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

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 CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử hạt nhân Mã số: 9.44.01.06 TÓM TẮT LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ Hà Nội – 2020 Cơng trình 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 bảo vệ trước Hội đồng cấp Viện chấm luận án tiến sĩ họp vào hồi ngày tháng Có thể tìm hiểu luận án tại: - Thư viện Quốc gia Việt Nam - Thư viện Trung tâm Đào tạo hạt nhân năm 20 MỞ ĐẦU Xạ trị (chữa trị xạ) phương pháp áp dụng để điều trị khối u thông qua tương tác xạ với tế bào Trong đó, xạ trị phản ứng bắt nơtrơn (Neutron Capture Therapy – NCT) kỹ thuật thiết kế để phá hủy khối u cấp độ tế bào Một số nguyên tố 10B, 6Li, 157Gd 235U sử dụng NCT Tuy nhiên, có 10B sử dụng để chữa trị ung thư não với hàm lượng nằm khoảng từ 30-60 ppm Sau Goldhaber phát tiết diện bắt nơtrôn nhiệt cao bất thường 10B vào năm 1934 Năm 1936 Locher đưa ý niệm phương pháp xạ trị phản ứng bắt nơtrôn hạt nhân 10B (Boron Neutron Capture Therapy – BNCT) (Hình 1.2), đề nghị khả để điều trị u não vào năm 1951 Các toán vật lý quan trọng phạm vi phương pháp BNCT kể đến bao gồm: (i) thiết kế kênh nơtrôn phù hợp với tham số đặc trưng phổ lượng nơtrơn photon; (ii) tính tốn mô thực nghiệm xác định đặc trưng phân bố thơng lượng nơtrơn mơ hình phantom; (iii) tính tốn thành phần liều từ phản ứng bắt nơtrôn BNCT sở thông tin phổ lượng nơtrôn; (iv) phát triển kỹ thuật phân tích để định lượng hàm lượng bor q trình xạ trị Liều hấp thụ BNCT bao gồm thành phần liều thường quan tâm, là: (i) liều bor; (ii) liều nơtrôn nhiệt; (iii) liều nơtrôn nhanh; (iv) liều gamma Tuy nhiên, có thành phần liều có đóng góp chủ yếu xác định gián tiếp thơng qua thông lượng nơtrôn hàm lượng nguyên tố 10B Trong đó, thơng lượng nơtrơn nhiệt thường xác định phương pháp kích hoạt đo gamma trễ (Neutron Activation Analysis – NAA), hàm lượng 10B xác định phương pháp kích hoạt đo gamma tức thời (Prompt Gamma Neutron Activation Analysis – PGNAA) Trong lịch sử, nguồn nơtrơn tốt có thơng lượng cần thiết cho BNCT lấy từ LPƯ nghiên cứu bằng: (i) phương pháp dịch phổ, (ii) sử dụng phin lọc, phương pháp sử dụng phổ biến để tạo chùm nơtrôn đơn không cho BNCT mà cho nhiều mục đích nghiên cứu khác Việc cải tiến thiết kế kênh ngang cột nhiệt LPƯ nghiên cứu để tạo dòng nơtrơn nhiệt cho nghiên cứu BNCT thường tính tốn mơ số chương trình điển hình như: DORT, MacNCTPLAN, SERA, MCNP (Monte Carlo N – Particle), v.v Tuy nhiên, MCNP chương trình sử dụng phổ biến Tại Hàn Quốc, năm 1998 Byung-Jin cộng sử dụng MCNP để thiết kế chùm nơtrơn nhiệt kênh ngang LPƯ HANARO có cơng suất 30 MW, với phin lọc Si Bi Thông lượng nơtrôn nhiệt tỷ số suất liều gamma thơng lượng nơtrơn nhiệt vị trí chiếu mẫu tương ứng 2,6×109 n.cm-2.s-1 1,2×10-13 Gy.cm2.n-1 Ở Việt Nam, LPƯ Đà Lạt khôi phục, nâng cấp, đưa vào hoạt động thức với cơng suất danh định 500 kW vào ngày 20/3/1984 Các dòng nơtrơn phin lọc từ kênh ngang số số đưa vào sử dụng từ năm 1990 phục vụ nghiên cứu ứng dụng Từ năm 2011, kênh ngang số LPƯ Đà Lạt (Channel No.2 of Dalat Reactor – CN2DR) đưa vào sử dụng với số dòng nơtrơn có chất lượng tốt như: dòng nơtrơn nhiệt dòng nơtrơn đơn nhiệt keV, tạo kỹ thuật phin lọc với thơng khoảng 1,5×106 n.cm-2.s-1 Các dòng nơtrôn sử dụng chủ yếu cho nghiên cứu số liệu hạt nhân, cấu trúc hạt nhân, v.v… Mặc dù giới phương pháp BNCT áp dụng từ thập niên 60 kỷ 20 cho nghiên cứu lâm sàng tiền lâm sàng nhiều quốc gia như: Nhật Bản, Mỹ, Hàn Quốc, Iran, Italia, Cộng hòa Séc, Phần Lan, Hà Lan, v.v Trong đó, nay, Việt Nam chưa có hệ thiết bị BNCT nghiên cứu chuyên sâu tính tốn liều từ phản ứng nơtrơn-bor xảy BNCT Vì vậy, việc nghiên cứu đánh giá thành phần liều phục vụ nghiên cứu BNCT kênh ngang LPƯ Đà Lạt vấn đề đặt để thực luận án Mục tiêu nghiên cứu Mục tiêu luận án mơ thiết kế tối ưu dòng nơtrơn nhiệt lối CN2DR phục vụ nghiên cứu BNCT chương trình MCNP; mơ phỏng, tính tốn đo thực nghiệm tham số đặc trưng phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt thành phần liều xạ mơ hình phantom nước; xây dựng phương pháp phân tích hàm lượng bor mẫu nước để áp dụng thực nghiệm BNCT ứng dụng liên quan khác Để đạt mục tiêu đề ra, nội dung luận án cần thực bao gồm: (i) nghiên cứu, tính tốn liều hấp thụ phản ứng 10 B(n, α) Li BNCT; (ii) mô phân bố liều hấp thụ BNCT phantom nước CN2DR sử dụng chương trình MCNP; (iii) xác định phân bố liều hấp thụ BNCT với mơ hình phantom nước sử dụng CN2DR; (iv) đề xuất thiết kế cấu hình tối ưu cho hệ BNCT CN2DR với dòng nơtrơn lối vào phantom có thơng số thơng lượng nơtrơn nhiệt > 1×108 n.cm-2.s-1 tỷ số suất liều gamma thơng lượng nơtrơn nhiệt < 3×10-13 Gy.cm2.n-1 Ý nghĩa khoa học thực tiễn Các kết nghiên cứu luận án có ý nghĩa khoa học lần tiếp cận nghiên cứu vật lý phương pháp BNCT Việt Nam sử dụng kênh nơtrôn LPƯ Đà Lạt, cung cấp thông tin thiết kế cải tiến nâng cao thông lượng nơtrôn vị trí chiếu mẫu, kết mơ thực nghiệm phân bố thông lượng nơtrôn thành phần liều phantom góp phần có ý nghĩa vào nghiên cứu phát triển tri thức tiền đề cho việc ứng dụng BNCT Việt Nam tương lai Ý nghĩa thực tiễn luận án kết nghiên cứu cải tiến thiết kế chùm nơtrôn chứng minh có khả tăng thơng lượng nơtrơn vị trí thực nghiệm kênh số lên 12 lần, qua góp phần để tăng cường khai thác hiệu kênh ngang LPƯ Đà Lạt Ngoài ra, kết luận án góp phần quan trọng vào việc nâng cao lực nghiên cứu mô đo đạc thực nghiệm lĩnh vực vật lý nơtrôn ứng dụng liên quan chùm nơtrôn từ LPƯ Kết luận án có ý nghĩa thực tiễn phục vụ cho công tác đào tạo phát triển nguồn nhân lực hạt nhân Cấu trúc luận án Cấu trúc luận án gồm chương Chương trình bày tổng quan phương pháp tính liều hấp thụ BNCT, bao gồm: nguyên lý BNCT, thành phần liều sinh BNCT, hệ số KERMA nơtrôn cho ngun tố mơ, phương pháp kích hoạt sử dụng phương pháp đo gamma trễ để xác định thông lượng nơtrơn nhiệt, phantom dùng cho BNCT Chương trình bày phần mô phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt phantom nước sử dụng chương trình MCNP; thực nghiệm CN2DR, bao gồm: thiết kế phantom nước, thiết lập hệ đo, xác định phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt phantom nước, xây dựng đường chuNn hàm lượng bor mẫu dung dịch, đo suất liều gamma phantom nước liều kế nhiệt phát quang (ThermoLuminescence Dosimeter – TLD), đánh giá thảo luận số liệu thực nghiệm mơ Chương trình bày kết mô thiết kế số cấu hình dòng nơtrơn, từ đề xuất cấu hình tối ưu phục vụ cho BNCT CN2DR Chương 1: TỔNG QUAN Mục tiêu chương trình bày nguyên lý thành phần liều hấp thụ BNCT, đánh giá xác định thành phần liều có trọng số đóng góp liều hấp thụ toàn phần phương pháp tính tốn xác định thành phần liều có đóng góp chủ yếu 1.1 Nguyên lý BNCT Mục trình bày nguyên lý BNCT, hàm lượng tiết diện phản ứng nguyên tố mơ với nơtrơn nhiệt 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 1.2 Chữa trị u não BNCT giới Mục trình bày tổng quan tình hình thử nghiệm lâm sàng BNCT giới giai đoạn từ 1968 đến 1999 1.3 Hệ số KERMA nơtrôn mô 1.3.1 Tiết diện tương tác nơtrôn Mục trình bày khái niệm loại tiết diện tương tác nơtrôn 1.3.2 Hệ số KERMA nơtrôn mô Trường nơtrôn thường mô tả thuật ngữ thông lượng φ(E), chùm nơtrôn đơn tương tác với hạt nhân mơ lượng giải phóng phản ứng đơn vị khối lượng vật chất (Kinetic Energy Released per unit Mass – KERMA), xác định biểu thức: N K = σ × t  m  × E ×Φ  (1.5)  Nt   số hạt nhân đồng vị quan tâm có đơn vị m đó, σ tiết diện nơtrơn,  khối lượng mơ (tính cho g mơ), E lượng tỏa phản ứng Bảng 1.3 liệt kê hệ số KERMA nơtrôn nhiệt (KERMA nơtrôn) ngun tố có mơ Bảng 1.3 Hệ số KERMA nơtrơn nhiệt ngun tố có mô Hàm lượng Hệ số KERMA Tỷ lệ TT Nguyên tố (%) (Gy.cm2) (%) H 10,7 4,49E-15 2,49 C N 14,5 2,2 3,49E-18 1,73E-13 0,00 95,67 - - - - - Như vậy, tỷ lệ đóng góp KERMA nơtrôn nguyên tố hydro nitơ chủ yếu mơ (chiếm 98,2 %) Do đó, tính KERMA nơtrơn mơ, cần tính KERMA nơtrơn nitơ tính thêm KERMA nơtrơn hydro 1.4 Lý thuyết tính liều hấp thụ BNCT 1.4.1 Liều hấp thụ đơn vị đo Mục trình bày lý thuyết khái niệm đơn vị đo liều hấp thụ, liều tương đương trọng số xạ loại xạ 1.4.2 Các thành phần liều BNCT Trong BNCT, thành phần liều hấp thụ thường quan tâm là: (i) liều bor; (ii) liều nơtrôn nhiệt; (iii) liều nơtrôn nhanh; (iv) liều gamma (Dγ) (i) Liều bor (DB): sinh từ phản ứng 10 B(n, α) Li thể sau: 10 B+1 n (0,025 eV) →11 B* 〈 He+ Li + γ (0,478 MeV) + 2,31 (MeV) He + Li + 2,79 (MeV) (94%) (6%) Liều bor tính cơng thức: D B = 1,6 ×10 −13 × CB × σ B × Q × Φ th (1.8) Ở đây, ký hiệu D, Cx , σx Q sử dụng sau: D liều hấp thụ, C hàm lượng nguyên tố, x ký hiệu nguyên tố, σ tiết diện phản ứng ngun tố với nơtrơn nhiệt, Q động hạt sản phNm mang điện (MeV), Φth dòng nơtrơn nhiệt (n.cm-2) Trong BNCT, tính liều người ta thường sử dụng khái niệm dòng nơtrơn nhiệt ( Φ th ) thay cho khái niệm thông lượng nơtrôn nhiệt ( φ th ) Mối liên hệ hai đại lượng tính sau: Φ th = φth × t (1.9) -2 -1 đó, φth thông lượng nơtrôn nhiệt (n.cm s ), t thời gian (s) Kết hợp với hệ số KERMA nơtrôn hạt nhân 10B hàm lượng 10B khối u sử dụng tính theo ppm, phương trình (1.8) viết lại sau: (1.10) D B = 7,43 ×10 −14 × C B × Φ th -14 đó, giá trị 7,43×10 hệ số KERMA bor nơtrơn nhiệt, CB tính theo đơn vị (ppm) (ii) Liều nơtrôn nhiệt (DN): sinh từ phản ứng 14 N(n, p)14 C tính theo cơng thức: D N = 1,6 × 10 −13 × C N × σ N × Q × Φ th (1.11) Kết hợp với hệ số KERMA nơtrôn hạt nhân 14N, tiết diện phản ứng hàm lượng nitơ mơ, phương trình (1.11) viết lại sau: D N = 6,78 × 10−14 × CN × Φ th (1.12) -14 đó, giá trị 6,78×10 hệ số KERMA nitơ nơtrôn nhiệt, CN hàm lượng 14N (%) (iii) Liều nơtrôn nhanh (Df): sinh từ proton giật lùi giải phóng tán xạ đàn hồi xảy nơtrôn nhanh tương tác với hydro theo phản ứng H(n, n ' )1 H , tính cơng thức: D f = 1,6 × 10−13 × CH × σsH × E f × Φ f × f (1.13) đó: σsH tiết diện tán xạ đàn hồi nơtrôn nhanh hydro (cm2), Ef lượng giải phóng phản ứng (MeV), Φ f dòng nơtrơn nhanh (n.cm-2), f = 0,5 hệ số hấp thụ mô nơtrôn nhanh (iv) Liều gamma ( Dγ ): sinh tia gamma hình thành phản ứng H(n, γ) H tia gamma lẫn chùm nơtrôn tới (thông qua tương tác dòng nơtrơn từ vùng hoạt LPƯ) Liều gamma mơ có kết chủ yếu hydro mô hấp thụ nơtrôn nhiệt theo phản ứng H(n, γ)2 H , tính theo cơng thức: (1.14) Dγ (2,22) = 1,6 × 10−13 × CH × σ H × Eγ ( 2, 22) × Φ th × fγ ( 2, 22) đó: fγ ( 2, 22) = 0,278 hệ số hấp thụ toàn thân tia gamma Kết hợp với hàm lượng 1H, tiết diện phản ứng 1H, hệ số hấp thụ gamma mô, phương trình (1.14) viết lại sau: (1.15) Dγ (2,22) = 1,0 × 10−14 × Φ th -14 đó, giá trị 1,0×10 hệ số KERMA tia gamma lượng 2,22 MeV thể tích chiếu xạ • Liều hấp thụ gây tia gamma lượng 478 keV hạt nhân Li * giải lượng kích thích, tính theo cơng thức: Dγ (0,478) = 1,6 × 10−13 × CB × σ B × Eγ ( 0, 478) × Φ th × fγ ( 0, 478) (1.16) đó: fγ (0, 478) hệ số hấp thụ thể tích chiếu xạ tia gamma có E = 0,478 MeV Tương tự phương trình (1.14), phương trình (1.16) viết lại sau: Dγ (0,478) = 1,0 × 10−16 × CB × Φ th (1.17) đó, giá trị 1,0×10-16 hệ số KERMA gamma 0,478 MeV tồn thể, tính cho đơn vị ppm hàm lượng bor 1.4.3 Liều hấp thụ toàn phần BNCT Từ phương trình 1.10, 1.12, 1.15 1.17 thấy rằng, hệ số nhân phương trình 1.15 1.17 nhỏ hệ số nhân phương trình 1.10 1.12 tương ứng khoảng 10 100 lần Mặt khác, trọng số xạ gamma nhỏ trọng số xạ hạt nặng tích điện khoảng 20 lần nên liều hấp thụ phương pháp BNCT thường quan tâm đến hai thành phần liều gây phản ứng bắt nơtrôn nhiệt 10B 14N mô D = (7,43 × C B + 6,78 × C N ) ×10 −14 × Φ th (1.18) D (Gy) liều hấp thụ BNCT 1.5 Các thành phần mơ hình nghiên cứu BNCT giới 1.5.1 Dòng nơtrơn phin lọc Mục trình bày dòng nơtrôn sử dụng cho BNCT, nguyên lý kỹ thuật phin lọc nơtrơn nhiệt, số dòng nơtrôn phin lọc sử dụng cho nghiên cứu BNCT giới Bảng 1.7 Một số LPƯ tạo dòng nơtrơn nhiệt phin lọc đơn tinh thể Si Bi Chiều dài phin lọc (cm) LPƯ Công suất (MW) Si Bi MURR HANARO 10 30 50 40 15 1.5.2 Phantom Mục trình bày việc lựa chọn chất liệu làm phantom nghiên cứu BNCT Hai chất liệu thường sử dụng để làm phantom nước polyethylene, mật độ hai chất liệu gần tương tự mô 1.5.3 Xác định thông lượng nơtrôn nhiệt kỹ thuật NAA Mục trình bày sở lý thuyết phương pháp kích hoạt nơtrơn cơng thức tính thơng lượng nơtrôn nhiệt kỹ thuật NAA Thông lượng nơtrôn nhiệt dò kích hoạt xác định theo phương trình: C× f ×λ (1.26) φ= ε × I × N × σ × (1 − e − λt1 )× e − λt × − e − λt Nguồn sai số chủ yếu tính thơng lượng nơtrơn nhiệt gây bởi: số đếm đỉnh gamma quan tâm (C) hiệu suất ghi đỉnh gamma (ε) Vì vậy, sai số tương đối sai số tuyệt đối thông lượng nơtrôn nhiệt tính cơng thức (1.27) (1.28): ( (δC )2 + (δε )2 ) (1.27) (1.28) ∆φ = φ × δφ δφ , δC , δε tương ứng sai số tương đối thông lượng nơtrôn nhiệt, số đếm đỉnh gamma hiệu suất ghi đỉnh gamma; ∆φ sai số tuyệt đối thông lượng nơtrôn nhiệt δφ = 1.5.4 Xác định hàm lượng bor kỹ thuật PGNAA Mục trình bày tổng quan việc sử dụng kỹ thuật PGNAA để xác định hàm lượng bor nghiên cứu BNCT Tại Nhật Bản, phép đo hàm lượng 10B khối u, mô, máu tế bào nuôi cấy Viện Công nghệ Musashi Matsumoto Aizawa, giới hạn phát 10B hệ PGNAA thí nghiệm 2,5 ppm mẫu tích ml 10 ppm mẫu tích 0,3 ml Tại Việt Nam, hệ PGNAA đưa vào sử dụng kênh ngang tiếp tuyến số LPƯ Đà Lạt từ năm 1988; kênh ngang xuyên tâm số từ năm 2011, để phục vụ hướng nghiên cứu phân tích kích hoạt nơtrơn đo gamma tức thời 1.5.5 Xác định liều gamma liều kế TLD Mục trình bày tổng quan tài liệu việc sử dụng liều kế TLD để xác định liều gamma nghiên cứu BNCT Trong đó, TLD-900 (CaSO4:Dy) lựa chọn tốt liều kế có độ nhạy cao với gamma Sai số số loại liều kế TLD liệt kê Bảng 1.10 TT Bảng 1.10 Sai số số loại liều kế TLD Liều kế Vật liệu TLD-300 CaF2:Tm Sai số (%) 30 TLD-600 LiF:Mg,Ti 5,1 TLD-700 LiF:Mg,Ti 5,1 TLD-900 CaSO4:Dy 1.6 Sử dụng chương trình MCNP5 BNCT 1.6.1 Giới thiệu MCNP5 chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mơ q trình vật lí hạt nhân nơtrơn, photon, electron Đây cơng cụ tính tốn mạnh, mô vận chuyển nơtrôn, photon electron, giải toán vận chuyển xạ chiều sử dụng lĩnh vực từ thiết kế LPƯ đến an toàn xạ vật lý y học 1.6.2 Cấu trúc input file loại đánh giá Mục giới thiệu chương trình, cấu trúc input file loại đánh giá MCNP5 1.6.3 Chuyển đổi thông lượng nơtrôn gamma sang suất liều Mục trình bày cách chuyển đổi thơng lượng nơtrơn gamma sang suất liều hấp thụ 1.6.4 Đánh giá sai số Mục trình bày sai số tương đối ý nghĩa giá trị sai số tương đối kết chạy chương trình MCNP Giá trị R > 0,5 0,2 – 0,5 0,1 – 0,2 < 0,1 < 0,05 Bảng 1.14 Ý nghĩa giá trị sai số tương đối R MCNP Ý nghĩa Khơng có ý nghĩa Có thể chấp nhận vài trường hợp Chưa tin cậy hoàn toàn Tin cậy (ngoại trừ detector điểm/vòng) Tin cậy (đối với detector điểm/vòng) Để theo dõi diễn biến kết truy xuất, MCNP đưa tiêu chuNn FOM (Figure Of Merit) sau lần truy xuất kết Bên cạnh đó, để đánh giá độ xác R, người ta sử dụng đại lượng phương sai phương sai (Variance Of Variance – VOV), giá trị VOV phải nhỏ 0,1 tất loại Tally 120 Thực nghiệm 100 Mô 80 Đường trung tâm 60 40 20 0 10 Độ sâu phantom (cm) 12 Thông lượng nơtrôn tương đối (%) Thông lượng nơtrôn tương đối (%) 1.6.5 Mô tính liều hấp thụ BNCT Trên giới, hầu hết trung tâm nghiên cứu có nghiên cứu BNCT đề xuất kỹ thuật lập kế hoạch điều trị dựa phương pháp Monte Carlo để tính tốn phân bố thành phần liều BNCT Một số kết so sánh mô thực nghiệm thông lượng nơtrôn phantom nước LPƯ HFR thể Hình 1.22 120 Tại độ sâu 7cm 100 80 60 40 20 -6 -4 -2 Khoảng cách theo bán kính (cm) Hình 1.22 Phân bố thơng lượng nơtrôn phantom nước mô thực nghiệm LPƯ HFR (Hà Lan) 1.6.6 Thiết kế dòng nơtrơn cho BNCT Mục trình bày việc sử dụng MCNP để thiết kế dòng nơtrơn cho BNCT Matsumoto năm 1996 (Nhật Bản), Monshizadeh năm 2015 (Iran), hai thơng số thiết kế dòng nơtrôn nhiệt phục vụ nghiên cứu BNCT TT - Bảng 1.15 Thông số thiết kế dòng nơtrơn nhiệt phục vụ nghiên cứu BNCT Dgamma/φth φth Cơng suất LPƯ (MW) (×109 n.cm-2.s-1) (×10-13 Gy.cm2.n-1) IAEA >1 1×108 n.cm-2.s-1 tỷ số suất liều gamma thơng lượng nơtrơn nhiệt < ×10-13 Gy.cm2.n-1 3.5 Tóm tắt chương Như trình bày trên, từ kết so sánh phù hợp mô thực nghiệm phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt suất liều gamma phantom cấu hình tại, tác giả cải tiến thiết kế đề xuất cấu hình phục vụ cho nghiên cứu BNCT CN2DR Thông lượng nơtrôn nhiệt cấu hình tăng lên khoảng 12 lần so với cấu hình đảm bảo an toàn cho phép suất liều gamma Tuy nhiên với kết thiết kế tập trung chủ yếu vào mục tiêu thông lượng nơtrôn đạt phantom, cấu trúc che chắn xạ bên kênh cần thiết kế bổ sung áp dụng mơ hình chuNn trực đề xuất luận án Thêm vào đó, từ việc xây dựng đường chuNn hàm lượng bor cho mẫu dung dịch, khẳng định rằng, hệ PGNAA CN2DR hồn tồn đáp ứng q trình kiểm sốt hàm lượng bor nghiên cứu BNCT Ngoài ra, kết cho thấy khả ứng dụng cao thiết bị PGNAA LPƯ Đà Lạt phân tích định lượng nguyên tố bor đối tượng mẫu sinh học, y học, dược học môi trường KẾT LUẬN Từ kết thu kết luận rằng, luận án tác giả đạt mục tiêu đặt ra, tiếp cận khởi đầu hướng nghiên cứu ứng dụng chùm nơtrôn từ LPƯ Đà Lạt để nghiên cứu xác định tham số vật lý đặc trưng phương pháp BNCT Để đáp ứng mục tiêu nêu trên, kết khoa học thực tiễn luận án đạt bao gồm: - Nghiên cứu xác định thành phần liều BNCT Kết thu kết luận rằng, liều hấp thụ phương pháp BNCT phụ thuộc chủ yếu vào thông lượng nơtrơn nhiệt hàm lượng bor thể tích vùng tế bào khối u - Mô xác định phân bố liều hấp thụ BNCT phantom nước tự chế tạo CN2DR tương ứng chương trình MCNP5 phương pháp NAA Kết cho thấy rằng, có phù hợp tốt số liệu thực nghiệm với kết mơ Vì vậy, khẳng định việc bố trí thực nghiệm đạt yêu cầu phương pháp mơ sử dụng để thiết kế cải tiến CN2DR nhằm đáp ứng yêu cầu nghiên cứu BNCT - Xây dựng phương pháp phân tích hàm lượng bor mẫu nước kỹ thuật PGNAA Kết cho phép kết luận hệ PGNAA CN2DR hoàn toàn đáp ứng yêu 23 cầu nghiên cứu BNCT Ngoài ra, kết ứng dụng mở rộng phân tích định lượng bor đối tượng mẫu sinh học, dược học môi trường - Đề xuất thiết kế cấu hình tối ưu cho hệ BNCT CN2DR chương trình MCNP5 Thơng lượng nơtrơn nhiệt cấu hình vị trí chiếu mẫu tăng lên khoảng 12 lần so với cấu hình đảm bảo an toàn cho phép suất liều gamma - Kết nghiên cứu thực nghiệm mô cho phép kết luận CN2DR hoàn toàn đáp ứng u cầu kỹ thuật dòng nơtrơn an toàn xạ để tiến hành nghiên cứu vật lý đào tạo phương pháp BNCT KIẾN NGHN VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO Từ nội dung kết luận luận án, tác giả đưa số kiến nghị hướng nghiên cứu sau: (1) Thiết kế, chế tạo lắp đặt ống chuNn trực hình nón tổ hợp phin lọc Si + Bi đề xuất Hình 3.12 luận án (2) Đo thực nghiệm thông lượng nơtrôn suất liều gamma trước phantom nước để kiểm chứng đánh giá với kết mô trình bày mục 3.4.4 luận án (3) Đề xuất kết hợp nghiên cứu với Trung tâm Nghiên cứu Điều chế đồng vị phóng xạ để thực nghiệm kỹ thuật BNCT động vật (một số chuột có khối u chân) DANH MỤC CƠNG 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 Filtered Neutron Beam at Nuclear Research Institute”, Nucl Sci Technol., (Vietnam), Vol.8, No 1, pp 2935 [3] Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son and Trinh Thi Tu Anh (2018), “Measurement of inphantom thermal neutron flux distribution in Dalat Research Reactor boron neutron capture therapy beam line”, Proceedings of 5th Academic conference on 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 & Tech 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), pp 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 Neutron Capture Studies at the Dalat Research Reactor” Đã Tạp chí Asian Journal of Scientific Research chấp nhận đăng 24 ... Séc, Phần Lan, Hà Lan, v.v Trong đó, nay, Việt Nam chưa có hệ thiết bị BNCT nghiên cứu chun sâu tính tốn liều từ phản ứng nơtrơn-bor xảy BNCT Vì vậy, việc nghiên cứu đánh giá thành phần liều phục. .. liều phục vụ nghiên cứu BNCT kênh ngang LPƯ Đà Lạt vấn đề đặt để thực luận án Mục tiêu nghiên cứu Mục tiêu luận án mô thiết kế tối ưu dòng nơtrơn nhiệt lối CN2DR phục vụ nghiên cứu BNCT chương... BNCT kỹ thuật xạ trị dựa phản ứng 10 B(n, α)7 Li ứng dụng điều trị u não Mặc dù có thành phần liều sinh trình xạ trị BNCT có thành phần liều có đóng góp chủ yếu liều bor liều nitơ Hai thành phần