Luận án Nghiên cứu đánh giá các thành phần liều phục vụ nghiên cứu bnct trên kênh ngang Của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

23 2 3 1,45E-05 8,80E-07 1,53E-05 2,02 24 2 4 8,61E-06 5,24E-07 9,13E-06 2,08 25 2 5 5,16E-06 3,14E-07 5,48E-06 2,43 26 2 6 3,05E-06 1,86E-07 3,24E-06 2,94 83 TT Pos. (cm) DB (Gy) DN (Gy) D (Gy) Err. của D (%) x z 27 2 7 1,77E-06 1,08E-07 1,88E-06 3,53 28 2 8 1,00E-06 6,09E-08 1,06E-06 4,60 29 2 9 5,29E-07 3,22E-08 5,62E-07 6,33 30 2 10 2,43E-07 1,48E-08 2,58E-07 8,53 31 3 1 2,15E-05 1,31E-06 2,28E-05 1,94 32 3 2 1,50E-05 9,12E-07 1,59E-05 1,98 33 3 3 1,07E-05 6,50E-07 1,13E-05 2,04 34 3 4 6,41E-06 3,90E-07 6,8E-06 2,32 35 3 5 4,41E-06 2,68E-07 4,68E-06 2,65 36 3 6 2,86E-06 1,74E-07 3,04E-06 3,21 37 3 7 1,80E-06 1,10E-07 1,91E-06 3,83 38 3 8 9,78E-07 5,95E-08 1,04E-06 12,40 39 3 9 3,67E-07 2,23E-08 3,9E-07 11,92 40 3 10 2,19E-07 1,33E-08 2,32E-07 32,24 41 4 1 1,09E-05 6,65E-07 1,16E-05 2,42 42 4 2 8,18E-06 4,97E-07 8,67E-06 2,31 43 4 3 6,09E-06 3,70E-07 6,46E-06 2,80 44 4 4 4,48E-06 2,73E-07 4,76E-06 2,63 45 4 5 3,24E-06 1,97E-07 3,44E-06 2,97 46 4 6 2,30E-06 1,40E-07 2,44E-06 4,01 47 4 7 1,59E-06 9,65E-08 1,68E-06 5,26 48 4 8 1,04E-06 6,30E-08 1,1E-06 7,41 49 4 9 6,14E-07 3,74E-08 6,52E-07 14,46 50 4 10 2,90E-07 1,77E-08 3,08E-07 9,42 51 5 1 5,37E-06 3,27E-07 5,7E-06 3,07 52 5 2 4,09E-06 2,49E-07 4,34E-06 2,95 53 5 3 3,03E-06 1,85E-07 3,22E-06 3,06 54 5 4 2,96E-06 1,80E-07 3,14E-06 3,85 84 TT Pos. (cm) DB (Gy) DN (Gy) D (Gy) Err. của D (%) x z 55 5 5 1,82E-06 1,11E-07 1,93E-06 4,19 56 5 6 1,48E-06 9,00E-08 1,57E-06 4,88 57 5 7 6,69E-07 4,07E-08 7,1E-07 12,59 58 5 8 9,76E-07 5,94E-08 1,04E-06 6,51 59 5 9 5,77E-07 3,51E-08 6,12E-07 10,41 60 5 10 4,97E-07 3,03E-08 5,28E-07 17,27 Hình 3.6 thể hiện mối tương quan giữa liều hấp thụ toàn phần và hai liều thành phần DB và DN, dọc theo trục trung tâm trong phantom. Trong đó, sự đóng góp của liều DN là nhỏ khi hàm lượng 10B sử dụng là 30 ppm. 0 2 4 6 8 10 0.00E+00 1.00E-05 2.00E-05 3.00E-05 4.00E-05 5.00E-05 Liều Bor Liều Nito Liều hấp thụ toàn phần Li ều hấ p th ụ (G y) Độ sâu trong phantom (cm) Hình 3.6. Phân bố liều hấp thụ dọc theo trục trung tâm trong phantom tại CN2DR Như đã thể hiện trong Hình 3.1, khi tăng độ sâu trong phantom thì thông lượng nơtrôn nhiệt giảm do sự hấp thụ trong quá trình khuếch tán trong môi trường nước thông qua tương tác tán xạ đàn hồi và phản ứng bắt (n, γ) với hạt nhân hydro của nước trong phantom. Do vậy, các liều thành phần cũng như liều hấp thụ toàn phần cũng bị suy giảm tỷ lệ với sự suy giảm của thông lượng nơtrôn nhiệt theo độ sâu trong phantom. Phân bố 2 chiều của thông lượng nơtrôn nhiệt đo thực nghiệm trong phantom, được thể hiện trong Hình 3.7. 85 1.598E+071.331E+07 1.065E+07 7.988E+06 5.325E+06 2.663E+06 0 1 2 3 4 5 1 2 3 4 5 6 Theo chiều bán kính của dòng nơtrôn (cm) Đ ộ sâ u tr o n g ph an to m (cm ) 0.00 2.66E+06 5.33E+06 7.99E+06 1.07E+07 1.33E+07 1.60E+07 1.86E+07 2.13E+07 Thông lượng nơtrôn nhiệt (n.cm-2.s-1) Hình 3.7. Phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt 2 chiều trong phantom Từ Hình 3.7 có thể thấy rằng, thông lượng nơtrôn nhiệt phân bố trong phantom có dạng đám mây elipsoid có lõi thông lượng nơtrôn cao nhất với bán trục dài khoảng 2 cm và bán trục ngắn khoảng 1cm. 3.3. Kết quả xây dựng đường chu<n hàm lượng bor bằng PGNAA tại CN2DR Hình 3.8 thể hiện kết quả đường chuNn hàm lượng bor đã được xác định tại CN2DR (Số liệu được lấy từ kết quả Bảng 2.11). 0 100 200 300 400 500 0 2 4 6 8 10 12 R2 = 0,998 Cp s/m l Hàm lượng bor (ppm) Hình 3.8. Đường chuNn hàm lượng bor trong dung dịch được thực hiện tại CN2DR 86 Kết quả thể hiện trong Hình 3.8 cho thấy rằng, tốc độ đếm đỉnh gamma 478 keV của 10B là một hàm bậc nhất theo hàm lượng của bor trong mẫu. Trong các công trình nghiên cứu BNCT trên thế giới, hàm lượng bor trong khối u nằm trong dải từ 30 đến 100 ppm và trong mô bình thường lúc đó nhỏ hơn trong khối u khoảng 3 lần, tức là từ 10 đến 33 ppm. Từ kết quả trên, có thể khẳng định rằng, hệ PGNAA tại CN2DR hoàn toàn sử dụng được trong quá trình kiểm soát hàm lượng bor khi nghiên cứu BNCT. 3.4. Thiết kế cấu hình mới tại CN2DR 3.4.1. Kết quả mô phỏng khi thay đổi hình dạng ống chun trực Trong thiết kế, chế tạo và đo thực nghiệm trên dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR, khi thay đổi hình dạng của ống chuNn trực thì thông lượng nơtrôn tại lối ra của kênh cũng thay đổi. Cụ thể là, khi dùng ống chuNn trực hình nón sẽ tốt hơn ống chuNn trực hình trụ. Trên cơ sở đó, việc mô phỏng thay đổi ống chuNn trực hình trụ (Hình 2.2) thành ống chuNn trực hình nón đã được tiến hành. Bản vẽ thiết kế cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón được trình bày trong Hình 3.9. Hình 3.9. Bản vẽ thiết kế ống chuNn trực hình nón của CN2DR Việc mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại lối vào phantom đã được thực hiện với cấu hình tổ hợp phin lọc 20 cm Si + 3 cm Bi và chuNn trực hình nón (cấu hình mới) như Hình 3.9. Kết quả mô phỏng được liệt kê trong Bảng 3.8. 87 Bảng 3.8. Thông lượng nơtrôn tại lối vào phantom với ống chuNn trực hình trụ và ống chuNn trực hình nón Ống chuNn trực thφ (n.cm2.s-1) γD& (Gy.h-1) th/D φγ& (Gy.cm2.n-1) Hình trụ (A) 3,18E+07 3,06E-03 2,67E-14 Hình nón (B) 1,74E+08 2,09E-02 3,34E-14 B/A 5,47 6,83 1,25 Dựa vào số liệu trình bày trong Bảng 3.8 có thể thấy rằng, khi thay đổi cấu hình ống chuNn trực hình trụ sang cấu hình ống chuNn trực hình nón toàn phần với tổ hợp phin lọc 20 cm Si + 3 cm Bi thì thông lượng nơtrôn nhiệt tăng lên khoảng 5,5 lần và suất liều gamma tăng lên khoảng 6,8 lần. Phần tăng lên của thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma ở trên có thể được giải thích là do góc khối của lối vào phantom đến trường nơtrôn trong vùng hoạt của LPƯ đã tăng lên. 3.4.2. Tối ưu hóa chiều dài ống chun trực Để khảo sát chiều dài tối ưu của ống chuNn trực, công việcmô phỏng ống chuNn trực hình nón không có phin lọc, ứng với các chiều dài (L): 40, 90, 140 và 240 cm đã được tiến hành. Thông số của ống chuNn trực được liệt kê trong Bảng 3.9. Bảng 3.9. Các thông số của ống chuNn trực sử dụng trong mô phỏng MCNP5 CL (cm) D5 (cm) D4 (cm) D* (cm) 240 14,6 5,3 3 140 19,4 7,8 3 90 19,4 9,4 3 40 19,4 12,7 3 Ghi chú: D* là đường kính của dòng nơtrôn tại vị trí chiếu mẫu, bằng với đường kính của cấu hình cũ (dữ liệu trong Bảng 1.16). 88 Cấu hình của CN2DR với ống chuNn trực hình nón có chiều dài khác nhau sử dụng để mô phỏng trong MCNP5, được trình bày trong các Hình 3.10a - 3.10d. Trong đó, D4 và D5 lần lượt là đường kính bên trong của ống chuNn trực tại lối ra (phía cửa kênh) và lối vào (phía gần vùng hoạt của LPƯ) của kênh số 2 (CN2DR). Hình 3.10a. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 240 cm Hình 3.10b. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 140 cm Hình 3.10c. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 90 cm 89 Hình 3.10d. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 40 cm Kết quả mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại vị trí chiếu mẫu (xem Hình 2.3) theo chiều dài khác nhau của ống chuNn trực hình nón tại CN2DR khi không sử dụng phin lọc, được trình bày trong Bảng 3.10. Bảng 3.10. Thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại vị trí chiếu mẫu theo chiều dài của ống chuNn trực hình nón CL (cm) thφ (n.cm2.s-1) γD& (Gy.h-1) th/D φγ& (Gy.cm2.n-1) 240 4,81E+08 0,0661 3,82E-14 140 5,03E+08 0,0992 5,48E-14 90 5,31E+08 0,13 6,8E-14 40 5,45E+08 0,153 7,8E-14 Kết quả trong Bảng 3.10 cho thấy rằng, khi giảm chiều dài của ống chuNn trực thì thông lượng nơtrôn tăng lên. Tuy nhiên, sự tăng của thông lượng nơtrôn chậm hơn sự tăng của suất liều gamma. Khi giảm chiều dài ống chuNn trực từ 240 cm về đến 40 cm thì thông lượng nơtrôn chỉ tăng 1,30 lần; trong khi đó suất liều gamma tăng lên 2,04 lần. Hơn nữa, độ mở của dòng nơtrôn tăng từ đường kính 5,3 cm đến 12,47 cm, điều này cũng đồng nghĩa với việc tăng suất liều gamma đến các vùng không cần chiếu xạ. Vì vậy, ống chuNn trực tối ưu để lựa chọn là hình nón có chiều dài 240 cm (như Hình 3.10a). 90 3.4.3. Tối ưu hóa chiều dài phin lọc Để tìm chiều dài tối ưu của tổ hợp phin lọc thỏa mãn thông lượng nơtrôn nhiệt lớn nhất và đảm bảo tỷ số suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt thỏa mãn yêu cầu khuyến cáo (< 3×10-13 Gy.cm2.n-1) của IAEA [60]. Một số tổ hợp phin lọc Si và Bi với các chiều dài từ 5 cm đến 20 cm đối với Si, và 1 cm đến 3 cm đối với Bi đã được mô phỏng. Kết quả của các mô phỏng này được trình bày trong Bảng 3.11. Bảng 3.11. Thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại lối vào phantom ứng với chiều dài của các tổ hợp phin lọc khác nhau TT FL (cm) φth (n.cm2.s-1) γ D& (Gy.h-1) th /D φγ& (Gy.cm2.n-1) th/D φγ& (Gy.cm2.n-1)* Si Bi 1 5 1 3,92E+08 1,13E-01 8,01E-14 2,04E-13 2 10 1 3,44E+08 1,02E-01 8,24E-14 2,39E-13 3 15 1 3,01E+08 9,01E-02 8,31E-14 2,76E-13 4 20 1 2,64E+08 7,98E-02 8,4E-14 3,18E-13 5 5 2 3,36E+08 9,52E-02 7,87E-14 2,34E-13 6 10 2 2,95E+08 8,66E-02 8,15E-14 2,76E-13 7 15 2 2,59E+08 7,79E-02 8,35E-14 3,23E-13 8 20 2 2,27E+08 6,87E-02 8,41E-14 3,70E-13 9 5 3 2,88E+08 8,03E-02 7,74E-14 2,69E-13 10 10 3 2,54E+08 7,24E-02 7,92E-14 3,12E-13 11 15 3 2,23E+08 6,58E-02 8,2E-14 3,68E-13 12 20 3 1,95E+08 5,27E-02 7,51E-14 3,85E-13 Ghi chú : * trong cột cuối của bảng trên là tỷ số suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt khi chiếu để đạt giới hạn thông lượng nơtrôn khuyến cáo là 1×109 n.cm-2.s-1. 91 Kết quả mô phỏng được trình bày trong Bảng 3.11 cho thấy rằng, một số tổ hợp phin lọc sử dụng phù hợp cho BNCT là: 5 cm Si + 1 cm Bi; 10 cm Si + 1 cm Bi; 15 cm Si + 1 cm Bi; 5 cm Si + 2 cm Bi; 10 cm Si + 2 cm Bi; và 5 cm Si + 3 cm Bi. Trong đó, tổ hợp phin lọc bao gồm 5 cm Si + 1 cm Bi là lựa chọn tốt nhất trong các trường hợp này. Lý do lựa chọn là vì thông lượng nơtrôn đạt được cao nhất, thời gian chiếu xạ để đạt giới hạn thông lượng nơtrôn khuyến cáo 1×109 n.cm-2.s-1 là ngắn nhất, và vẫn đảm bảo được tỷ số suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt là nhỏ hơn 3×10-13 Gy.cm2.n-1. Phổ nơtrôn tại lối vào của phantom giữa cấu hình mới và cấu hình hiện tại được thể hiện trong Hình 3.11. 1E-9 1E-8 1E-7 1E-6 1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08 1E+09 Cấu hình mới Cấu hình hiện tại Th ôn g lư ợn g n ơt rô n (n. cm - 2 . s- 1 ) Năng lượng (MeV) Hình 3.11. Phổ nơtrôn tại lối vào phantom của các cấu hình mới và cấu hình hiện tại, mô phỏng bằng MCNP5 cho CN2DR Từ Hình 3.11 dễ dàng nhận ra rằng, sau khi đi qua tổ hợp phin lọc đơn tinh thể Si và Bi, phổ nơtrôn thu được chủ yếu là các nơtrôn nhiệt. Trong đó, thông lượng nơtrôn nhiệt tạo ra bởi cấu hình mới tăng lên hơn 12 lần so với cấu hình hiện tại (Tuy nhiên thành phần nơtrôn trên nhiệt, nơtrôn nhanh và suất liều gamma cũng tăng lên). 92 3.4.4. Đề xuất cấu hình mới cho CN2DR Từ những kết quả mô phỏng và bình luận ở trên, cấu hình mới phục vụ cho nghiên cứu BNCT tại CN2DR được NCS đề xuất. Bản vẽ thiết kế tổng quát của cấu hình mới được trình bày trong Hình 3.12. Hình 3.12. Bản vẽ thiết kế tổng quát của cấu hình mới phục vụ nghiên cứu BNCT tại CN2DR Cấu hình mới này có chiều dài ống dẫn dòng, đồng thời cũng là ống chuNn trực nơtrôn là 240 cm, với đường kính tiếp xúc với vành phản xạ của LPƯ là 15,2 cm và đường kính phía phantom là 5,3 cm. Kết quả mô phỏng phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình mới đề xuất cho nghiên cứu BNCT tại CN2DR (chuNn trực dòng nơtrôn hình nón dài 240 cm, tổ hợp phin lọc 5 cm Si và 1 cm Bi) được liệt kê trong Bảng 3.12, với tọa độ y bằng 0 cm. Bảng 3.12. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình đề xuất tại CN2DR z (cm) x = 0 (cm) x = 1 (cm) x = 2 (cm) x = 3 (cm) x = 4 (cm) 0 3,92E+08 3,87E+08 3,35E+08 2,15E+08 9,23E+07 0,2 4,97E+08 4,88E+08 4,23E+08 2,77E+08 1,18E+08 0,4 4,97E+08 4,82E+08 4,16E+08 2,77E+08 1,28E+08 0,9 4,28E+08 4,10E+08 3,51E+08 2,36E+08 1,25E+08 1,2 3,74E+08 3,58E+08 3,06E+08 2,17E+08 1,18E+08 1,4 3,40E+08 3,29E+08 2,81E+08 1,98E+08 1,10E+08 93 z (cm) x = 0 (cm) x = 1 (cm) x = 2 (cm) x = 3 (cm) x = 4 (cm) 1,9 2,70E+08 2,57E+08 2,23E+08 1,59E+08 9,81E+07 2,2 2,34E+08 2,22E+08 1,89E+08 1,40E+08 8,87E+07 2,4 2,12E+08 2,01E+08 1,73E+08 1,31E+08 8,21E+07 2,9 1,65E+08 1,59E+08 1,38E+08 1,05E+08 7,09E+07 3,2 1,43E+08 1,39E+08 1,19E+08 9,16E+07 6,35E+07 4,2 8,89E+07 8,62E+07 7,70E+07 6,14E+07 4,48E+07 5,2 5,69E+07 5,40E+07 4,86E+07 4,12E+07 3,20E+07 6,2 3,74E+07 3,60E+07 3,29E+07 2,79E+07 2,19E+07 7,2 2,39E+07 2,34E+07 2,20E+07 1,89E+07 1,51E+07 8,2 1,57E+07 1,55E+07 1,41E+07 1,24E+07 1,08E+07 9,2 1,07E+07 1,05E+07 9,92E+06 8,66E+06 7,38E+06 10,2 6,95E+06 7,04E+06 6,64E+06 5,96E+06 4,93E+06 15,2 1,12E+06 1,08E+06 1,03E+06 9,61E+05 6,95E+05 19,2 2,36E+05 2,52E+05 2,50E+05 2,61E+05 1,75E+05 Các thông số đánh giá cho quá trình mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom, theo chiều bán kính của dòng nơtrôn được trình bày trong Bảng 3.13. Bảng 3.13. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình mới TT Pos. (cm) NOH R FOM VOV 1 0 5×108 0,0013 256 0,0000 2 1 5×108 0,0013 252 0,0000 3 2 5×108 0,0014 217 0,0000 4 3 5×108 0,0018 134 0,0000 5 4 5×108 0,0031 49 0,0001 Các thông số được trình bày trong các Bảng 2.3 và 3.13 cho thấy rằng, với cấu hình mới: số hạt gieo giảm xuống một nửa nhưng thông số FOM tăng và R giảm. Vì vậy chỉ cần sử dụng một lượng thời gian nhỏ nhưng chúng ta vẫn có 94 được kết quả mô phỏng chính xác. Điều này chứng tỏ cấu hình thiết kế mới là tối ưu hơn cấu hình hiện tại. Kết quả mô phỏng phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom sử dụng cấu hình mới được thể hiện trong Hình 3.13. 0 5 10 15 20 0.0E+00 5.0E+07 1.0E+08 1.5E+08 2.0E+08 2.5E+08 3.0E+08 3.5E+08 4.0E+08 4.5E+08 5.0E+08 5.5E+08 Độ sâu trong phantom (cm) Th ôn g lư ợn g n ơt rô n n hi ệt (n. cm - 2 . s- 1 ) x = 0 x = 1 x = 2 x = 3 x = 4 Hình 3.13. Phân bố thông lượng nhiệt trong phantom sử dụng cấu hình mới cho CN2DR, mô phỏng bằng MCNP5 Hình 3.14. thể hiện sự cải thiện dòng nơtrôn nhiệt trong phantom của cấu hình mới so với cấu hình hiện tại. 0 5 10 15 20 0.0E+00 5.0E+07 1.0E+08 1.5E+08 2.0E+08 2.5E+08 3.0E+08 3.5E+08 4.0E+08 4.5E+08 5.0E+08 5.5E+08 Ðộ sâu trong phantom (cm) Th ôn g lu ợn g n o tr ôn n hi ệt (n. cm - 2 . s- 1 ) Cấu hình mới Cấu hình hiện tại Hình 3.14. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom của cấu hình mới và cấu hình hiện tại, mô phỏng bằng MCNP5 95 Như vậy, bằng cách thay đổi cấu hình dẫn dòng và chuNn trực cho dòng nơtrôn tại CN2DR, kết quả cho thấy rằng, thông lượng nơtrôn nhiệt đã được tăng lên khoảng 12 lần (từ 3,18×107 lên 3,92×108 n.cm-2.s-1). Bảng 3.14 so sánh dòng nơtrôn nhiệt đề xuất tại CN2DR với một số dòng nơtrôn nhiệt sử dụng cho nghiên cứu BNCT trên thế giới. Bảng 3.14. Một số thiết kế dòng nơtrôn nhiệt trên LPƯ của các nước đã thực hiện bằng MCNP LPƯ P (MW) thφ ×109 (n.cm-2.s-1) th/D φγ& ×10-13 (Gy.cm2.n-1) TRIGA Mark II [58] 0,1 1,5 1,7 MURR [24] 10 0,96 3,99 HANARO [27] 30 2,6 1,2 LPƯ Đà Lạt 0,5 0,39 2,04 Như vậy có thể khẳng định rằng, cấu hình thiết kế đã đề xuất trong luận án là phù hợp cho nghiên cứu BNCT, đáp ứng được mục tiêu đã đề ra là thông lượng nơtrôn nhiệt > 1×108 n.cm-2.s-1 và tỷ số suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt < 3 ×10-13 Gy.cm2 .n-1. 3.5. Tóm tắt chương 3 Như đã trình bày ở trên, từ kết quả so sánh sự phù hợp giữa mô phỏng và thực nghiệm đối với sự phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma trong phantom của cấu hình hiện tại, tác giả đã cải tiến thiết kế và đề xuất được cấu hình mới phục vụ cho nghiên cứu BNCT tại CN2DR. Thực hiện thiết kế cải tiến cấu hình phin lọc từ dạng chuNn trực hình trụ sang dạng chuNn trực hình nón, mô phỏng với các độ dài ống chuNn trực và tổ hợp kích thước phin lọc khác nhau để đưa ra cấu hình tối ưu phục vụ nghiên cứu 96 BNCT tại kênh số 2 LPƯ Đà Lạt là: chuNn trực hình nón có chiều dài 240 cm, tổ hợp phin lọc bao gồm 5 cm Si và 1 cm Bi. Với cấu hình đề xuất này, thông lượng nơtrôn nhiệt tại vị trí chiếu mẫu tăng lên khoảng 12 lần so với cấu hình hiện tại và suất liều gamma vẫn ở trong giới hạn khuyến cáo của Cơ quan Năng lượng nguyên tử Quốc tế. Tuy nhiên các cấu trúc che chắn bức xạ bên ngoài kênh cũng cần được thiết kế bổ sung để đảm bảo an toàn bức xạ khi áp dụng mô hình chuNn trực mới được đề xuất trong luận án này. Thêm vào đó, từ việc xây dựng đường chuNn hàm lượng bor cho mẫu dung dịch, có thể khẳng định rằng, hệ PGNAA tại CN2DR hoàn toàn đáp ứng được quá trình kiểm soát hàm lượng bor trong nghiên cứu BNCT. Ngoài ra, kết quả này cũng cho thấy khả năng ứng dụng cao của thiết bị PGNAA tại LPƯ Đà Lạt trong phân tích định lượng nguyên tố bor trong các đối tượng mẫu sinh học, y học, dược học và môi trường. Phần mô phỏng để chọn ra cấu hình mới được công bố trong bài báo: Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son, Trinh Thi Tu Anh, Nguyen Nhi Dien, and Cao Dong Vu, “Simulation Design of Thermal Neutron collimators for Neutron Capture Studies at the Dalat Research Reactor”. Đã được Tạp chí Asian Journal of Scientific Research chấp nhận đăng. 97 KẾT LUẬN Từ những kết quả thu được có thể kết luận rằng, luận án của tác giả đã đạt được các mục tiêu đặt ra, đó là tiếp cận và khởi đầu hướng nghiên cứu mới ứng dụng chùm nơtrôn từ LPƯ Đà Lạt để nghiên cứu và xác định các tham số vật lý đặc trưng của phương pháp BNCT. Để đáp ứng các mục tiêu nêu trên, những kết quả khoa học và thực tiễn của luận án đã đạt được bao gồm: - Nghiên cứu và xác định các thành phần liều trong BNCT. Kết quả thu được có thể kết luận rằng, liều hấp thụ trong phương pháp BNCT phụ thuộc chủ yếu vào thông lượng của nơtrôn nhiệt và hàm lượng của bor trong thể tích vùng tế bào khối u. - Mô phỏng và xác định sự phân bố liều hấp thụ của BNCT trong phantom nước tự chế tạo tại CN2DR tương ứng bằng chương trình MCNP5 và phương pháp NAA. Kết quả cho thấy rằng, có sự phù hợp tốt giữa số liệu thực nghiệm với kết quả mô phỏng. Vì vậy, có thể khẳng định việc bố trí thực nghiệm đạt yêu cầu và phương pháp mô phỏng có thể sử dụng để thiết kế cải tiến CN2DR nhằm đáp ứng được các yêu cầu nghiên cứu BNCT. - Xây dựng phương pháp phân tích hàm lượng bor trong mẫu nước bằng kỹ thuật PGNAA. Kết quả cho phép kết luận hệ PGNAA tại CN2DR hoàn toàn đáp ứng được các yêu cầu của nghiên cứu BNCT. Ngoài ra, kết quả này là hoàn toàn có thể ứng dụng mở rộng trong phân tích định lượng bor trong các đối tượng mẫu sinh học, dược học và môi trường. - Đề xuất thiết kế cấu hình tối ưu cho hệ BNCT tại CN2DR bằng chương trình MCNP5. Thông lượng nơtrôn nhiệt của cấu hình mới tại vị trí chiếu mẫu tăng lên khoảng 12 lần so với cấu hình hiện tại và đảm bảo được an toàn cho phép đối với suất liều gamma. - Kết quả nghiên cứu thực nghiệm và mô phỏng cho phép kết luận CN2DR hoàn toàn đáp ứng được các yêu cầu về kỹ thuật dòng nơtrôn và an toàn bức xạ để tiến hành nghiên cứu vật lý và đào tạo về phương pháp BNCT. 98 KIẾN NGHN VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO Từ những nội dung và kết luận trong luận án, tác giả đưa ra một số kiến nghị về hướng nghiên cứu tiếp theo như sau: (1) Thiết kế, chế tạo và lắp đặt ống chuNn trực hình nón và tổ hợp phin lọc Si + Bi như đã đề xuất trong Hình 3.12 của luận án. (2) Đo thực nghiệm thông lượng nơtrôn và suất liều gamma trước và trong phantom nước để kiểm chứng và đánh giá với kết quả mô phỏng đã trình bày trong mục 3.4.4 của luận án. (3) Đề xuất kết hợp nghiên cứu với Trung tâm Nghiên cứu và Điều chế đồng vị phóng xạ để thực nghiệm kỹ thuật BNCT trên động vật (một số con chuột có khối u ở chân). 99 DANH MỤC CÔNG TRÌNH KHOA HỌC CỦA TÁC GIẢ LIÊN QUAN ĐẾN LUẬN ÁN [1]. C.D. Vu, T.Q. Thien, H.V. Doanh, P.D. Quyet, T.T.T. Anh, and N.N. Dien (2014), “Characterization of neutron spectrum parameters at irradiation channels for neutron activation analysis after full conversion of the Dalat nuclear research reactor to low enriched uranium fuel”, Nucl. Sci. Technol. (Vietnam), Vol. 4, No. 1, pp. 70-75. [2]. Trinh Thi Tu Anh, Nguyen Danh Hung, Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son (2018), “Dose Calculation and Measurement from B10(n, α)Li7 Reaction Using Filtered Neutron Beam at Nuclear Research Institute”, Nucl. Sci. Technol. (Vietnam), Vol. 8, No. 1, pp. 29-35. [3]. Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son and Trinh Thi Tu Anh (2018), “Measurement of in-phantom 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. & Technol. ISBN: 978-604-913-714-3 pp. 329-335. [4]. Trinh Thi Tu Anh, Pham Dang Quyet, Mai Nguyen Trong Nhan & Pham Ngoc Son (2019), “Measurement of Neutron Flux and Gamma Dose Rate Distribution Inside a Water Phantom for BNCT Study at Dalat Research Reactor”, SAINS Malaysiana 48(1): 191-197. [5]. Pham Dang Quyet, Pham Ngoc Son, Trinh Thi Tu Anh, Nguyen Nhi Dien, and Cao Dong Vu, “Simulation Design of Thermal Neutron collimators for Neutron Capture Studies at the Dalat Research Reactor”. Đã được Tạp chí Asian Journal of Scientific Research chấp nhận đăng. 100 TÀI LIỆU THAM KHẢO I. Phần tiếng Việt Nam [1]. Trần Tuấn Anh (2016), Xác định hiệu suất ghi của các hệ đo bức xạ, Viện Nghiên cứu hạt nhân. [2]. Hồ Mạnh Dũng (2003), Nghiên cứu và phát triển phương pháp K–zero trong phân tích kích hoạt neutron lò phản ứng hạt nhân cho việc xác định đa nguyên tố, Luận án Tiến sĩ Vật lý, Trường ĐHKHTN Tp.HCM. [3]. Phạm Ngọc Sơn (2015), Nghiên cứu tiết diện phản ứng bắt neutron bằng kỹ thuật phin lọc neutron, Luận án Tiến sĩ Vật lý, Hà nội. [4]. Phạm Ngọc Sơn (2012), Phát triển dòng neutron phin lọc trên kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt để phục vụ nghiên cứu và đào tạo, Báo cáo tổng kết đề tài nghiên cứu khoa học cấp Bộ, năm 2009-2010. [5]. Mai Xuân Trung (2013), Phương pháp đo liều bức xạ, Đại học Đà Lạt. [6]. Cao Đông Vũ (2009), Áp dụng phương pháp phân tích kích hoạt neutron dụng cụ (INAA) trên lò phản ứng và phương pháp xử lý thống kê đa biến trong nghiên cứu đặc trưng đa nguyên tố và xuất xứ của vật liệu khảo cổ đất nung thu thập từ một số khu di chỉ di tích ở Việt Nam, Báo cáo tổng kết đề tài khoa học công nghệ cấp Bộ năm 2007-2008. II. Phần tiếng Anh [7]. About brain tumors (2012), A Primer for Patients and Caregivers, American Brain Tumor Association. [8]. Ahmed S. N. (2007), Physics and engineering of radiation detection, Elsevier. [9]. Aihara T., Hiratsuka J., Morita N., Uno M., Sakurai Y., Maruhashi A., Ono K. and Harada T. (2006), First clinical case of boron neutron capture therapy for head and neck malignancies using 18F-BPA PET, Boron Neutron Capture Therapy, head & neck, pp. 850-855. 101 [10]. Ajlouni A. W. (2010), “Radiotherapy by neutron-irradiated nanopaticles”, J. Mater. Sci. Eng., 4(4), pp. 12-18. [11]. Akhlaghi P. (2013), “The measurements of thermal neutron flux distribution in a paraffin phantom”, Indi. Acad. Sci., 80(5), pp. 873–885. [12]. Al-Turiqi A. A. (2009), Neutron activation boron therapy for cancer treatments, University of Surrey. [13]. Albritton J. R. (2009), Computational aspects of treatment planning for neutron capture therapy, Massachussetts Insitute of Technology. [14]. Allen B. J, Moore D. E. and Harrington B. V. (1992), Progress in neutron capture therapy for cancer, New York. [15]. Aschan C., Toivonen M., Savolainen S. and Rasmussen F. S. (1999), “Experimental correction for thermal neutron sensitivity of gamma ray TL dosemeters irradiated at BNCT beams”, Radiat. Prot. Dosim., 82, pp. 65-69. [16]. Auterinen I., Hiismiiki P., Kotiluoto P., Rosenberg R. J., Salmenhaara S., Seppiilii T., Seren T., Tanneri V., Aschan C., Kortesniemi M., Kosunen A., Lampinen J., Savolainen S., Toivonen M., and Viilimiiki P. (2001), Metamorphosis of a 35 year-old TRIGA reactor into a modern BNCT facility, Frontiers in neutron capture therapy, Springer, pp. 267–275. [17]. Barth R. F., Soloway A. H., and Fairchild R. G. (1990), Boron Neutron Capture Therapy of Cancer, Cancer research 50, pp. 1061-1070. [18]. Barth R. F., Coderre J. A., Vicente M. G. H. and Blue T. E. (2005), Boron Neutron Capture Therapy, Current Status and Future Prospects, pp. 431- 459. [19]. Barth R. F., Vicente M. G. H., Harling O. K., Kiger III W. S., Riley K. J., Binns P. J., Wagner F. M., Suzuki M., Aihara T., Kato I. and Kawabata S. (2012), “Current status of boron neutron capture therapy of high grade gliomas and recurrent head and neck cancer”, Radiat. Oncol., 7, pp.146. [20]. Bavarnegin E., Sadremomtaz A., Khalafi H. and Kasesaz Y. (2016), “Measurement of in-phantom neutron flux and gamma dose in Tehran 102 research reactor boron neutron capture therapy beam line”, J. Canc. Res. Therapy, 12(2). [21]. Becker F., Nagels S., Burgkhardt B., Bottger R., Aguilar A. L., Hampel G. and Wortmann B. (2008), “Dosimetry in mixed gamma-neutron radiation fields and energy com-pensation filters for CaF2: Tm TL detectors”, Radiat. Meas. 43, pp. 921-924. [22]. Bortolussi S. (2007), Boron Neutron Capture Therapy of Disseminated Tumours, Ph.D. Thesis, University of Pavia, Printed in Pavia. [23]. Bosko A., Zhilchenkov D., and Reece W.D. (2004), “Ge pettrace cyclotron as a neutron source”, Appl. Radiat. Isotopes, 61, pp. 1057–1062. [24]. Brockman J., Nigg D. W., Hawthorne M. F. and McKibben C. (2009), “Spectral performance of a composite single-crystal filtered thermal neutron beam for BNCT research at the University of Missouri”, Appl. Radiat. Isotopes, 67, pp. 223-225. [25]. Burgkhardt B., Bilski P., Budzanowski M., Bottger R., Eberhardt K., Hampel G., Olko P. and Straubing A. (2006), “Application of different TL detectors for the photon dosimetry in mixed radiation fields used for BNCT”, Radiat. Protec. Dosim., 120(1–4), pp. 83-86. [26]. Byun S.H. and Choi H.D. (2000), “Design features of a prompt gamma neutron activation analysis system at HANARO”, J. Radio. Nucl Chem., Vol. 244, pp.413-416. [27]. Byung-Jin J. and Byung-Chul L. (2001), A NCT facility design at HANARO, Frontiers in Neutron Capture Therapy, Plenum Publishers, New York, pp. 319-323. [28]. Caswell R. S., Coyne J. J. and Randolph M. L. (1980), “KERMA factors for neutron energies below 30 MeV”, Radiat. Res., 83, pp.217–254. [29]. Caswell R.S., Coyne J.J. and Randolph M.L. (1982), “KERMA factors of elements and compounds for neutron energies below 30 MeV”, Int. J. Appl. Radiat. Isotopes, 33, pp.1227–1262. 103 [30]. Cember H. and Johnson T. E. (2009), Health physics, The McGraw-Hill Companies, Inc. [31]. Coderre J. A., Kalef-Ezra J. A., Fairchild R. G., Micca P. L., Reinstein L. E. and Glass J.D. (1988), “Boron neutron capture therapy of a murine melanoma”, Canc. Res., 48, pp. 6313-6316. [32]. Conger A. D. and Giles N. H. (1950), The cytogenetic effect of slow neutrons, Genetics 35: 397. [33]. Dewerd L. A. and Kissick M. (2014), The Phantoms of Medical and Health Physics, Springer. [34]. Dien N. N. and et al. (2014), Utilisation of the Dalat Research Reactor After Its Core Conversion, Joint IGORR 2014/ IAEA Technical Meeting, 17–21 November, Bariloche, Argentina. [35]. Fairchild R. G. and Brownell G. L. (1983), Processings of the first international symposium on neutron capture therapy, Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, Massachusetts, U.S.A. [36]. Farr L. E., Robertson J. S., and Stickley E. (1954), “Physics and physiology of neutron capture therapy”, Proc. N. A. S. 40, pp. 1087-1093. [37]. Fukuda H., Hiratsuka J., Honda C., Kobayashi T., Yoshino K., Karashima H., Takahashi J., Abe Y., Kanda K., Ichihashi M. and Mishima Y. (1994), “Boron neutron capture therapy of malignant melanoma using 10B- paraboronophenylalanine with special reference to evaluation of radiation dose and damage to the normal skin”, Radiat. Res., 138, pp.435-442. [38]. Gambarini G., Bartesaghi G, Burian J., Carrara M., Marek M., Negri A., Pirola L. and Viererbl. (2010), “Fast-neutron dose evaluation in BNCT with Frickegel layer detectors”, Radiat. Meas. 45, pp. 1398-1401. [39]. Gambarini G, Bartesaghi G, Agosteo S., Vanossi E., Carrara M. and Borroni M. (2010b), “Determination of gamma dose and thermal neutron fluence in BNCT beams from the TLD-700 glow curve shape”, Radiat. Meas. 45, pp. 640-642. 104 [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 glioma- correlation between radiation dose and radiation injury and clinical outcome”, Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys., 65(5), pp.1446-1455. [52]. Kasesaz Y., Bavarnegin E., Golshanian M., Khajeali A., Jarahi H., Mirvakili S. M. and Khalafi H. (2016), “BNCT project at Tehran Research Reactor: current and prospective plans”, Prog. Nucl. Energ., 91, pp. 107. 105 [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 Equipment 440.2, p.446-452. [55]. Martin J. E. (2013), Physics for Radiation Protection, John Wiley & Sons. [56]. Masouli S. F. (2012), “Simulation of the BNCT of brain tumors using MCNP code: beam designing and dose”, Iran J. Med. Phys., Vol.9 (3). [57]. Matsumoto T. and Aizawa O. (1990), “Prompt gamma-ray neutron 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 in- phantom 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 106 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. 107 [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 108 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. 820- 823. [88]. Tan V. H. and et al. (2014), “Progress of Filtered Neutron Beams Development and Applications at the Horizontal Channels No.2 and No.4 of Dalat Nuclear Research Reactor”, Nucl. Sci. Technol. (Vietnam); ISSN 1810-5408; V. 4(1); pp. 62-69. [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 N- Particle 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. 109 [92]. Yang J. S., Kim D. Y., Kim J. L., Chang S. Y., Nam Y. M. and Park J. W. (2002), “Thermoluminescence characteristics of teflon embedded CaSO4:Dy TLD”, Radiat. Prot. Dosim., 100(1-4), pp. 337–340. III. Phần trên Internet [93]. Worldwide cancer statistics WCRF (truy cập ngày 21/8/2014). [94]. ungthu.net.vn (truy cập ngày 29/8/2014). 110 PHỤ LỤC Phụ lục 1: Dữ liệu phổ nơtrôn tại lối vào của CN2DR Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) 1,00E-09 1,41E+10 3,20E-02 7,93E+02 1,24E-01 1,92E+02 5,00E-09 6,05E+10 3,30E-02 7,67E+02 1,25E-01 1,92E+02 1,00E-08 9,96E+10 3,40E-02 7,44E+02 1,26E-01 1,90E+02 1,50E-08 1,23E+11 3,50E-02 7,22E+02 1,27E-01 1,88E+02 2,00E-08 1,35E+11 3,60E-02 7,00E+02 1,28E-01 1,86E+02 2,50E-08 1,39E+11 3,70E-02 6,82E+02 1,29E-01 1,85E+02 3,00E-08 1,38E+11 3,80E-02 6,62E+02 1,30E-01 1,83E+02 3,50E-08 1,32E+11 3,90E-02 6,44E+02 1,31E-01 1,81E+02 4,00E-08 1,25E+11 4,00E-02 6,28E+02 1,32E-01 1,80E+02 4,50E-08 1,16E+11 4,10E-02 6,12E+02 1,33E-01 1,79E+02 5,00E-08 1,06E+11 4,20E-02 5,97E+02 1,34E-01 1,78E+02 5,50E-08 9,59E+10 4,30E-02 5,83E+02 1,35E-01 1,76E+02 6,00E-08 8,63E+10 4,40E-02 5,68E+02 1,36E-01 1,75E+02 6,50E-08 7,71E+10 4,50E-02 5,56E+02 1,37E-01 1,74E+02 7,00E-08 6,84E+10 4,60E-02 5,43E+02 1,38E-01 1,72E+02 7,50E-08 6,05E+10 4,70E-02 5,30E+02 1,39E-01 1,71E+02 8,00E-08 5,30E+10 4,80E-02 5,19E+02 1,40E-01 1,70E+02 8,50E-08 4,65E+10 4,90E-02 5,09E+02 1,41E-01 1,69E+02 9,00E-08 4,05E+10 5,00E-02 4,98E+02 1,42E-01 1,67E+02 9,50E-08 3,53E+10 5,10E-02 4,87E+02 1,43E-01 1,66E+02 1,00E-07 3,06E+10 5,20E-02 4,78E+02 1,44E-01 1,65E+02 1,25E-07 1,46E+10 5,30E-02 4,69E+02 1,45E-01 1,64E+02 111 Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) 1,50E-07 6,64E+09 5,40E-02 4,60E+02 1,46E-01 1,62E+02 1,75E-07 2,95E+09 5,50E-02 4,51E+02 1,47E-01 1,61E+02 2,00E-07 1,28E+09 5,60E-02 4,42E+02 1,48E-01 1,60E+02 2,25E-07 5,47E+08 5,70E-02 4,34E+02 1,49E-01 1,59E+02 2,50E-07 2,32E+08 5,80E-02 4,25E+02 1,50E-01 1,58E+02 2,75E-07 2,52E+08 5,90E-02 4,18E+02 1,51E-01 1,57E+02 3,00E-07 1,83E+08 6,00E-02 4,11E+02 1,52E-01 1,56E+02 3,25E-07 1,47E+08 6,10E-02 4,04E+02 1,53E-01 1,55E+02 3,50E-07 1,28E+08 6,20E-02 3,98E+02 1,54E-01 1,54E+02 3,75E-07 1,15E+08 6,30E-02 3,91E+02 1,55E-01 1,53E+02 4,00E-07 1,06E+08 6,40E-02 3,84E+02 1,56E-01 1,51E+02 4,25E-07 9,92E+07 6,50E-02 3,78E+02 1,57E-01 1,51E+02 4,50E-07 9,32E+07 6,60E-02 3,73E+02 1,58E-01 1,50E+02 4,75E-07 8,80E+07 6,70E-02 3,66E+02 1,59E-01 1,49E+02 5,00E-07 8,34E+07 6,80E-02 3,60E+02 1,60E-01 1,48E+02 6,00E-07 6,90E+07 6,90E-02 3,55E+02 1,61E-01 1,47E+02 7,00E-07 5,86E+07 7,00E-02 3,49E+02 1,62E-01 1,46E+02 8,00E-07 5,10E+07 7,10E-02 3,46E+02 1,63E-01 1,45E+02 9,00E-07 4,51E+07 7,20E-02 3,40E+02 1,64E-01 1,44E+02 1,00E-06 4,04E+07 7,30E-02 3,35E+02 1,65E-01 1,43E+02 5,00E-06 7,51E+06 7,40E-02 3,31E+02 1,66E-01 1,42E+02 1,00E-05 3,64E+06 7,50E-02 3,26E+02 1,67E-01 1,41E+02 2,00E-05 1,77E+06 7,60E-02 3,20E+02 1,68E-01 1,40E+02 3,00E-05 1,16E+06 7,70E-02 3,17E+02 1,69E-01 1,39E+02 112 Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) 4,00E-05 8,56E+05 7,80E-02 3,13E+02 1,70E-01 1,38E+02 5,00E-05 6,79E+05 7,90E-02 3,08E+02 1,71E-01 1,38E+02 6,00E-05 5,61E+05 8,00E-02 3,04E+02 1,72E-01 1,37E+02 7,00E-05 4,78E+05 8,10E-02 3,00E+02 1,73E-01 1,36E+02 8,00E-05 4,14E+05 8,20E-02 2,97E+02 1,74E-01 1,35E+02 9,00E-05 3,67E+05 8,30E-02 2,93E+02 1,75E-01 1,34E+02 1,00E-04 3,29E+05 8,40E-02 2,90E+02 1,76E-01 1,34E+02 2,00E-04 1,59E+05 8,50E-02 2,86E+02 1,77E-01 1,33E+02 3,00E-04 1,04E+05 8,60E-02 2,82E+02 1,78E-01 1,32E+02 4,00E-04 7,73E+04 8,70E-02 2,79E+02 1,79E-01 1,31E+02 5,00E-04 6,12E+04 8,80E-02 2,75E+02 1,80E-01 1,31E+02 6,00E-04 5,05E+04 8,90E-02 2,72E+02 1,81E-01 1,30E+02 7,00E-04 4,31E+04 9,00E-02 2,70E+02 1,82E-01 1,29E+02 8,00E-04 3,75E+04 9,10E-02 2,66E+02 1,83E-01 1,28E+02 9,00E-04 3,31E+04 9,20E-02 2,62E+02 1,84E-01 1,28E+02 1,00E-03 2,97E+04 9,30E-02 2,61E+02 1,85E-01 1,27E+02 2,00E-03 1,44E+04 9,40E-02 2,57E+02 1,86E-01 1,26E+02 3,00E-03 9,41E+03 9,50E-02 2,55E+02 1,87E-01 1,25E+02 4,00E-03 6,97E+03 9,60E-02 2,52E+02 1,88E-01 1,25E+02 5,00E-03 5,52E+03 9,70E-02 2,50E+02 1,89E-01 1,24E+02 6,00E-03 4,56E+03 9,80E-02 2,46E+02 1,90E-01 1,23E+02 7,00E-03 3,87E+03 9,90E-02 2,44E+02 1,91E-01 1,23E+02 8,00E-03 3,38E+03 1,00E-01 2,41E+02 1,92E-01 1,22E+02 9,00E-03 2,99E+03 1,01E-01 2,39E+02 1,93E-01 1,21E+02 113 Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) Năng lượng (MeV) Thông lượng (n.cm-2.s-1) 1,00E-02 2,68E+03 1,02E-01 2,37E+02 1,94E-01 1,21E+02 1,10E-02 2,43E+03 1,03E-01 2,33E+02 1,95E-01 1,20E+02 1,20E-02 2,21E+03 1,04E-01 2,32E+02 1,96E-01 1,19E+02 1,30E-02 2,03E+03 1,05E-01 2,30E+02 1,97E-01 1,19E+02 1,40E-02 1,88E+03 1,06E-01 2,26E+02 1,98E-01 1,18E+02 1,50E-02 1,75E+03 1,07E-01 2,24E+02 1,99E-01 1,17E+02 1,60E-02 1,64E+03 1,08E-01 2,23E+02 2,00E-01 1,17E+02 1,70E-02 1,54E+03 1,09E-01 2,21E+02 2,50E-01 9,27E+01 1,80E-02 1,45E+03 1,10E-01 2,19E+02 3,00E-01 7,66E+01 1,90E-02 1,37E+03 1,11E-01 2,15E+02 3,50E-01 6,52E+01 2,00E-02 1,30E+03 1,12E-01 2,14E+02 4,00E-01 5,67E+01 2,10E-02 1,23E+03 1,13E-01 2,12E+02 4,50E-01 5,01E+01 2,20E-02 1,17E+03 1,14E-01 2,10E+02 5,00E-01 4,49E+01 2,30E-02 1,12E+03 1,15E-01 2,08E+02 5,50E-01 4,05E+01 2,40E-02 1,07E+03 1,16E-01 2,06E+02 6,00E-01 3,71E+01 2,50E-02 1,03E+03 1,17E-01 2,05E+02 6,50E-01 3,42E+01 2,60E-02 9,85E+02 1,18E-01 2,03E+02 7,00E-01 3,15E+01 2,70E-02 9,47E+02 1,19E-01 2,01E+02 7,50E-01 2,93E+01 2,80E-02 9,12E+02 1,20E-01 1,99E+02 8,00E-01 2,75E+01 2,90E-02 8,80E+02 1,21E-01 1,97E+02 8,50E-01 2,57E+01 3,00E-02 8,49E+02 1,22E-01 1,95E+02 9,00E-01 2,43E+01 3,10E-02 8,20E+02 1,23E-01 1,94E+02 9,50E-01 2,30E+01 114 Phụ lục 2: Tính hiệu suất ghi và sai số của hiệu suất ghi của detector đối với đỉnh năng lượng 1434 keV bằng phương pháp bình phương tối thiểu. Dựa trên Hình 2.10, hàm khớp của đường cong hiệu suất ghi theo năng lượng có dạng: y = b5x5 + b4x4 + b3x3 + b2x2 + b1x + b0 trong đó: y ≡ logε (%), và x ≡ logE (keV). Chúng ta tính logarit của năng lượng tia gamma dựa trên số liệu của Bảng 2.6. TT Nguồn chuNn Năng lượng của tia gamma E (keV) Hiệu suất ghi của detector ε (%) logE (keV) 1 133Ba 81,0 2,122 1,91 2 109Cd 88,0 2,349 1,94 3 57Co 122,1 3,145 2,09 4 57Co 136,5 3,061 2,14 5 133Ba 276,4 2,087 2,44 6 133Ba 302,8 1,959 2,48 7 133Ba 356,0 1,805 2,55 8 133Ba 383,9 1,769 2,58 9 22Na 511,0 1,421 2,71 10 137Cs 661,6 1,189 2,82 11 54Mn 834,8 1,030 2,92 12 65Zn 1115,5 0,824 3,05 13 60Co 1173,2 0,782 3,07 14 60Co 1332,5 0,703 3,12 Xác định các hệ số b, thông qua tính ma trận: ( ) yggg b b b b b b b TT .1 5 4 3 2 1 0 − =                     = 115 Ma trận g: 1 1,91 3,64 6,95 13,27 25,32 1 1,94 3,78 7,35 14,30 27,80 1 2,09 4,35 9,09 18,96 39,57 1 2,14 4,56 9,73 20,78 44,37 1 2,44 5,96 14,55 35,53 86,76 1 2,48 6,16 15,27 37,90 94,03 1 2,55 6,51 16,61 42,38 108,13 1 2,58 6,68 17,26 44,60 115,25 1 2,71 7,34 19,87 53,81 145,74 1 2,82 7,96 22,44 63,29 178,53 1 2,92 8,54 24,94 72,86 212,86 1 3,05 9,29 28,30 86,25 262,84 1 3,07 9,42 28,92 88,76 272,42 1 3,12 9,76 30,51 95,33 297,87 Ma trận (gTg)-1: 62136103,11 -127259417,44 103416917,86 -41686922,03 8336564,74 -661818,42 -127259416,88 260745137,55 -211980289,08 85482553,84 -17101490,46 1358156,23 103416916,95 -211980288,15 172405208,65 -69551261,32 13919713,05 -1105886,14 -41686921,48 85482553,09 -69551261,01 28069201,74 -5619824,34 446649,24 8336564,60 -17101490,24 13919712,93 -5619824,32 1125590,96 -89492,51 -661818,41 1358156,20 -1105886,13 446649,23 -89492,51 7117,91 116 Ma trận gTy Ma trận (gTg)-1.gTy Các hệ số b 2,69 -241,1630 b0 5,82 454,0569 b1 12,55 -338,7363 b2 26,80 125,5870 b3 56,10 -23,1672 b4 112,91 1,7007 b5 Hiệu suất ghi của detector đối với tia gamma có năng lượng 1434 keV là: E (keV) logE (keV) logε (%) ε (%) 1434 3,1565 -0,1776 0,6644 Sai số của hiệu suất ghi của detector đối với tia gamma có năng lượng 1434 keV được xác định theo biểu thức: ( ) 2122 .. σεσ εεε XggX TT −= Với                     =                     = 3739,313 2774,99 4512,31 9638,9 1565,3 1 )(log )(log )(log )(log log 1 5 4 3 2 ε ε ε ε ε εX ⇒ ( ) 5861,21 =− εε XggX TT Giá trị phương sai của phương pháp được tính bởi công thức: 000086,02 == BTD SSE σ Trong đó, tổng bình phương các sai số: ( ) 000687,0ˆ 1 2 =−= ∑ = n i ii yySSE với iy là giá trị thực nghiệm, iyˆ là giá trị mô hình, và số bậc tự do: BTD = số điểm thực nghiệm – số tham số của hàm cần khớp = 14 – 6 = 8 Vậy 0099,0=εσ và sai số tương đối của hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng trên là: 1,5 %. 117 Phụ lục 3: Cách pha loãng dung dịch H3BO3, xác định hàm lượng và giới hạn phát hiện 10B của hệ PGNAA Đà Lạt. Hàm lượng H3BO3 trong dd H3BO3 ban đầu là 1000 mg/l (≡1000 ppm), pha loãng để được dd H3BO3 có hàm lượng như bảng bên dưới dựa trên công thức: 2211 VCVC ×=× Ban đầu Sau pha loãng Nước cất Hàm lượng (ppm) C1 (ppm) V1 (ml) C2 (ppm) V2 (ml) ∆V (ml) (*) Bor (**) 10B (***) 1000 2 500 4 2 87,4 17,5 500 2 250 4 2 43,7 8,7 250 2 125 4 2 21,8 4,4 250 2 100 5 3 17,5 3,5 50 1 25 2 1 4,4 0,9 50 1 10 5 4 1,7 0,3 Cách pha loãng để được dd H3BO3 có hàm lượng 350 ppm 500 1 350 2 0 61,2 12,2 200 1 Trong đó: (*) thể tích của nước cất được tính bằng công thức: 12 VVV −=∆ ; (**) Hàm lượng của bor được tính như sau: + Tính tỷ lệ của bor trong hợp chất H3BO3: 17,0 1638,1013 8,10 )O(M3)B(M)H(M3 )B(M)B(ratio ≅ ×++× = ++ = + Hàm lượng của bor = ratio(B)*C2 (***) Hàm lượng của 10B = 0,2 × Hàm lượng của bor (vì 10B chiếm khoảng 20% trong bor tự nhiên). Giới hạn phát hiện (Detection limit-DL) 10B của hệ PGNAA Đà Lạt được tính toán bởi công thức: tN MN DL th0A p ×ε×φ×θ×σ× × = 118 Trong đó: DL, Np, M, NA (= 6,022×1023), σ0 (= 3837 bar), θ (= 20 %), φth (=2×107), ε (= 0,0024), và t lần lượt là giới hạn phát hiện 10B (g), số đếm đỉnh của tia gamma 478 keV (số đếm), khối lượng nguyên tử của nguyên tố bor (g), hằng số Avogadro (mol-1), tiết diện phản ứng của 10B với nơtrôn nhiệt (cm2), độ phổ biến đồng vị của 10B, thông lượng nơtrôn nhiệt (cm-2.s-1), và thời gian chiếu (s). Hàm lượng H3BO3 (ppm) Thể tích (ml) Np (số đếm) Thời gian chiếu (đo) (s) DL (g) DL (mg) DL (ppm) 10 2 37526 81107 2,25E-07 0,23 0,11 25 1,8 53846 61721 4,25E-07 0,42 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