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 hạt nhân Mã số: 9.44.01.06 Người hướng dẫn khoa học: PGS.TS Nguyễn Nhị Điền TS Trịnh Thị Tú Anh Hà Nội – 2020 LỜI CAM ĐOAN Tôi xin cam đoan công trình nghiên cứu tơi Thầy Cơ hướng dẫn khoa học Các số liệu, kết trình bày luận án trung thực, không chép hay sử dụng bất hợp pháp chưa tác giả khác cơng bố cơng trình khác Tôi xin chịu trách nhiệm nội dung tác quyền luận án Tác giả Phạm Đăng Quyết i LỜI CẢM ƠN Để hoàn thành luận án, trước tiên xin cho phép tơi bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc, tri ân, khắc ghi công lao Thầy Cô hướng dẫn khoa học PGS.TS Nguyễn Nhị Điền TS Trịnh Thị Tú Anh, người khơi lên niềm đam mê nghiên cứu, định hướng cho mục tiêu nghiên cứu dẫn dắt, hướng dẫn tơi tận tình suốt thời gian thực luận án Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến TS Phạm Ngọc Sơn, truyền đạt kiến thức tận tình hướng dẫn thời gian tơi thực thí nghiệm Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến TS Cao Đông Vũ, truyền đạt cho kinh nghiệm quý báu nghiên cứu khoa học Tôi xin gửi lời cám ơn Ban Lãnh đạo Viện, Ban Giám đốc cán Trung tâm Vật lý Điện tử hạt nhân, Trung tâm An toàn xạ, Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt tạo điều kiện, tận tình giúp đỡ suốt thời gian thực luận án Tơi xin gửi lời cám ơn PGS.TS Nguyễn Đức Hòa, PGS.TS Nguyễn An Sơn Quý Thầy Cô giáo Khoa Kỹ thuật hạt nhân Trường Đại học Đà Lạt giúp đỡ tạo điều kiện thuận lợi để thực luận án Xin cám ơn Quý Thầy Cơ giảng dạy, gia đình bạn bè động viên, tạo điều kiện thuận lợi cho tơi hồn thành luận án Tác giả Phạm Đăng Quyết ii MỤC LỤC BẢNG CÁC KÝ HIỆU, TỪ VIẾT TẮT vi DANH MỤC CÁC BẢNG ix DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ xii MỞ ĐẦU Chương 1: TỔNG QUAN 1.1 Nguyên lý BNCT 1.2 Chữa trị u não BNCT giới 10 1.3 Hệ số KERMA nơtrôn mô 12 1.3.1 Tiết diện tương tác nơtrôn 12 1.3.2 Hệ số KERMA nơtrôn mô 14 1.4 Lý thuyết tính liều hấp thụ BNCT 16 1.4.1 Liều hấp thụ đơn vị đo 16 1.4.2 Các thành phần liều BNCT 17 1.4.3 Liều hấp thụ toàn phần BNCT 23 1.5 Các thành phần mơ hình nghiên cứu BNCT giới 24 1.5.1 Dòng nơtrơn phin lọc 24 1.5.2 Phantom 29 1.5.3 Xác định thông lượng nơtrôn nhiệt kỹ thuật NAA .31 1.5.4 Xác định hàm lượng bor kỹ thuật PGNAA 34 1.5.5 Xác định liều gamma TLD 35 1.6 Sử dụng chương trình MCNP5 BNCT 36 1.6.1 Giới thiệu 36 1.6.2 Cấu trúc input file loại đánh giá 37 1.6.3 Chuyển đổi thông lượng nơtrôn gamma sang suất liều 38 1.6.4 Đánh giá sai số 39 1.6.5 Mơ tính liều hấp thụ BNCT 41 1.6.6 Thiết kế dòng nơtrơn cho BNCT 42 iii 1.7 Dòng nơtrôn phin lọc CN2DR 43 1.7.1 Lò phản ứng Đà Lạt 43 1.7.2 Dòng nơtrơn phin lọc CN2DR 44 1.8 Tóm tắt chương 45 Chương 2: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM 46 2.1 Mơ mơ hình nghiên cứu BNCT LPƯ Đà Lạt 46 2.1.1 Dòng nơtrơn phin lọc kênh số 46 2.1.2 Phantom nước 49 2.1.3 Kết mô 50 2.1.4 Đánh giá sai số mô 57 2.2 Thực nghiệm cấu hình để nghiên cứu BNCT LPƯ Đà Lạt 58 2.2.1 Hiệu chu n detector 58 2.2.2 Đo phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt phantom 62 2.2.3 Xây dựng đường chu n hàm lượng bor PGNAA CN2DR 68 2.2.4 Đo suất liều gamma phantom TLD 70 2.3 Tóm tắt chương 71 Chương 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 72 3.1 Đánh giá kết mô thực nghiệm với cấu hình 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 BNCT phantom 81 3.3 Kết xây dựng đường chuNn hàm lượng bor PGNAA CN2DR 85 3.4 Thiết kế cấu hình CN2DR 86 3.4.1 Kết mô thay đổi hình dạng ống chu n trực 86 3.4.2 Tối ưu hóa chiều dài ống chu n trực 87 3.4.3 Tối ưu hóa chiều dài phin lọc 90 iv 3.4.4 Đề xuất cấu hình cho CN2DR 92 3.5 Tóm tắt chương 95 KẾT LUẬN 97 KIẾN NGHN VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO 98 DANH MỤC CƠNG TRÌNH KHOA HỌC CỦA TÁC GIẢ LIÊN QUAN ĐẾN LUẬN ÁN 99 TÀI LIỆU THAM KHẢO 100 PHỤ LỤC 110 v BẢNG CÁC KÝ HIỆU, TỪ VIẾT TẮT Ký hiệu, Tiếng Anh từ viết tắt Tiếng Việt BMRR BNCT Brookhaven Medical Research Reactor Boron neutron capture Lò phản ứng nghiên cứu y học Brookhaven Xạ trị phản ứng bắt BNL therapy Brookhaven National nơtrơn bor Phòng thí nghiệm BPA Laboratory p-dihydroxyborylphenylalanine quốc gia Brookhaven Một loại hợp chất chứa bor BPA-F L-p-boronophenylalanine dùng BNCT Một loại hợp chất chứa bor BSH –fructose disodium mercaptoundecahydro dùng BNCT Một loại hợp chất chứa bor CL -closo-dodecaborate Collimator length dùng BNCT Chiều dài ống chuNn trực CN2DR Channel No.2 of Dalat Reactor Kênh số Lò phản ứng Đà Lạt Con Concentration Hàm lượng CT Computed Tomography Chụp cắt lớp điện toán Dγ Gamma dose Liều gamma & Dγ & Gamma dose rate Suất liều gamma Neutron dose rate Suất liều nơtrôn E Eff Energy Full-peak efficiency Năng lượng Hiệu suất ghi Err Error Sai số Exp Experimental Thực nghiệm FiR-1 Finnish Reactor Lò phản ứng Phần Lan FL Filter length Chiều dài phin lọc GBM GlioBlastoma Multiforme U não nguyên bào Gd- DieThylenetriamine Penta- Một loại hợp chất chứa DTPA GdNCT acetic Acid Gadolinium Neutron Capture gadolinium dùng MRI Xạ trị phản ứng bắt HFR Therapy High Flux Reactor nơtrơn gadolinium Lò phản ứng thơng lượng cao D n vi Ký hiệu, Tiếng Anh từ viết tắt I Intensity of the gamma peak IAEA International Atomic Energy Tiếng Việt Cường độ phát gamma Cơ quan Năng lượng nguyên tử JRR-4 Agency Japan Research Reactor No.4 Quốc tế Lò phản ứng nghiên cứu số KF KERMA Factor Nhật Bản Hệ số KERMA KERMA Kinetic Energy Released per Năng lượng giải phóng LET unit Mass Linear Energy Transfer đơn vị khối lượng Sự chuyển đổi lượng LPƯ Reactor tuyến tính Lò phản ứng m Mass Khối lượng MCNP Monte Carlo N – Particle Chương trình Monte Carlo cho loại hạt N Giá trị trung bình Mean MGH Massachusetts General Hospital Bệnh viện đa khoa MIT Massachusetts Institute of Massachusetts Viện công nghệ Massachusetts MITR Technology MIT Nuclear Research Reactor Lò phản ứng nghiên cứu MNSR Miniature Neutron Source Viện công nghệ Massachusetts Một loại lò nghiên cứu cơng MRI Reactor Magnetic Resonance Imaging suất nhỏ Trung Quốc thiết kế Chụp ảnh cộng hưởng từ MuITR Musashi Institute of Viện nghiên cứu công nghệ lò NAA Technology Reactor Neutron Activation Analysis phản ứng Musashi Phân tích kích hoạt nơtrơn đo NCT Neutron Capture Therapy gamma trễ Xạ trị phản ứng bắt nơtrôn NOH Number of the history Số hạt gieo P Power Cơng suất PGNAA Prompt Gamma Neutron Phân tích kích hoạt nơtrôn đo Pos Activation Analysis Position gamma tức thời Vị trí vii Ký hiệu, Tiếng Anh từ viết tắt tm Measuring time T1/2 Half-life Tiếng Việt TLD ThermoLuminescence Liều kế nhiệt phát quang Dosimeter Training, Research, Isotopes, Một loại lò phản ứng nghiên cứu TRIGA Thời gian đo Chu ký bán hủy TRR Tehran Research Reactor hãng General Atomics Hoa Kỳ thiết kế Lò phản ứng nghiên cứu Tehran V Volume Thể tích WSU Washington State University Đại học bang Washington σth Thermal neutron cross-section Tiết diện nơtrôn nhiệt Thermal neutron flux Thông lượng nơtrôn nhiệt φth General Atomics viii [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 prescription in boron neutron capture therapy”, Int J Radiat Oncol Biol Phys 28(5), p 1157-1166 [42].Hardt P V D and Röttger H (1981), Neutron Radiography Handbook: Nuclear Science and Technology, Brussels and Luxembourg [43] Hatanaka H (1993), New dimensions of boron thermal neutron capture therapy in neurosurgery, Advances in neutron capture therapy, New York [44].Honzatko J and Tomandi I (2000), Boron concentration measurement system for the czeck BNCT Project, AIP Conference Proceeding [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 gliomacorrelation 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 [53].Lamarsh J R and Baratta A J (2001), Introduction to nuclear engineering, Prentice-Hall [54] Marashi M K (2000), “Analysis of absorbed dose distribution in head phantom in boron neutron capture therapy”, Nucl Inst and Meth Phys Res Sec A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated [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 activation analysis of boron-10 in biological materials”, Appl Rad and Isotopes, 41, pp 897-903 [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 [59] Maucec M (2001), Feasibility of the utilizaton of BNCT in thermalizing column of Triga reator, Frontiers in Neutron Capture Therapy, Plenum 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 inphantom neutron flux distribution at the HANARO BNCT facility”, Nucl Eng Technol., 36(3), pp 203-209 [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 [65].Nakagawa Y and Hatanaka H (1996), Recent study of boron neutron capture therapy for malignant brain tumor in Japan, Cancer 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 [68].Nakai K., Yamamoto T., Kumada H., and Matsumura A (2014), Boron Neutron Capture Therapy for Glioblastoma A Phase-I/II Clinical Trial at JRR-4, EUR assoc neurooncol mag, pp 1-8 [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 analysis and treatment planning in boron neutron capture therapy”, Int J Radiat Oncol Biol Phys., 28(5), p 1121-1134 [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 [74] Riley K J and Harling O K (1998), “An inproved prompt gamma neutron activation analisys facility using a focused diffracted neutron beam”, NIM B143, pp 414-421 [75] Riley K., Binns P and Harling O (2003), Performance characteristics of the MIT fission converter based epithermal neutron beam, Phys Med Biol, 48, pp 943-958 [76] Roberts T G (1998), Correspondence continuing education courses for nuclear pharmacists and nuclear medicine professionals, University of New Mexico Health Sciences Center Pharmacy Continuing Education Albuquerque, New Mexico [77] Sauerwein W A G, Moss A W R and Nakagawa Y (2012), Neutron capture therapy: principles and applications, Springer Science & Business 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., Huiskamp R., Fankhauser H., and Gabel D et al (2001), Status report on the European clinical trial of BNCT at Petten (EORTC Protocol 11961), 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 [83].Soloway A H., Barth R.F and Carpenter D.E (1992), Advances in Neutron Capture Therapy, The Ohio State University, Columbus [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 diameter in 3th horizontal channel of Dalat nuclear reactor”, J Pure and Appl Phys., Vol.5, Issue 2, pp 4-9 [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 820823 [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 [89].Tsoulfanidis N and Landsberger S (2015), Measurement and detection of radiation, Taylor and Francis Group [90].X-5 Monte Carlo Team (2003), MCNP - A General Monte Carlo NParticle Transport Code, Version 5, Los Alamos national laboratory [91].Yamamoto T., Matsumura A., Yamamoto K., Kumada H., Shibata Y and Nose T (2002), “In-phantom two-dimensional thermal neutron distribution for intraoperative boron neutron capture therapy of brain tumours”, Phys Med Biol 47, pp 2387–2396 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 CaSO 4:Dy TLD”, Radiat Prot Dosim., 100(1-4), pp 337–340 III Phần 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 lối vào CN2DR Năng lượng (MeV) Thông lượng -2 -1 Năng lượng Thông lượng (MeV) (n.cm s ) (MeV) (n.cm s ) -2 -1 Năng lượng Thông lượng -2 -1 (n.cm s ) 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 Năng lượng (MeV) Thông lượng -2 -1 Năng lượng Thông lượng (MeV) (n.cm s ) (MeV) (n.cm s ) -2 -1 Năng lượng Thông lượng -2 -1 (n.cm s ) 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 Năng lượng (MeV) Thông lượng -2 -1 Năng lượng Thông lượng (MeV) (n.cm s ) (MeV) (n.cm s ) -2 -1 Năng lượng Thông lượng -2 -1 (n.cm s ) 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 Năng lượng (MeV) Thông lượng -2 -1 Năng lượng Thông lượng (MeV) (n.cm s ) (MeV) (n.cm s ) -2 -1 Năng lượng Thông lượng -2 -1 (n.cm s ) 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 sai số hiệu suất ghi detector đỉnh lượng 1434 keV phương pháp bình phương tối thiểu Dựa Hình 2.10, hàm khớp đường cong hiệu suất ghi theo lượng có dạng: y = b5x + b4x + b3x + b2x + b1x + b0 đó: y ≡ logε (%), x ≡ logE (keV) Chúng ta tính logarit lượng tia gamma dựa số liệu Bảng 2.6 TT Năng lượng tia gamma Hiệu suất ghi E (keV) detector ε (%) 81,0 2,122 1,91 88,0 2,349 1,94 122,1 3,145 2,09 136,5 3,061 2,14 276,4 2,087 2,44 302,8 1,959 2,48 356,0 1,805 2,55 383,9 1,769 2,58 511,0 1,421 2,71 661,6 1,189 2,82 834,8 1,030 2,92 1115,5 0,824 3,05 1173,2 0,782 3,07 1332,5 0,703 3,12 Nguồn chuNn 133 109 Ba Cd Co logE (keV) 57 Co 57 133 Ba 133 Ba 133 Ba 133 Ba 22 10 Na Cs 137 11 54 Mn 12 Zn 65 13 Co 60 14 Co 60 Xác định hệ số b, thơng qua tính ma trận: b0 b b= b2 b = ( g T g ) −1 g T y b b 114 Ma trận g: 1,91 3,64 6,95 13,27 25,32 1,94 3,78 7,35 14,30 27,80 2,09 4,35 9,09 18,96 39,57 2,14 4,56 9,73 20,78 44,37 2,44 5,96 14,55 35,53 86,76 2,48 6,16 15,27 37,90 94,03 2,55 6,51 16,61 42,38 108,13 2,58 6,68 17,26 44,60 115,25 2,71 7,34 19,87 53,81 145,74 2,82 7,96 22,44 63,29 178,53 2,92 8,54 24,94 72,86 212,86 3,05 9,29 28,30 86,25 262,84 3,07 9,42 28,92 88,76 272,42 3,12 9,76 30,51 95,33 297,87 T -1 Ma trận (g g) : 62136103,11 -127259416,88 -127259417,44 260745137,55 103416917,86 -211980289,08 -41686922,03 85482553,84 103416916,95 -211980288,15 172405208,65 -69551261,32 -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 8336564,74 -17101490,46 -661818,42 1358156,23 13919713,05 -1105886,14 T T -1 T Ma trận g y Ma trận (g g) g y Các hệ số b 2,69 5,82 -241,1630 454,0569 b0 b1 12,55 -338,7363 b2 26,80 125,5870 b3 56,10 -23,1672 b4 112,91 1,7007 b5 Hiệu suất ghi detector tia gamma có lượng 1434 keV là: E (keV) logE (keV) 1434 logε (%) 3,1565 -0,1776 ε (%) 0,6644 Sai số hiệu suất ghi detector tia gamma có lượng 1434 keV xác định theo biểu thức: ( σ ε2 = ε X εT gT g 1 log ε Với X ε 3,1565 (log ε )2 = (log ε ) (log ε )4 (log ε ) ) −1 X ε σ = 9,9638 ⇒ X 31,4512 −1 ε T (g T g) Xε = 2,5861 99,2774 313,3739 Giá trị phương sai phương pháp tính công thức: σ = BTD SSE = 0,000086 n Trong đó, tổng bình phương sai số: SSE = ∑ ( yi − yˆi ) = 0,000687 với yi giá i=1 trị thực nghiệm, yˆi giá trị mơ hình, số bậc tự do: BTD = số điểm thực nghiệm – số tham số hàm cần khớp = 14 – = Vậy σ ε = 0,0099 sai số tương đối hiệu suất ghi đỉnh lượng là: 1,5 % 116 Phụ lục 3: Cách pha loãng dung dịch H3BO3, xác định hàm lượng giới hạn phát 10 B hệ PGNAA Đà Lạt Hàm lượng H3BO3 dd H3BO3 ban đầu 1000 mg/l (≡1000 ppm), pha lỗng để dd H3BO3 có hàm lượng bảng bên dựa cơng thức: C1 × V1 = C2 × V2 Ban đầu C1 (ppm) Sau pha loãng C2 (ppm) V1 (ml) V2 (ml) Nước cất Hàm lượng (ppm) ∆V (ml) Bor 10 B (*) (**) (***) 1000 500 2 500 250 4 2 87,4 43,7 17,5 8,7 250 125 21,8 4,4 250 100 17,5 3,5 50 25 4,4 0,9 50 10 1,7 0,3 61,2 12,2 Cách pha loãng để dd H3BO3 có hàm lượng 350 ppm 500 200 350 Trong đó: (*) thể tích nước cất tính cơng thức: ∆V = V2 − V1 ; ( Hàm lượng bor tính sau: + Tính tỷ lệ bor hợp chất H3BO3: ratio(B) = + M(B) 10,8 0,17 = 3M(H) + M(B) + 3M(O) × + 10,8 + × 16 Hàm lượng bor = ratio(B)*C2 ( Hàm lượng nhiên) 10 B = 0,2 × Hàm lượng bor (vì Giới hạn phát (Detection limit-DL) cơng thức: DL = 10 B chiếm khoảng 20% bor tự 10 B hệ PGNAA Đà Lạt tính tốn N × M p NA × σ0 × θ × φth × ε × t 117 23 Trong đó: DL, Np, M, NA (= 6,022×10 ), σ0 (= 3837 bar), θ (= 20 %), φth (=2×10 ), ε (= 0,0024), t giới hạn phát 10 B (g), số đếm đỉnh tia gamma 478 keV (số -1 đếm), khối lượng nguyên tử nguyên tố bor (g), số Avogadro (mol ), tiết diện phản ứng 10 B với nơtrôn nhiệt (cm ), độ phổ biến đồng vị 10 -2 - B, thông lượng nơtrôn nhiệt (cm s ), thời gian chiếu (s) Hàm lượng H3BO3 (ppm) 10 25 Thể tích Np 37526 53846 Thời gian chiếu (đo) (s) 81107 61721 DL DL DL (ml) (số đếm) (g) (mg) (ppm) 1,8 2,25E-07 4,25E-07 0,23 0,42 0,11 0,24 100 0,65 14449 10102 6,97E-07 0,70 1,07 125 0,65 31156 18146 8,36E-07 0,84 1,29 200 0,65 128018 50098 1,24E-06 1,24 1,92 250 0,65 3811 1160 1,60E-06 1,60 2,46 250 0,65 34006 10153 1,63E-06 1,63 2,51 350 0,65 109620 23897 2,23E-06 2,23 3,44 500 0,65 63421 9381 3,29E-06 3,29 5,07 118 ... 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... tốn liều từ phản ứng nơtrơn-bor xảy BNCT Từ phân tích trên, 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. .. liều hấp thụ BNCT 16 1.4.1 Liều hấp thụ đơn vị đo 16 1.4.2 Các thành phần liều BNCT 17 1.4.3 Liều hấp thụ toàn phần BNCT 23 1.5 Các thành phần mơ hình nghiên cứu