu chứa hay bị

Trang 11

GVHD.ThS Nguyén Van Mai -5 SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

————

nhiễm các nhân phóng xạ với hàm lượng hoặc hoạt độ riêng lớn hơn các đại lượng

miễn trừ tương ứng do cơ quan có thẩm quyền quy định và nó chưa được lập kế hoạch tái sử dụng trong tương lai Chất phóng xạ là chất ở thể lỏng, rắn hoặc khí

có hoạt độ phóng xạ riêng lớn hơn 70 kBq/kg, như vậy chất thải phóng xạ là chất

thải có hoạt độ phóng xạ riêng như chất phóng xạ

2.2.2 Các phương pháp xử lý chất thải phóng xạ lồng

Việc chọn lựa một phương pháp xử lý chất thải phóng xạ lỏng thích hợp

tùy thuộc vào các nhân tố như: thể tích, dạng chất thải cân xử lý, trình độ kỹ thuật của phịng thí nghiệm, các điều kiện thải chất thải lỏng và các điểu kiện tiếp sau

đó Các phương pháp xử lý bao gồm kết tủa hóa học, bay hơi, trao đổi ion và

phương pháp hấp thụ

Trong khuôn khổ của để tài chỉ quan tâm đến việc thải xạ lỏng từ các

khoa y học hạt nhân, các chất thải này thường là các chất thải lỏng ở mức trung

bình và mức thấp, do đó có ba phương pháp xử lý và làm giảm thể tích thải xạ

lỏng:

2.2.2.1, Phương pháp keo tụ

Phương pháp keo tụ bằng hydroxide, có phương trình đặc trưng như sau:

M™ + nOH > M(OH),v (1.1)

Trong đó M” là các ion Fe”, AI”*, Ti”, người ta cũng dùng một số

phương pháp khác như: phương pháp barium sulphate, ferrocyanide, phosphate, ., mặt khác chúng ta cũng có thể kết hợp các phương pháp này lại với nhau

- _ Ưu điểm: Phương pháp keo tụ đơn giản, kinh tế

- _ Khuyết điểm: Phương pháp này hệ số làm sạch thấp, thường nhỏ hơn

100 lần

Te TH hà nan nhhoNNNNNNNnnNNg

Trang 12

GVHD:ThS Nguyén Van Mai 6 SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

a

Do những ưu, khuyết điểm trên nên phương pháp này chỉ đóng vai trị hỗ

trợ trong quá trình xử lý chất thải phóng xạ

2.2.2.2 Phương pháp trao đổi ion

Khi các chất lỗổng có mang các nhân phóng xạ dưới dang cation hay anion, khi đi qua phin lọc có chứa nhựa trao đối ion, các ion này sẽ được thay thế

bởi các cation và các anion khác khơng nhiễm phóng xạ Kết quả, nước thải ra có

hoạt độ phóng xạ thấp và có thể thải ra mơi trường Nhân phóng xạ tích tụ lưu giữ

trong nhựa, khi hết khả năng trao đổi ta sẽ giải quyết theo một trong hai cách sau:

- - Đưa nhựa đi bê tơng hóa hoặc bitum hóa

- _ Tái sinh nhựa để dùng lại, nước tái sinh đưa vào bê tơng hóa

Phương pháp này thích hợp cho việc xử lý nước có hàm lượng muối bé,

với độ dẫn điện nhỏ hơn 1000 usemen/cm, không nhiễm bẩn các chất hữu cơ Hệ

số làm sạch qua trao đổi hai cấp lớn hơn hay bằng 1000 lần

2.2.2.3 Phương pháp hóa hơi

Đối với chất phóng xạ khó bay hơi, người ta dùng phương pháp hóa hơi

để giảm thể tích chất thải Khi hóa hơi, phần phóng xạ theo hơi không đáng kể

Sau khi cho hóa hơi, chất phóng xạ được giữ lại với muối cặn có thể tích rất bé sẽ được xử lý tiếp theo để thải Phần cặn này đem bê tơng hóa hay bitum hóa, phần

hơi ngưng tụ sau khi kiểm tra đạt tiêu chuẩn thải ra ngoài hoặc qua trao đổi ion trước khi thải ra ngoài

- _ Ủw điểm: Phương pháp này có hệ số làm sạch cao, hệ số thu nhỏ thể tích lớn (từ 10” đến 10 ) rất phù hợp với loại thải xạ lỏng có độ muối cao Vận tốc

hóa hơi khoảng từ 20 đến 3000 kg/m”/h

- Nhược điểm: Phương pháp này tốn nhiễu năng lượng và giá thành

cao do nhiệt bốc hơi của nước là 544 cal⁄g (2,28.105 J/kg)

Trang 13

a

Các chất thải lỏng với hoạt độ thấp ở các cơ sở sử dụng chất phóng xạ

hở với quy mô nhỏ như các cơ sở y học hạt nhân, đánh dấu phóng xạ với các đồng

vị phóng xạ có thời gian sống ngắn và hoạt độ phóng xạ thấp từ hàng chục đến

hàng trăm mi Hoạt độ riêng của chất thải phóng xạ lỏng thường khơng lớn và thời gian bán rã của các chất phóng xạ ngắn nên có thể áp dụng hai phương pháp là chờ phân rã hoặc pha loãng đến nồng độ cho phép thải ra môi trường Cũng có

thể kết hợp hai phương pháp này với nhau

Để sử dụng các phương pháp nêu trên người ta xây dựng các hầm chứa

chất thải phóng xạ lỏng ngay ở lối ra hệ thống thải phóng xạ lỏng và nối với hệ thống nước thải công cộng

Chất thải phóng xạ lỏng từ các phóng thí nghiệm được pha loãng, lưu

giữ trong các hầm chứa nối tiếp nhau để chờ phân rã, nước thải lỏng ở hầm cuối

có hoạt độ phóng xạ riêng đạt tiêu chuan sẽ được thải ra hệ thống thải công cộng

Khi thiết kế hệ thống hầm chứa cần lưu ý đến lưu lượng chất thải lỏng, hoạt độ riêng của chất thải lỏng ở lối vào hầm đầu tiên, thời gian bán rã của các

chất phóng xạ, hoạt độ riêng cho phép thải ra môi trường đối với đồng vị phóng xạ tương ứng

2.3 Các chuẩn Việt Nam và Quốc tế về thải xạ lồng

Ở Việt Nam các chuẩn cơ bản về an toàn bức xạ quy định các giới hạn

liều nỗng độ các nuclit phóng xạ trong đất, nước, khơng khí, độ bẩn phóng xạ

Oo»,

Vv

bề mặt, nhằm ngăn ngừa hoặc giảm các tổn thương do bức xạ gây ra đối với

sức khỏe con người và môi trường xung quanh

Trên thế giới có hai tổ chức đóng vai trị quan trọng nhất trong việc khuyến cáo và ban hành các chuẩn an toàn bức xạ quốc tế là Ủy ban Quốc tế về

An toan Bifc Xa ICRP (International Commission on Radiological Protection) va

Trang 14

a

Co quan Nang lugng Nguyén tt Quéc té IAEA ( International Atomic Energy

Agency )

Nông độ được miễn trừ đối với một số đồng vị phóng xạ cho thải xạ

lỏng được sử dụng chính trong Y học hạt nhân được cho trong bẳng 1.7

Bảng 2.1 Các mức miễn trừ về nồng độ riêng của một số đồng vị phóng xạ

dùng trong y học hạt nhân Nong độ (Ci/)

Hạt Chu kì Mức năng IAEA

STT TCVN | Ghi chú

nhân bán rã lượng (keV) | SAFETY

4397-87 N.115 80.19 (2.62%) 8.02 284.30 (6.06%) Phat tia 1 1-131 2.7E-06 | 1.0E-09 ngay 364.48 (81.20%) gamma 636.98 (7.27%) Phat tia 2 | Tc-99m | 6.01 gid | 140.51 (89.06%) | 2.7E-06 | 2.8E-06

gamma

70 Phat tia

3 | Sm-153 47 giờ 2.7E-06 | 7.8E-08

103 gamma

135 Phat tia

4 TI-201 | 73.1 gid 2.7E-06 | 1.8E-07

168 gamma 14.3 Phat tia 5 P-32 1.71 (100%) 2.7E-05 | 1.2E-08 ngay beta

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thi diém tai

Trang 15

GVHD:ThŠ Nguyễn Văn Mai 9 SVTH: Nguyén Nguyét Diéu

Chương 3

CƠ SỞ LÝ THUYẾT VÀ CHƯƠNG TRÌNH

3.1 Cơ sở lý thuyết

Hiện tượng phân rã phóng xạ (radioactive decay) là hiện tượng mà hạt

nhân tự biến đổi dẫn đến việc thay đổi trạng thái hoặc bậc số nguyên tử hoặc số

khối của hạt nhân Khi thay đổi trạng thái thì hạt nhân chỉ phát tia gamma mà

không biến thành hạt nhân khác; khi bậc số nguyên tử thay đối thì hạt nhân đồng

vị này chuyển thành đồng vị khác thông qua việc phát ra các hạt alpha, beta hoặc chiếm electron quỹ đạo Trong phân rã phóng xạ có thể có hoặc khơng có phân rã gamma sau đó

Tính phóng xạ phụ thuộc vào hai nhân tố, thứ nhất là tính khơng bén vững của hạt nhân do số N quá cao hoặc quá thấp so với số Z và quan hệ khối

lượng giữa hạt nhân mẹ (hạt nhân trước khi phân rã), hạt nhân con (hạt nhân sau phân rã) và hạt được phát ra Tính phóng xạ khơng phụ thuộc vào các tính chất

hoá học và vật lý của hạt nhân đồng vị và như thế nó khơng thể bị thay đổi bằng bất cứ cách nào Khi phân rã phóng xạ, số hạt nhân chưa bị phân rã sẽ giảm theo

thời gian

Bài toán cơ sở là bài tốn phân rã phóng xạ

Cơng thức tính số hạt nhân qua phân rã phóng xạ như sau:

N=N,e“ (3.1)

Trong đó No là số hạt nhân chưa bị phân rã ở thời điểm ban đầu t =0, N

là số hạt nhân bị phân rã ở thời điểm t Đây là quy luật phân rã của hạt nhân phóng xạ

Tương tự trường hợp của số hạt nhân N, hoạt độ phóng xạ A(t) cũng tuân

theo quy luật hàm mũ:

A(t) = Ae” (3.2)

———— es

Trang 16

a

CC C—_— ——

với 4()=ÂN() (3.3)

Ở đây bài toán được xây dựng tính tốn cho từng đồng vị phóng xạ riêng

lẻ, sau đó tính hoạt độ tích lũy đối với từng đồng vị được sử dụng trong chẩn đốn

bệnh đó ở các khoa y học hạt nhân Sau khi sử dụng chất thải được thải vào bể

chứa thải xạ lỏng

Giả sử trong mỗi lần thải, đồng vị phóng xạ quan tâm có hoạt độ hd;, khi

đó hoạt độ tích lũy (hdtl) sẽ được tính theo công thức sau:

hay = 3` hd, = 3` A(), (3.4)

isl i=]

Ở đây, hd; được hiệu chỉnh bởi thời gian bán hủy theo chỉ số 1 theo công thức (3.2), từ ¡ suy ra khoảng thời gian trơi qua tính từ ngày thải đến thời điểm

hiện tại cần tính

Với lượng nước mỗi lần thải là Vụ, thì thể tích V sau n lần thải sẽ được

tính theo cơng thức:

Vv=>Y, tỉ (3.5) i=]

Sau khi tinh thé tich va hoat độ tích lũy riêng ta so sánh với thể tích và

hoạt độ cho phép thải ra môi trường đã biết trước Từ đó ta xem xét nước thải

trong bể có thể thải được hay chưa Ở đây ta có các trường hợp như sau: Trường hợp bể thải chờ phân rã:

Khi bể đầy ta xét xem hoạt độ khi đó có được phép thải ra ngoài hay không

Khi đầy bể mà hoạt độ tích lũy lớn hơn hoạt độ cho phép thì ta phải chờ

để phân rã tới hàm lượng cho phép thải:

=In(2)xte In( hai )

hdep =hdtlxe = hdtl xe" — pn =—hdep_ In(2) (3.6)

ye, Can

Xây dựng mô hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại

Trang 17

GVHD.ThS Nguyén Van Mai 11 SVTH: Nguyén Nguyét Diệu

Trong đó tc=nxT,,, (3.7)

với: tc là thời gian chờ để hoạt độ riêng trong bể bằng với hoạt độ cho phép thải ra môi trường

T¡„¿; là chu kì bán rã của đồng vị phóng xạ Trường hợp bể thải tràn:

Tính hoạt độ riêng của nước thải tràn ra khi đây bể thứ nhất Dựa vào tỉ lệ lượng nước thải trong mỗi chu kì thải sẽ xác định được hoạt độ đầu vào cho bể

thải kế tiếp Tiếp theo khi bể thải thứ hai đầy, ta sẽ xác định lượng hoạt độ đâu

vào cho bể thải kế tiếp, cứ như thế cho đến khi lượng hoạt độ riêng thải đạt mức thải cho phép Đây là nguyên lý cơ bản để xây dựng chương trình thiết kế cho

trường hợp xây dựng hệ thống bể thai theo phương pháp chảy tràn 3.2 Chương trình

3.2.1 Ngơn ngữ biên soạn và cấu trúc chương trình

Hệ thống chương trình thiết kế và tính tốn nỗng độ chất phóng xạ trong

các bể chứa thải được xây dựng bằng ngôn ngữ lập trình Visual Basic Net (VB Neb), là công cụ phát triển trong Visual Studio Net

Hệ thống chương trình bao gồm 8 chương trình có thể sử dụng tính tốn độc lập:

- _ Chương trình thiết kế bể thải tràn

- _ Chương trình thiết kế bể thải chờ phân rã theo tham số kỹ thuật - _ Chương trình thiết kế bể thải chờ phân rã theo tham số vật lý

- _ Chương trình tính tốn nồng độ trường hợp một bể chờ phân rã - _ Chương trình tính toán nồng độ trường hợp hai bể chờ phân rã

- _ Chương trình tính toán nồng độ trường hợp ba bể chờ phân rã - _ Chương trình tính tốn nồng độ trường hợp một bể thải tràn

- _ Chương trình tính tốn nồng độ trường hợp hai bể thải tràn

TA nem

Trang 18

GVHD:ThS Nguyễn Văn Mai 12 SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

Sơ đôA Sơ đô khối trong việc xây dựng chương trình tính tốn

CHƯƠNG TRÌNH CHÍNH

THIET KE BE THAI TÍNH HOẠT ĐỘ RIÊNG

TRONG BE THAI

Trường hợp Trường hợp Trường hợp Trường hợp

chờ phân rã thải tràn chờ phân rã thai tran

y

Tinh Tinh Tính số bể Í A > 2+ 1 x 9 2+

thông | | thông | | thải và thể poy 1 bể thái le [ai l bể thải ke

số kỹ số vật | | tích các bể

thuật — lý — thải

thể chu kỳ „| 2bể thải lạ |L y| 2 bể thải |

tích bể thải, thải lượng nước thải „| 3bể thải |Q | XUẤT KẾT QUẢ nO HA PHAN NHANG

Trang 19

——>xxxer=e.===eee=e==—===ễỄễỄễỄễỄễ-ễ ễễ-ễ _ TC

3.2.2 Mục tiêu của các chương trình

Chương trình được biên soạn nhằm tính tốn thiết kế các bể thải xạ lỏng

và tình tốn nồng độ chất phóng xạ trong các bể thải xạ lỏng của các khoa y học

hạt nhân Chương trình thiết kế và tính tốn nồng độ chất phóng xạ này có thể được thực hiện nhiều lần và mỗi lần thực hiện chỉ tính cho một đồng vị phóng xạ

Trên nhu cầu thực tế, chúng ta có thể chọn lựa nhân phóng xạ nào được sử dụng

với hoạt độ lớn nhất và có chu kỳ bán rã lớn nhất để làm đại diện cho việc tính tốn hoặc có thể tính tốn nhiều lần theo số đồng vị mà cơ sở sử dụng, sau đó

chọn phương án tối ưu nhất mà có thể đảm bảo được yêu câu theo tiêu chuẩn thải

ra môi trường

3.2.2.1 Chương trình thiết kế bể thải

Chương trình được xây dựng để thiết kế bể thải Việc thiết kế bể thải

dựa trên hai mục tiêu chính:

- _ Thiết kế các thông số kỹ thuật của bể thải: thể tích bể thải Tính tốn

thể tích bể dựa trên các tham số thực tế như: loại đồng vị phóng xạ cần thải, lượng hoạt độ phóng xạ, chu kỳ bán rã, nồng độ giới hạn cho phép thải của đồng vị phóng xạ sử dụng

- _ Thiết kế các thông số vật lý cho việc sử dụng bể thải: chu kỳ thải,

lượng nước thải trong mỗi chu kỳ Tính tốn các tham số vật lý này dựa trên các thông số thực tế như: số bể thải, thể tích từng bể thải,

đồng vị phóng xạ cần thải, lượng hoạt độ phóng xạ, nổng độ giới hạn cho phép thải của đồng vị phóng xạ sử dụng

3.2.2.2 Chương trình tính tốn nơng độ trong các bể thải

- _ Trường hợp 1 bể thải chờ phân rã

Chương trình được xây dựng để tính nổng độ của chất thải trong trường hợp cơ sở chỉ sử dụng một bể thải Khi bể thải đầy, cơ sở tạm ngưng xả thải xạ

Nee nu n NO NGNH

Xây dựng mô hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tai bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh

Trang 20

ee a

vào bể trong một khoảng thời gian dài, đủ để lượng phóng xạ trong bể phân rã tới mức cho phép thải xạ vào hệ thống thải công cộng

Chương trình được xây dựng để tính nồng độ của chất thải trong trường

hợp cơ sở sử dụng hai bể thải Khi bể thải thứ nhất đầy, cơ sở sẽ thải xạ vào bể thứ hai Khi bể thải thứ hai đầy, cơ sở quay lại sử dụng bể một và nếu bể một có

nơng độ phóng xạ riêng lớn hơn nồng độ cho phép thì cơ sở phẩi chờ một khoảng

thời gian đủ để lượng phóng xạ trong bể một phân rã tới mức cho phép thải xạ vào

hệ thống thải công cộng, sau đó mới dùng lại Tương tự đối với trường hợp bể thải

thứ hai

Chương trình được xây dựng để tính nông độ của chất thải trong trường

hợp cơ sở sử dụng ba bể thải Khi bể thứ nhất đầy, cơ sở sẽ xả thải xạ vào bể thứ

hai, khi bể thứ hai đầy cơ sở sẽ xả thải xạ vào bể thứ ba Khi bể thứ ba đây, cơ sở sẽ quay lại sử dụng bể một, nếu nỗng độ phóng xạ riêng trong bể một lớn hơn

nồng độ cho phép thì cơ sở phải chờ một khoảng thời gian đủ để lượng phóng xạ trong bể một phân rã tới mức cho phép thải xạ vào hệ thống công cộng mới sử dụng lại Tương tự đối với trường hợp bể thải thứ hai và bể thải thứ ba

- _ Trường hợp 1 bể thải tràn

Chương trình được xây dựng để tính nồng độ của chất thải trong trường hợp cơ sở chỉ sử dụng một bể thải Khi bể thải đầy, cơ sở vẫn tiếp tục xả thải xạ

vào bể thải, lượng nước thải sau khi đầy bể được pha loãng và thải ra ngoài - _ Trường hợp 2 bể thải tràn

Chương trình được xây dựng để tính nồng độ của chất thải trong trường hợp cơ sở sử dụng hai bể thải Khi bể thải thứ nhất đây, lượng nước tràn sẽ chảy

eee eee NINNHNNHHHNDEOnnnGDnnnnNnONNnNNNg

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thi diém tai

Trang 21

Tmm—x=—e>>—eee=== ————_—_—_-—_——_— ——— —

vào bể thải thứ hai, khi bể thứ hai đây, lượng nước tràn sẽ từ bể thứ hai chảy vào

n 2 A ^

bể thải công cộng

Trang 22

ee eee -—— —)

Chương 4

ÁP DỤNG THÍ ĐIỂM TẠI BỆNH VIỆN CHỢ RẪY TP HCM

4.1 Quá trình thí nghiệm

4.1.1 Lấy mẫu

Số mẫu được lấy là hai mẫu tại bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh Thời điểm lấy mẫu ngày 12/12/2008

Mẫu phân tích dạng lỏng được lấy trực tiếp tại các bể thải xạ lỏng của

cơ sở y học hạt nhân của bệnh viện Chợ Rẫy, bằng cách múc từ dưới bể thải lên

(trước khi lấy mẫu, nước trong bể cần được khuấy mạnh để hàm lượng phóng xạ

được phân bố đồng đều)

Mẫu được lấy tại hai bể:

- Một mẫu được lấy tại bể thải sơ cấp (mẫu ]), tại thời điểm lấy mẫu thì

hoạt độ trong bể đã được giá trị bão hòa

- Mẫu thứ hai (mẫu 2) được lấy tại bể thứ cấp (bể thải nối với bể thải

công cộng của bệnh viện)

4.1.2 Xử lý mẫu

Mẫu nước lấy về không cân phải xử lý bằng các phương pháp lý hóa mà ta chỉ cần giữ sạch mẫu không để nhiễm bẩn, sau đó đổ mẫu vào hộp đựng

mẫu để đo trực tiếp trên phổ kế gamma 4.1.3 Đo mẫu

Mẫu sau khi được cho vào các hộp đựng mẫu 3z được đặt lên detector và đo trong buồng chì của hệ phân tích phổ kế gamma Kết quả đo mẫu được trình

bày trên bang 4.1

Bảng 4.1 Kết quả số đếm/giờ của hai mẫu nước thải của bệnh viện Chợ Rẫy lấy vào ngày 12/12/2008

Năng lượng (keV) | Mẫu 1 (số đếm/giờ) | Mẫu 2 (số đếm/giờ)

VN QUA AM Go

Trang 23

GVHD:THhS Nguyén Van Mai

eed

17 SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

80.32 4295 692 284.07 10284 1342 364.14 109581 12023 636.47 4391 602 4.1.4 Xử lý số liệu

Hoạt độ tích lũy trong bể được xác định dựa theo đường chuẩn phần Phu lục 1 và thực hiện như sau:

% Đối với đỉnh năng lượng 80.32 keV ta dùng đường chuẩn năng lượng (la):

y = 4E-11x + 1E-11

từ đó tính được hoạt độ của đỉnh này như sau:

Với mẫu l: y = (4E-11 x 4295) + IE-11 = 1.72E-07 Ci/I Với mẫu 2: y = (4E-11 x 692) + 1E-11 = 2.78E-08 Ci/l

% Đối với đỉnh năng lượng 284.07 keV ta dùng đường chuẩn năng lượng (1b):

y = 2E-11x - 5E-12

V6i mau 1: y = (2E-11 x 10284) - SE-12 = 2.06E-07 Ci/l Với mẫu 2: y = (2E-11 x 1342) - SE-12 = 2.68E-08 Ci/l

% Đối với đỉnh năng lượng 364.14 keV ta dùng đường chuẩn nang lugng (1c): y = 2E-12x +3E-13

Với mẫu l: y = (2E-12x 109581) + 3E-13 = 2.19E-07 Ci/1 Với mẫu 2: y = (2E-12 x 12023) + 3E-13 = 2.4E-08 Ci/l

s* Đối với đỉnh năng lượng 636.47 keV ta dùng đường chuẩn năng lượng (1d):

y = 4E-11x +3E-11

V6i mau 1: y = (4E-11 x 4391) + 3E-11 = 1.76E-07 Ci/l

——m——>——su-nnssa=ẳ-œsaasasaẳsaẳ==œ=======

Xây dựng mơ hình qn lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại

Trang 24

GVHD:Th.S Nguyễn Văn Mai 18 SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

a

V6i mau 2: y = (4E-11 x 602) + 3E-11 = 2.41E-08 Ci/l

Bang 4.2 Kết quả hoạt độ tính được theo phương trình đường chuẩn

Mẫu 1 Mẫu 2 Năng lượng Hoạt độ Hoạt độ (keV) (Ciflit) (Ci/đít) 80.32 1.72E-07 2.78E-08 284.07 2.06E-07 2.68E-08 364.14 2.19E-07 2.4E-08 636.47 1.76E-07 2.41E-08

Trung binh 1.93E-07 2.57E-08

Kết luận : Từ kết quả bảng 4.1 và 4.2 ta thấy mẫu nước thải phóng xạ của bệnh viện Chợ Rẫy chỉ xuất hiện đồng vị I-131, không phát hiện tổn tại hàm lượng

phóng xạ Tc-99m, Sm-155, P-32, Re-188

4.2 Kết quả tính tốn chương trình:

Mơ hình thải của bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh áp dụng theo mơ hình hai bể thải tràn Đồng vị phóng xạ sử dụng là I-131, hoạt độ sử dụng được

tính cho mỗi tháng là 100 mCi, khoảng 6.6E-03 Ci/mỗi lần thải hay 6.6E-03 Ci/đợt (2 ngày thải 1 lần) Lượng hoạt độ thải được ước tính khoảng 5% tổng lượng sử

dụng, như vậy tổng lượng thải là 3.3E-04 Ci/đợt Lượng nước thải trong mỗi chu kì

thải là 100 lít

Chương trình tính với thời gian hoạt động đủ để cho hoạt độ riêng trong các bể đạt bão hòa, với các số liệu đầu vào tính tốn chương trình:

- Đồng vị I-131

- - Chu kỳ bán rã 8.02

- _ Hoạt độ sử dụng trong mỗi chu kỳ là 3.3E-04

Trang 25

a eee ———-——)

Chu ky thai 2 ngay

Lượng nước thải trong mỗi chu kỳ là 100 lít Thể tích bể 1 là 12 mỶ

Số ngày thải đầy bể 1 là 240 ngày

Thể tích bể 2 là 4.5 mỉ

Số ngày thải đầy bể 1 là 90 ngày

Chương trình tính tốn ta có kết quả như sau:

Bảng 4.3 Bảng tính tốn trường hợp thải hai bể thải tràn Thời ` ` Nông độ ồ Ộ

gian Hoạt độ ‘be 2 1 ý Hoạt độ noe : °

kh 2 + xn ° wn °

áo sát | bé 1 (Ci) (Cinit) bé 2 (Ci) (Cit)

(ngay) 2 3.30E-04 3.30E-06 - - 4 6.07E-04 | 3.04E-06 - - 6 8.41E-04 2.80E-06 - - 8 1.04E-03 2.59E-06 - - 10 1.20E-03 2.41E-06 - - 238 2.08E-03 1.75E-07 - - 240 2.08E-03 1.73E-07 - -

242 3.50E-03 2.92E-07 2.08E-05 2.08E-07

328 1.75E-03 1.46E-07 1.31E-04 2.91E-08

330 1.75E-03 1.46E-07 1.31E-04 2.91E-08

Kết quả của chương trình tính tốn 2 bể thải tran: nồng độ bể I là: 1.46E-07

(C1), nông độ bể 2 là: 2.91E-08 (C1)

4.3 So sánh kết quả giữa thực nghiệm và chương trình

So sánh với thực nghiệm ta được kết quả bảng 4.4 sau:

Bảng 4.4 Bảng so sánh kết quả giữa tính tốn và đo thực nghiệm trên mơ hình thải của bệnh viện Chợ rẫy

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hơ Chí Minh

Trang 26

Henne ee ener eee ee

, Nong d6 thai (Ci/) Bé thai

Thực nghiệm Tính tốn chương trình

Bể 1 1.93E-07 1.46E-07

Bể 2 2.57E-08 2.91E-08

Kết luận:

Từ kết quả bảng 3.14 ta thấy kết quả giữa thực nghiệm và chương trình

tương đương nhau |

Để có được kết quả tính tốn chính xác hơn, các cơ sở thải phải có nhật ký

thải hằng ngày và có được số liệu về hoạt độ thải tương đối chính xác cho mỗi chu

kỳ thải

4.4 Mơ hình thải xạ mẫu

Qua quá trình nghiên cứu tìm hiểu về tình hình sử dụng chất phóng xạ của các cơ sở hạt nhân trên địa bàn tp Hồ Chí Minh và các tỉnh lân cận và tính

tốn các bể thải xạ lỏng, xin để xuất phương án xây dựng hệ thống bể thải như sau:

- _ Hệ thống hầm thải xạ gồm ba bể chứa thải được sử dụng theo phương án

chờ thải Khi bể 1 đầy, cơ sở sẽ thải xạ vào bể 2, khi bể 2 đầy cơ sở sẽ

thải xạ vào bể 3, khi bể 3 đầy bể 1 được giải phóng bằng cách bơm nước

xạ thải vào bể thải công cộng, sau đó thải xạ vừa sử dụng vào bé 1

Hoạt động thải xạ cứ trình tự như thế lập vòng

- Tuy theo lượng hoạt độ phóng xạ sử dụng, lượng hoạt độ phóng xa thai,

loại đồng vị phóng xạ thải, tần xuất sử dụng (tần xuất thải), lượng nước thải trong mỗi chu kỳ thì kích thước các bể thải có thể khác nhau

Giả thiết: |

+ Hoạt độ sử dụng cho một cơ sở Y học hạt nhân là 1 Ci/tháng

+ Thể tích mỗi bể bể thải là 9m”

V4 OO

Trang 27

m—————===—=—=- SGD

Với giả thiết như trên, sử dụng chương trình tính tốn nổng độ cho

trường hợp 3 bể chờ thải, ta được kết quả như sau:

Bảng 4.5 Bảng tính tốn trường hợp thải ba bể chờ thải

Thời „ | Nông độ à ˆ Thời gian Lee Hoạt độ | Hoạt độ „

„

gian Hoạt độ 2 bé 1 2 chờ của xứ phóng phóng

khảo sát | bể 1 (Cỉ) (Ci/í9- | bể 1 (ngày) xạ xạ

(ngày) Bay) | pbết bé 2

90 4.02E-01 | 4.47E-05 124

Hoạt độ Nông độ Thời gian

bé 2 (Ci) bé 2 chờ của

(Ciđlít) | bế 2 (ngày)

180 4.02E-01 | 4.47E-05 124 1.87E-08

Hoạt độ Nông độ Thời gian

bé 3 (Ci) bé 3 chờ của

(Ciđít) | bể 3 (ngày)

270 4.02E-01 | 4.47E-05 124 7.86E-12 | 1.87E-08

Nếu thải trực tiếp vào bể một, khi đây bể một nồng độ bể một là 4.47E-

05, khi thải đây bể hai thì hoạt độ phóng xạ của bể một là 1.87E-08, khi thải day

bể ba thì hoạt độ phóng xạ của bể 1 lúc đó là 7.86E-12, hoạt độ riêng này nhỏ hơn

nhiều so với giới hạn cho phép thải ra môi trường là 1.0E-09 và có thể thải trực tiếp ra ngoài môi trường

, PHU VIEN

TRƯỜNG PH KỶ THUẬT Công NGHỆ TP.HCM

ye

ii

Trang 28

GVHD:ThS Nguyễn Văn Mai 22 SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

BE HH a ằ—————-Ữố.a

Sơ đồ B Sơ đồ minh họa quá trình thải của một cơ sở Y học hạt nhân

Phòng y học hạt nhân

Khu chẩn đoán Khu điều trị

Khu rửa chai lọ, dụng cụ Khu nhà vệ sinh

đựng dược chất phóng xạ mì AI xi lsơi Q» — wo Ms 2 wo OD» wo x ^ aA

Bề thải chung của bệnh viện

AN

Trang 29

GVHD.ThS Nguyén Van Mai 23 SVTH: Nguyén Nguyét Diéu

KET LUAN VA KIEN NGHI

1 Kết luận

Kết quả đạt được

- Viết thành công chương trình quản lý chất thải phóng xạ cho cơ sở y học

hạt nhân bằng ngơn ngữ lập trình Visual Basic Net

- - Đưa ra mơ hình thải xạ mẫu

- _ Tính ứng dụng thực tế của phần mềm cao, hầu hết các cơ sở có sử dụng

dược chất phóng xạ đều có thể sử dụng phân mềm này

% Hạn chế của để tài:

Do hạn chế về thời gian nên mơ hình chưa được áp dụng thí điểm rộng rãi

tại nhiều cơ sở sử dụng dược chất phóng xạ khác ngoài Bệnh viện Chợ Rẫy

tp Hồ Chí Minh

2 Kiến nghị

Hướng nghiên cứu tiếp theo:

- _ Khảo sát tình hình sử dụng và quản lý chất thải phóng xa ở nhiều cơ

cở có sử dụng dược chất phóng xạ, từ đó nghiên cứu một phân mềm mang tính tổng quát hơn: tính toán đồng thời nhiều hạt nhân phóng

xạ trong một chương trình

0 Tn cá do GIAN CO EEERREEEEEEEEEEEEEEEEE GEN

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh

Trang 30

GVHD:ThS Nguyén Van Mai a SVTH: Nguyén Nguyét Diéu

TAI LIEU THAM KHAO

1 Châu Văn Tạo (2004), An toàn bức xạ ion hóa, Nhà xuất bản Đại học quốc

gia tp Hồ Chí Minh

2 Ngơ Quang Huy (2006), Cơ sở vật lý hạt nhân, Nhà xuất bản khoa học và kỹ thuật

3 Ngô Quang Huy (2004), An tồn bức xạ ion hóa, Nhà xuất ban khoa học và kỹ thuật

4 Tiêu chuẩn Việt Nam, Quy phạm an tồn bức xạ ton hóa — TCVN 4397-87 5 IAEA (2001), Handling and Processing of Radioactive waste from Nuclear

Application Technical Series No 402, Vienna

6 IAEA (1995), The principles of radioactive waste management, Safety series

No 111-F, Vienna

7 IAEA (2001), Classification of radioactive waste, Safety series No 111-G-

1.1, Vienna

Seg 0) 0 Nhan Non non nhNNg

Trang 31

GVHD:ThS Nguyén Van Mai b SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

PHỤ LỤC

Phụ lục 1 MAU CHUAN I-131

Mẫu chuẩn I-131: được sản xuất tại Pháp hay Viện nghiên cứu hạt nhân

Đà lạt

1.Tạo các mẫu chuẩn và phân tích trên phổ kế gamma

Mẫu chuẩn I-131 với chu kỳ bán rã T¡„ = 8.02 ngày, phát tia gamma với các mức năng lượng 80.32 keV (độ giàu 2.62%), 284.07 keV (độ giàu 6.06%), 364.14 keV (độ giàu 81.20%), 636.47 keV (d6 gidu 7.27%), được nhập từ Pháp

hoặc sản xuất tại Viện nghiên cứu hạt nhân Đà lạt

Hoạt độ đã được nhà sản xuất cho biết trước và được định chuẩn lại trên

máy Calibration Meter (Model NC-515/34-061) của bệnh viện Chợ Rẫy

Mẫu chuẩn có hoạt độ: 0.1325 mCi/Ht, mẫu chuẩn này được pha chế thành một số mẫu chuẩn theo các tỉ lệ khác nhau về nông độ, hoạt độ với mục

đích là làm cho hàm lượng phóng xạ có trong mẫu chuẩn nằm ở mức độ hàm lượng phóng xạ có trong mẫu thực tế

Việc pha mẫu được thực hiện theo các bước sau:

Bước l: Sử dụng 500 ml dung dịch chuẩn (0.1325 mCiít) sau khi chuẩn trên máy Calibration Meter để làm thí nghiệm, trích lấy 5 ml của dung dịch

đầu này pha vào 495 ml nước cất, ta được dung dịch có nồng độ 6.625E-07 Ci/0.5 lt, đo dung dịch này trên phổ kế gamma trong 1 giờ ta được các thông số về diện

tích đỉnh theo năng lượng được cho trong bảng A

Bang A Két quả đo trong 1 giờ đối với mẫu I-131 có hoạt độ 6.625E-07 Ci/0.5

lít

Nang lugng (keV) Diện tích đỉnh/giờ Sai số ngẫu nhiên

80.32 31932.0 + 178.7

Trang 32

GVHD.ThS Nguyén Van Mai Cc SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu a ee 284.07 69524.0 + 263.6 364.14 721671.0 + 849.5 636.47 36839.0 + 191.9

Bước 2: Lấy 1 ml dung dich dau pha vào 999 ml nước cất, ta được dung dịch có nổng độ 6.625E-08 Ci/0.5lít, đo dung dịch này trên phổ kế gamma

trong 1 giờ ta được thơng số về diện tích đỉnh theo năng lượng được cho trong bảng

B

Bảng B Kết quả đo trong 1 giờ đối với mẫu I-131 có hoạt độ 6.625E-08 Ci/0.5

lít

Nang lugng (keV) Dién tich dinh/gid Sai số ngẫu nhiên

80.32 3252.0 + 57.0 284.07 7001.0 + 83.7 364.14 71925.0 + 268.2 636.47 3535.0 + 59.5

Bước 3: Lấy 1 ml dung dich cé néng độ 6.625E-08 Ci/0.5lít (dung dich

có được ở bước 2) pha vào 999ml nước cất ta có dung dịch mới có hoạt độ 6.625E-

09 Ci/0.5 lít, đo dung dịch này trên phổ kế gamma trong I giờ ta được các thơng số

về diện tích đỉnh theo năng lượng được cho trong bảng C

Bảng C Kết quả đo trong 1 giờ đối với mẫu I-131 có hoạt độ 6.625E-09

C¡/0.Slít

Năng lượng (keV) Diện tích đỉnh/giờ Sai số ngẫu nhiên

80.32 _ 266.0 +11.5 284.07 652.0 + 15.8 364.14 7434.5 + 60.95 a

Trang 33

GVHD:Th$S Nguyễn Văn Mai d SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

636.47 502.0 + 15.8

Như vậy, đối với I-131 ta chú ý đến bốn đỉnh năng lượng là 80.32 keV,

284.07 keV, 364.14 keV, 636.47 keV

2.Tính tốn số liệu và lập đường chuẩn diện tích đỉnh và hoạt độ

Từ kết quả đo mẫu chuẩn bằng phổ kế gamma và dùng phương trình

Spedac, Gammaw, ta tinh được diện tích đỉnh của các đỉnh năng lượng sau đó ta

lập đồ thị của số đếm (diện tích đỉnh) theo nơng độ

Phương trình đường chuẩn có dạng: y=ax+b

s» Đối với đỉnh năng lượng 80.32keV, từ các kết quả ở các bảng A, B, C ta có được kết quả trong bảng D

Bảng D Diện tích đỉnh tại đỉnh năng lượng 80.32keV với các hoạt độ phóng xạ khác nhau

Diện tích đỉnh/giờ | Hoạt độ (Ci/0.51) Hoạt độ (Ci/)

31932 6.625E-07 1.33E-06

3252 6.625E-08 1.33E-07

266 6.625E-09 1.33E-08

Từ các số liệu trên bảng 2.5, ta vẽ được đường chuẩn với đỉnh năng lượng 8§0.32keV như trên hình 1

—————=======iằšÏễŠễŠ°ŠEẼẽẼễŠẼ 5° ễễỄễ

ễễẽŠẼŠễễễễễễễễ- rễ-_- _—_—————————

Trang 34

GVHD:ThS Nguyễn Văn Mai e SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

Đường chuẩn năng lượng E=80.32keV

1.40E-06 1.20E-06 1.00E-06 8.00E-07 6.00E-07 4.00E-07 2.00E-07 0.00E+00 y =4E-11x+1E-11 R’=1 Hoạt độ (Cư) 30000 0 10000 20000 40000 Số đếm/giờ

Hình 1 Đường chuẩn hoạt độ (Ci/)) và số đếm/giờ đối với đỉnh 80.32keV của I- 131

Từ bảng D và hình 1, ta có được phương trình đường chuẩn với đỉnh

năng lượng E = 80.32keV của I-I31, phương trình có dạng:

(la)

Với y là hoạt độ, x là diện tích đỉnh của đỉnh năng lượng E = 80.32 keV

y=4E-I1x + 1E-11

“* Đối với đỉnh năng lượng 284.07 keV, từ các kết quả ở các bảng 2.2, 2.3, 2.4

ta có được kết quả trong bảng E

Bảng E Diện tích đỉnh tại đỉnh năng lượng 284.07 keV với các hoạt độ phóng

xạ khác nhau

—=—=—=—===ễễỄẼễŠFễŸỲỄÃẼšẼ5ẼỄÃỲỲễễễễễễEễỄễễễễễ -Ƒ _—_———————————————— ——

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh

Diện tích đỉnh/giờ Hoạt độ (Ci/0.5) | Hoạt độ (Ci/)

69524 6.625E-07 1.33E-06

7001 6.625E-08 1.33E-07

652 6.625E-09 1.33E-08

Trang 35

GVHD:ThS Nguyén Van Mai f SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

a

Từ các số liệu trên bảng 2.6, ta vẽ được đường chuẩn với năng lượng E =

284.07 keV, thể hiện trên hình 2

1.40E-06 1.20E-06 1.00E-06 8.00E-07 6.00E-07 4.00E-07 2.00E-07 0.00E+00 y = 2E-11x - 5E-12 R=1 Hoạt độ (C1) 0 20000 40000 60000 80000 Sốđếm/giờ

Hình 2 Đường chuẩn hoạt độ (Ci/)) và số đếm/giờ đối với đỉnh 284.07 keV của I-131

Từ bảng 2.6 và hình 2.4, ta có được phương trình đường chuẩn với đỉnh năng lượng E = 284.07 keV của 1-131, phương trình có dạng:

y = 2E-11x —5E-12 (1b)

Với y là hoạt độ, x là diện tích đỉnh của đỉnh năng lượng E = 284.07 keV “* Đối với đỉnh năng lượng 284.07 keV, từ các kết quả ở các bảng 2.2, 2.3, 2.4

ta có được kết quả trong bảng F

Bảng E Diện tích đỉnh tại đỉnh năng lượng 364.14 keV với các hoạt độ phóng xạ khác nhau

Diện tích đỉnh/giờ | Hoạt độ (Ci/0.5U) | Hoạt độ (Ci/))

721671 6.625E-07 1.33E-06 71925 6.625E-08 1.33E-07 ES

Xây dựng mô hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thi điểm tại

Trang 36

GVHD:ThS Nguyễn Văn Mai g SVTH: Nguyén Nguyét Diéu 7434.5 6.625E-09 1.33E-08

Từ các số liệu trên bảng F; ta vẽ được đường chuẩn với năng lượng E =

1.40E-06 1.20E-06 + 1.00E-06 8.00E-07 6.00E-07 4.00E-07 2.00E-07 0.00E+00 2E-12x + 3E-13 R?=l Hoạt độ (C1)

Hình 3 Đường chuẩn hoạt độ (Ci/1) và số đếm/giờ đối với đỉnh 364.14ke/V của I-131

Từ bảng 2.7 và hình 2.5, ta có được phương trình đường chuẩn với đỉnh năng lượng E = 364.14keV của I-131, phương trình có dạng:

đc)

Với y là hoạt độ, x là diện tích đỉnh của đỉnh năng lượng E = 364.14 keV

y=2E-12x +3E-13

% Đối với đỉnh năng lượng 636.47 keV, từ các kết quả ở các bảng 2.2, 2.3, 2.4

ta có được kết quả trong bảng G

Bảng G Diện tích đỉnh tại đỉnh năng lượng 636.47 keV với các hoạt độ phóng

xạ khác nhau

Diện tích đỉnh/giờ | Hoạt độ (Ci/0.51) | Hoạt độ (Cỉ/)

36839 6.625E-07 1.33E-06 3535 6.625E-08 1.33E-07

Xây dựng mơ hình quản lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hat nhan & thi diém tai

Trang 37

GVHD:ThS Nguyén Van Mai h SVTH: Nguyén Nguyét Diéu 502 6.625E-09 1.33E-08

Từ các số liệu trên bảng 2.6, ta vẽ được đường chuẩn với năng lượng E =

1.40E-06 1.20E-06 (Ci/l) 1.00E-06 - 8.00H-07 - 6.00E-07 4.00E-07 Hoạt độ 2.00E-07 0.00E+00 0 10000 20000 30000 40000 Số đếm/giờ y = 4E-11x + 3E-11 1-131 y = 4E-11x +3E-11 (1d)

Hình 4 Đường chu4n hoat dé (Ci/) và số đếm/giờ đối với đỉnh 636.47ke/V của

Từ bảng 2.8 và hình 2.6, ta có được phương trình đường chuẩn với đỉnh năng lượng E = 636.47keV của I-131, phương trình có dạng:

Với y là hoạt độ, x là diện tích đỉnh của đỉnh năng lượng E = 636.47keV

————— ằ ằằĂ_._-ằằ_ ằằằằềằằằễ -ễ-ễ-ễ-—Ữ-——

Xây dựng mơ hình quân lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh

Trang 38

GVHD.ThS Nguyén Van Mai i SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

Phụ lục 2 CÁC DUNG DỊCH PHONG XA BUGC SU DUNG NHIEU

TRONG Y HOC 6 TP HO CHi MINH VA CAC TINH LAN CAN

s* Chất phóng xạ I-131 (I-ốt 131)

Chất phóng xạ I-131 được sử dụng trong y học hạt nhân nhằm:

- _ Điểu trị tuyến giáp: dựa vào đặc tính sinh lý của tuyến giáp là các tế bào tuyến giáp sử dụng i-ốt để sản xuất ra hormon tuyến giáp dùng cho cơ thể, đồng vị phóng xạ I-131 được dùng để điều

trị các bệnh lý như là bướu giáp Basedow, bướu giáp nhân độc và

điều trị ung thư sau phẫu thuật

- _ Phát biểu vị trí các mô giáp di căn qua xạ hình tồn thân - - Phát hiện u tủy tuyến thượng thận qua xạ hình tồn thân

s%% Chất phóng xạ Tc-99m (Tecnicium 99m)

Chất phóng xạ Tc-99m được sử dụng trong y học hạt nhân nhằm:

- Chẩn đoán bệnh lý cơ tim cục bộ qua các xạ hình dưới máu cơ

tim

- _ Chẩn đoán ung thư đi căn xương qua xạ hình xương

- Chan đoán bệnh lý thận (đánh giá độ lọc cầu thận, đánh giá chức năng thận, phát hiện viêm thận và các di tật bẩm sinh đường tiết

niệu, xác định chức năng thận trong ghép thận ) qua xạ hình

thận

- Chẩn đoán các khối choán chỗ trong gan, các u gan qua xạ hình gan, lách

- _ Chẩn đoán u não qua xạ hình não

“* Chất phóng xạ P-32 (Phodpho 32)

Chất phóng xạ P-32 được sử dụng trong y học hạt nhân nhằm:

———“====ễỄễỄễễễễễễễỄỄễỄễỄễỄễễỄễễễễễỄễễễễ _— _-C—-

Trang 39

GVHD:ThS Nguyễn Văn Mai ] SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

- _ Điều trị giảm đau do ung thư di căn xương, có tác dụng giảm đau kéo đài từ 2-3 tháng và cải thiện chất lượng sống cho những bệnh nhân ung thư

% Chất phóng xạ Re-188 (Rhenium 188)

Chất phóng xạ Re-188 được sử dụng trong y học hạt nhân nhằm:

- _ Điều trị ung thư gan quá khả năng phẫu thuật (nằm trong chương

trình hợp tác giữa Việt Nam và LAEA)

s%».Chất phóng xạ Sm-152 (Samarium 152)

Chất phóng xạ Sm-152 được sử dụng trong y học hạt nhân nhằm:

- Điều trị giảm đau do ung thư di căn xương, có tác dụng giảm dau kéo dài từ 2-3 tháng và cải thiện chất lượng sống cho những bệnh nhân ung thư

Xây dựng mô hình quân lý chất thải phóng xạ từ các cơ sở Y học hạt nhân & thí điểm tại : bệnh viện Chợ Rẫy Tp Hồ Chí Minh

Trang 40

GVHD:ThS Nguyễn Văn Mai k SVTH: Nguyễn Nguyệt Diệu

Phụ lục 3 HƯỚNG DẪN SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TỐN

NỒNG ĐỘ VÀ THIẾT KẾ BỂ THẢI CHO CƠ SỞ Y HỌC HẠT NHÂN

NG ĐỘ VÀ THIẾT KẾ C HẠT NHÂN

Định dạng
Số trang	44
Dung lượng	1,92 MB