Tải bản đầy đủ

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 và hạt nhân
Mã số: 9.44.01.06

Người hướng dẫn khoa học:
1. PGS.TS. Nguyễn Nhị Điền
2. TS. Trịnh Thị Tú Anh

Hà Nội – 2020


LỜI CAM ĐOAN
Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của tôi và các Thầy Cô
hướng dẫn khoa học. Các số liệu, kết quả trình bày trong luận án là trung thực,
không sao chép hay sử dụng bất hợp pháp và chưa từng được các tác giả khác
công bố trong bất kỳ công trình nào khác. Tôi xin chịu trách nhiệm về nội dung
và tác quyền của luận án.
Tác giả
Phạm Đăng Quyết

i


LỜI CẢM ƠN
Để hoàn thành luận án, trước tiên xin cho phép tôi được bày tỏ lòng biết
ơn sâu sắc, tri ân, khắc ghi công lao của Thầy Cô hướng dẫn khoa học PGS.TS.
Nguyễn Nhị Điền và TS. Trịnh Thị Tú Anh, những người đã khơi lên trong tôi
niềm đam mê nghiên cứu, định hướng cho tôi mục tiêu nghiên cứu và dẫn dắt,
hướng dẫn tôi tận tình trong suốt thời gian thực hiện luận án này.


Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến TS. Phạm Ngọc Sơn, đã truyền đạt kiến
thức và tận tình hướng dẫn trong thời gian tôi thực hiện các thí nghiệm tại Viện
Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt.
Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến TS. Cao Đông Vũ, đã truyền đạt cho
tôi những kinh nghiệm quý báu trong nghiên cứu khoa học.
Tôi xin gửi lời cám ơn Ban Lãnh đạo Viện, Ban Giám đốc và các cán bộ
tại Trung tâm Vật lý và Điện tử hạt nhân, Trung tâm An toàn bức xạ, Viện
Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt đã tạo mọi điều kiện, tận tình giúp đỡ tôi trong suốt
thời gian thực hiện luận án.
Tôi xin gửi lời cám ơn PGS.TS. Nguyễn Đức Hòa, PGS.TS. Nguyễn An
Sơn và Quý Thầy Cô giáo Khoa Kỹ thuật hạt nhân Trường Đại học Đà Lạt đã
giúp đỡ và tạo điều kiện thuận lợi để tôi thực hiện luận án này.
Xin được cám ơn Quý Thầy Cô đã từng giảng dạy, gia đình và bạn bè đã
luôn động viên, tạo điều kiện thuận lợi nhất cho tôi hoàn thành luận án này.
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 .............................................................................................. 1
Chương 1: TỔNG QUAN ................................................................... 8
1.1. Nguyên lý của BNCT ............................................................................. 8
1.2. Chữa trị u não bằng BNCT trên thế giới ............................................... 10
1.3. Hệ số KERMA nơtrôn trong mô ........................................................... 12
1.3.1. Tiết diện tương tác của nơtrôn ........................................................ 12
1.3.2. Hệ số KERMA nơtrôn trong mô ...................................................... 14
1.4. Lý thuyết tính liều hấp thụ trong BNCT ............................................... 16
1.4.1. Liều hấp thụ và đơn vị đo ................................................................ 16
1.4.2. Các thành phần liều trong BNCT .................................................... 17
1.4.3. Liều hấp thụ toàn phần trong BNCT ............................................... 23
1.5. Các thành phần trong mô hình nghiên cứu BNCT trên thế giới ............ 24
1.5.1. Dòng nơtrôn phin lọc ...................................................................... 24
1.5.2. Phantom.......................................................................................... 29
1.5.3. Xác định thông lượng nơtrôn nhiệt bằng kỹ thuật NAA ................... 31
1.5.4. Xác định hàm lượng bor bằng kỹ thuật PGNAA .............................. 34
1.5.5. Xác định liều gamma bằng TLD...................................................... 35
1.6. Sử dụng chương trình MCNP5 trong BNCT......................................... 36
1.6.1. Giới thiệu ........................................................................................ 36
1.6.2. Cấu trúc input file và các loại đánh giá .......................................... 37
1.6.3. Chuyển đổi thông lượng nơtrôn và gamma sang suất liều............... 38
1.6.4. Đánh giá sai số ............................................................................... 39
1.6.5. Mô phỏng và tính liều hấp thụ trong BNCT .................................... 41
1.6.6. Thiết kế dòng nơtrôn cho BNCT...................................................... 42
iii


1.7. Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR ......................................................... 43
1.7.1. Lò phản ứng Đà Lạt ........................................................................ 43
1.7.2. Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR ................................................... 44
1.8. Tóm tắt chương 1 ................................................................................. 45

Chương 2: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM............................. 46
2.1. Mô phỏng mô hình nghiên cứu BNCT tại LPƯ Đà Lạt ........................ 46
2.1.1. Dòng nơtrôn phin lọc tại kênh số 2 ................................................. 46
2.1.2. Phantom nước ................................................................................. 49
2.1.3. Kết quả mô phỏng ........................................................................... 50
2.1.4. Đánh giá sai số mô phỏng............................................................... 57
2.2. Thực nghiệm trên cấu hình hiện tại để nghiên cứu BNCT tại LPƯ Đà Lạt
............................................................................................................. 58
2.2.1. Hiệu chu n detector ........................................................................ 58
2.2.2. Đo phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom ..................... 62
2.2.3. Xây dựng đường chu n hàm lượng bor bằng PGNAA tại CN2DR .. 68
2.2.4. Đo suất liều gamma trong phantom bằng TLD ............................... 70
2.3. Tóm tắt chương 2 ................................................................................. 71

Chương 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN ....................................... 72
3.1. Đánh giá kết quả giữa mô phỏng và thực nghiệm với cấu hình hiện tại
trên 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 của BNCT trong phantom ........................................ 81
3.3. Kết quả xây dựng đường chuNn hàm lượng bor bằng PGNAA tại
CN2DR .................................................................................................... 85
3.4. Thiết kế cấu hình mới tại CN2DR ........................................................ 86
3.4.1. Kết quả mô phỏng khi 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 mới cho CN2DR .................................................. 92
3.5. Tóm tắt chương 3 ................................................................................. 95

KẾT LUẬN ........................................................................................ 97
KIẾN NGHN VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO ............. 98
DANH MỤC CÔNG 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

Brookhaven Medical
Research Reactor

Lò phản ứng nghiên cứu
y học Brookhaven

BNCT

Boron neutron capture
therapy

Xạ trị bằng phản ứng bắt
nơtrôn bởi bor

BNL

Brookhaven National
Laboratory

Phòng thí nghiệm
quốc gia Brookhaven

BPA

p-dihydroxyborylphenylalanine

Một loại hợp chất chứa bor
dùng trong BNCT

BPA-F

L-p-boronophenylalanine
–fructose

Một loại hợp chất chứa bor
dùng trong BNCT

BSH

disodium mercaptoundecahydro Một loại hợp chất chứa bor
-closo-dodecaborate
dùng trong BNCT

CL

Collimator length

Chiều dài ống chuNn trực

CN2DR

Channel No.2 of Dalat Reactor

Kênh số 2 Lò phản ứng Đà Lạt

Con.

Concentration

Hàm lượng

CT

Computed Tomography

Chụp cắt lớp điện toán



Gamma dose

Liều gamma


D

Gamma dose rate

Suất liều gamma

&
D
n

Neutron dose rate

Suất liều nơtrôn

E

Energy

Năng lượng

Eff.

Full-peak efficiency

Hiệu suất ghi

Err.

Error

Sai số

Exp.

Experimental

Thực nghiệm

FiR-1

Finnish Reactor

Lò phản ứng của Phần Lan

FL

Filter length

Chiều dài phin lọc

GBM

GlioBlastoma Multiforme

U não nguyên bào

GdDTPA

DieThylenetriamine Pentaacetic Acid

Một loại hợp chất chứa
gadolinium dùng trong MRI

GdNCT

Gadolinium Neutron Capture
Therapy

Xạ trị bằng phản ứng bắt
nơtrôn bởi gadolinium

HFR

High Flux Reactor

Lò phản ứng thông lượng cao

vi


Ký hiệu,
Tiếng Anh
từ viết tắt

Tiếng Việt

I

Intensity of the gamma peak

Cường độ phát gamma

IAEA

International Atomic Energy
Agency

Cơ quan Năng lượng nguyên tử
Quốc tế

JRR-4

Japan Research Reactor No.4

Lò phản ứng nghiên cứu số 4
Nhật Bản

KF

KERMA Factor

Hệ số KERMA

KERMA

Kinetic Energy Released per
unit Mass

Năng lượng giải phóng trên
đơn vị khối lượng

LET

Linear Energy Transfer

Sự chuyển đổi năng lượng
tuyến tính

LPƯ

Reactor

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
Massachusetts

MIT

Massachusetts Institute of
Technology

Viện công nghệ Massachusetts

MITR

MIT Nuclear Research Reactor

Lò phản ứng nghiên cứu của
Viện công nghệ Massachusetts

MNSR

Miniature Neutron Source
Reactor

Một loại lò nghiên cứu công
suất nhỏ do Trung Quốc thiết kế

MRI

Magnetic Resonance Imaging

Chụp ảnh bằng cộng hưởng từ

MuITR

Musashi Institute of
Technology Reactor

Viện nghiên cứu công nghệ lò
phản ứng Musashi

NAA

Neutron Activation Analysis

Phân tích kích hoạt nơtrôn đo
gamma trễ

NCT

Neutron Capture Therapy

Xạ trị bằng phản ứng bắt nơtrôn

NOH

Number of the history

Số hạt gieo

P

Power

Công suất

PGNAA

Prompt Gamma Neutron
Activation Analysis

Phân tích kích hoạt nơtrôn đo
gamma tức thời

Pos.

Position

Vị trí
vii


Ký hiệu,
Tiếng Anh
từ viết tắt

Tiếng Việt

tm

Measuring time

Thời gian đo

T1/2

Half-life

Chu ký bán hủy

TLD

ThermoLuminescence
Dosimeter

Liều kế nhiệt phát quang

TRIGA

Training, Research, Isotopes,
General Atomics

Một loại lò phản ứng nghiên cứu
do hãng General Atomics của
Hoa Kỳ thiết kế

TRR

Tehran Research Reactor

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

φth

Thermal neutron flux

Thông lượng nơtrôn nhiệt

viii


DANH MỤC CÁC BẢNG
Bảng 1.1. Hàm lượng và tiết diện phản ứng của các nguyên tố trong mô với
nơtrôn nhiệt .................................................................................................... 9
Bảng 1.2. Một số thử nghiệm lâm sàng của BNCT trên thế giới ................... 11
Bảng 1.3. Hệ số KERMA đối với nơtrôn nhiệt của các nguyên tố có trong mô
..................................................................................................................... 14
Bảng 1.4. Bảng trọng số bức xạ .................................................................... 17
Bảng 1.5. Hệ số hấp thụ theo năng lượng tia gamma trong mô ..................... 21
Bảng 1.6. Hệ số hấp thụ theo năng lượng của các tia gamma 0,478 MeV và
2,22 MeV trong mô ...................................................................................... 22
Bảng 1.7. Một số LPƯ tạo ra dòng nơtrôn nhiệt bằng các phin lọc đơn tinh thể
Si và Bi ........................................................................................................ 26
Bảng 1.8. Một số LPƯ sử dụng phin lọc để tạo ra dòng nơtrôn sử dụng cho
BNCT........................................................................................................... 27
Bảng 1.9. Một số phantom nước sử dụng trong nghiên cứu BNCT trên thế
giới ............................................................................................................... 30
Bảng 1.10. Sai số của một số loại TLD ........................................................ 36
Bảng 1.11. Các loại đánh giá trong MCNP5 ................................................. 37
Bảng 1.12. Suất liều nơtrôn được chuyển đổi từ thông lượng nơtrôn ............ 38
Bảng 1.13. Suất liều gamma được chuyển đổi từ thông lượng gamma ......... 38
Bảng 1.14. Ý nghĩa của giá trị sai số tương đối R trong MCNP5.................. 40
Bảng 1.15. Thông số cơ bản trong thiết kế dòng nơtrôn nhiệt phục vụ nghiên
cứu BNCT .................................................................................................... 43
Bảng 1.16. Các thông số vật lý của dòng nơtrôn nhiệt tại lối ra của CN2DR 45
Bảng 2.1. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom được mô phỏng bằng
MCNP5 với cấu hình hiện tại ....................................................................... 51
ix


Bảng 2.2. Suất liều gamma trong phantom được mô phỏng bằng MCNP5 với
cấu hình hiện tại ........................................................................................... 55
Bảng 2.3. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt
trong phantom với cấu hình hiện tại ............................................................. 57
Bảng 2.4. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng suất liều gamma trong
phantom với cấu hình hiện tại ...................................................................... 58
Bảng 2.5. Đặc trưng của hệ phổ kế gamma sử dụng tại CN2DR................... 59
Bảng 2.6. Hiệu suất ghi tuyệt đối của detector HPGe ứng với năng lượng tia
gamma tại CN2DR ....................................................................................... 60
Bảng 2.7. Hiệu suất ghi tuyệt đối và sai số của detector HPGe đối với tia
gamma có năng lượng 1434 keV .................................................................. 61
Bảng 2.8. Các tính chất phân rã của hạt nhân trong lá dò kích hoạt .............. 64
Bảng 2.9. Các thông số chiếu và đo cho lá dò 51V bằng phương pháp kích hoạt
..................................................................................................................... 65
Bảng 2.10. Kết quả đo thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình
hiện tại ở CN2DR......................................................................................... 66
Bảng 2.11. Kết quả xác định tốc độ đếm tia gamma tức thời 478 keV của hệ
PGNAA tại CN2DR ..................................................................................... 69
Bảng 2.12. Kết quả đo suất liều gamma trong phantom bằng TLD-900........ 70
Bảng 3.1. Thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung tâm của phantom
giữa MCNP5 và thực nghiệm ....................................................................... 72
Bảng 3.2. Thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính của dòng nơtrôn tại z
= 1 cm trong phantom, giữa MCNP5 và thực nghiệm .................................. 74
Bảng 3.3. Thông lượng nơtrôn nhiệt tại lối vào phantom trong trường hợp có
hoặc không có phantom, bằng MCNP5 ........................................................ 76
Bảng 3.4. Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom bằng
MCNP5 và thực nghiệm ............................................................................... 76
x


Bảng 3.5. Suất liều gamma theo chiều bán kính chùm nơtrôn, tại z = 3 cm
trong phantom giữa MCNP5 và thực nghiệm ............................................... 78
Bảng 3.6. Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom khi có và
không có phantom ........................................................................................ 80
Bảng 3.7. Liều hấp thụ trong phantom tại CN2DR trong nghiên cứu BNCT 82
Bảng 3.8. Thông lượng nơtrôn tại lối vào phantom với ống chuNn trực hình
trụ và ống chuNn trực hình nón ..................................................................... 87
Bảng 3.9. Các thông số của ống chuNn trực sử dụng trong mô phỏng MCNP5
..................................................................................................................... 87
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 .................................................. 89
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 .................................... 90
Bảng 3.12. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình đề xuất tại
CN2DR ........................................................................................................ 92
Bảng 3.13. Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệt
trong phantom với cấu hình mới ................................................................... 93
Bảng 3.14. Một số thiết kế dòng nơtrôn nhiệt trên LPƯ của các nước đã thực
hiện bằng MCNP .......................................................................................... 95

xi


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Hình 1.1. Minh họa phản ứng bắt nơtrôn nhiệt bởi bor ................................... 8
Hình 1.2. Minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm nơtrôn nhiệt để chữa trị u
não ................................................................................................................. 9
Hình 1.3. Công thức cấu tạo của BSH và BPA ............................................. 11
Hình 1.4. Mô tả tiết diện tương tác của nơtrôn ............................................. 12
Hình 1.5. Hai loại tương tác của nơtrôn với hạt nhân bia .............................. 13
Hình 1.6. Mối liên hệ giữa KERMA và năng lượng của nơtrôn .................... 15
cho một số nguyên tố trong mô .................................................................... 15
Hình 1.7. Sơ đồ mức năng lượng phân rã của hạt nhân 11B* ......................... 18
Hình 1.8. Minh họa phản ứng của 14N với nơtrôn nhiệt ................................ 19
Hình 1.9. Minh họa phản ứng của 1H với nơtrôn nhanh ................................ 20
Hình 1.10. Minh họa phản ứng của 1H với nơtrôn nhiệt ............................... 21
Hình 1.11. Hệ số hấp thụ năng lượng tia gamma trong mô ........................... 22
Hình 1.12. Tiết diện toàn phần của nơtrôn đối với đơn tinh thể Si ................ 25
Hình 1.13. Tiết diện toàn phần của nơtrôn đối với đơn tinh thể Bi ............... 25
Hình 1.14. Mặt cắt ngang của kênh ngang và tổ hợp phin lọc tại LPƯ
HANARO để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt ......................................................... 28
Hình 1.15. Mặt cắt đứng của vùng hoạt, cột nhiệt và tổ hợp phin lọc tại LPƯ
JRR-4 để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt/trên nhiệt ................................................ 28
Hình 1.16. Phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước ở các chế độ
khác nhau tại LPƯ JRR-4 ............................................................................. 29
Hình 1.17. So sánh hệ số KERMA nơtrôn của nước và mô .......................... 29
Hình 1.18. Phantom nước tại LPƯ TRR (Iran) ............................................. 30
Hình 1.19. Phantom nước tại LPƯ TRIGA (Malaysia) ................................. 31
xii


Hình 1.20. Sơ đồ minh họa quá trình tương tác của nơtrôn với hạt nhân bia
trong phân tích kích hoạt nơtrôn ................................................................... 31
Hình 1.21. Sơ đồ phân rã và phát tia gamma của 28Al................................... 32
Hình 1.22. Phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước bằng mô phỏng
và thực nghiệm tại LPƯ HFR (Hà Lan) ........................................................ 41
Hình 1.23. Cấu trúc tạo ra dòng nơtrôn nhiệt của Matsumoto tại LPƯ TRIGA
Mark II (Nhật Bản)....................................................................................... 42
Hình 1.24. Mặt cắt ngang của LPƯ Đà Lạt ................................................... 44
Hình 2.1. Cấu trúc phần dẫn dòng nơtrôn tại CN2DR .................................. 47
Hình 2.2. Cấu trúc phần chuNn trực dòng nơtrôn tại CN2DR........................ 47
Hình 2.3. Cấu trúc CN2DR với cấu hình hiện tại.......................................... 47
Hình 2.4. Hình dạng phổ tại lối vào CN2DR ................................................ 48
Hình 2.5. Hình dạng phổ tại vị trí chiếu mẫu trên CN2DR với cấu hình hiện
tại ................................................................................................................. 48
Hình 2.6. Phantom sử dụng tại CN2DR được mô phỏng bằng MCNP5 ........ 49
Hình 2.7. Vị trí tương đối giữa phantom và lối ra của CN2DR được mô phỏng
bằng MCNP5 ............................................................................................... 50
Hình 2.8. Cấu trúc chi tiết CN2DR và vị trí phantom sử dụng trong mô phỏng
MCNP5 ........................................................................................................ 50
Hình 2.9. Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe (model: GR7023) tại
CN2DR ........................................................................................................ 59
Hình 2.10. Đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối các tia gamma của detector
HPGe cho các mẫu chuNn tại vị trí 5 cm cách mặt detector .......................... 61
Hình 2.11. Phantom sử dụng tại CN2DR ...................................................... 63
Hình 2.12. Nắp phantom sử dụng tại CN2DR .............................................. 63
Hình 2.13. Thiết lập thực nghiệm đo thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom
xiii


tại CN2DR ................................................................................................... 64
Hình 2.14. Phổ gamma của lá dò Vanadium sau khi chiếu xạ với nơtrôn nhiệt
trong phantom tại CN2DR............................................................................ 65
Hình 3.1. Kết quả phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung tâm
của phantom bằng thực nghiệm và mô phỏng ............................................... 73
Hình 3.2. Kết quả phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính của
dòng nơtrôn bằng thực nghiệm và mô phỏng ................................................ 75
Hình 3.3. Phân bố suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom giữa
MCNP5 và thực nghiệm ............................................................................... 77
Hình 3.4. Phân bố suất liều gamma theo chiều bán kính của dòng nơtrôn tại z
= 3 cm trong phantom bằng MCNP5 và thực nghiệm ................................... 79
Hình 3.5. Phân bố suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom khi
có và không có phantom ............................................................................... 81
Hình 3.6. Phân bố liều hấp thụ dọc theo trục trung tâm trong phantom tại
CN2DR ........................................................................................................ 84
Hình 3.7. Phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt 2 chiều trong phantom ............. 85
Hình 3.8. Đường chuNn hàm lượng bor trong dung dịch được thực hiện tại
CN2DR ........................................................................................................ 85
Hình 3.9. Bản vẽ thiết kế ống chuNn trực hình nón của CN2DR ................... 86
Hình 3.10a. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 240 cm....... 88
Hình 3.10b. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 140 cm ...... 88
Hình 3.10c. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 90 cm......... 88
Hình 3.10d. Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 40 cm ........ 89
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 ............................................. 91
Hình 3.12. Bản vẽ thiết kế tổng quát của cấu hình mới phục vụ nghiên cứu
xiv


BNCT tại CN2DR ........................................................................................ 92
Hình 3.13. Phân bố thông lượng nhiệt trong phantom sử dụng cấu hình mới
cho CN2DR, mô phỏng bằng MCNP5.......................................................... 94
Hình 3.14. Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom của cấu hình mới và cấu
hình hiện tại, mô phỏng bằng MCNP5 ......................................................... 94

xv


MỞ ĐẦU
Theo thống kê của Quỹ nghiên cứu ung thư Quốc tế, năm 2012 trên toàn
thế giới có khoảng 14,1 triệu trường hợp mắc bệnh ung thư, trong đó có khoảng
1,8% số bệnh nhân liên quan đến não [93]. Riêng ở Mỹ, năm 2012 ước tính có
khoảng 4.200 trường hợp trẻ em dưới 20 tuổi được chNn đoán với u não nguyên
phát [7]. Tại Việt Nam, mỗi năm cả nước có thêm khoảng 150.000 ca mắc bệnh
mới và 75.000 ca tử vong do ung thư, trong đó, ung thư não và các bệnh lý về
não là khá phổ biến, với tỷ lệ mắc phải tương đối cao, đặc biệt là ở nhóm tuổi từ
15 đến 30 chiếm khoảng 30% [94].
U não là một khối các tế bào phát triển bất bình thường trong não. Sự tăng
trưởng của khối u xuất hiện như là kết quả của sự phát triển không kiểm soát

được của tế bào. Có 2 loại u não là u não nguyên phát và u não di căn. U não
nguyên phát bắt đầu từ các tế bào trong não, u não di căn được tạo thành bởi các
tế bào từ một phần khác của cơ thể đã di căn, hay lan rộng đến não. U não
thường gặp ở người lớn là u thần kinh đệm (GlioBlastoma Multiforme – GBM),
chúng có nguồn gốc từ các tế bào thần kinh đệm của não và rất dễ gây tử vong
nếu không được điều trị [7]. Phẫu thuật, hóa trị và xạ trị là 3 phương pháp phổ
biến để điều trị ung thư. Tuy nhiên, xạ trị vẫn là phương pháp có hiệu quả cao
trong điều trị các loại khối u ác tính ở thể rắn [47].
Xạ trị (chữa trị bằng bức xạ) là phương pháp được áp dụng để điều trị các
khối u thông qua sự tương tác của bức xạ đối với các tế bào. Trong đó, xạ trị
bằng phản ứng bắt neutron (Neutron Capture Therapy – NCT) là một kỹ thuật

được thiết kế để phá hủy khối u ở cấp độ tế bào, dựa trên sự chuyển đổi năng
lượng tuyến tính cao (Linear Energy Transfer – LET) của các hạt nhân nặng
mang điện [48]. Một số nguyên tố như

10

B, 6Li,

157

Gd và

235

U có thể được sử

dụng trong NCT đã được giới thiệu và bàn luận trong các tài liệu [76, 81]. Tuy
nhiên, 6Li và

235

U không có sẵn, khó tạo thành hợp chất để dùng trong NCT

[76], hơn nữa 235U còn có tính phóng xạ [81]. Trong đó, 157Gd đã được lựa chọn

để nghiên cứu chữa trị ung thư gan [81] với hàm lượng khoảng 140 ppm, 10B có
1


thể sử dụng để chữa trị ung thư phổi [22] nhưng chủ yếu vẫn là chữa trị ung thư
não [81] với hàm lượng nằm trong khoảng từ 30-60 ppm [66].
Sau khi Goldhaber phát hiện ra tiết diện bắt neutron nhiệt cao bất thường
của 10B (σ = 3837 barn; 1 barn = 10-24 cm2) năm 1934 [48]. Năm 1936 Locher
[19, 23, 45, 76] đã đưa ra ý niệm về phương pháp xạ trị bằng phản ứng bắt
neutron của hạt nhân 10B (Boron Neutron Capture Therapy – BNCT) để chữa trị
ung thư não (Hình 1.2). Bởi vì năng lượng giải phóng trong phản ứng này có thể
gây thiệt hại một cách chọn lọc đến tế bào ung thư mà các phương pháp điều trị
khác khó thực hiện được [23, 87]. Vì vậy BNCT đã được đề nghị như một khả
năng để điều trị u não vào năm 1951 [23].
Nghiên cứu đầu tiên liên quan đến sự phù hợp của phản ứng

10

B(n, α) 7 Li

trong xạ trị đã được báo cáo bởi Kruger, Zahl, Cooper và Dunning [36]. Các
nghiên cứu lâm sàng đầu tiên của BNCT cho các khối u não sử dụng chùm
nơtrôn nhiệt để chiếu xạ đã được thực hiện tại Mỹ trong thập niên 50 [35]. Tuy
nhiên, những thử nghiệm này đã không thành công, nguyên nhân là do (i) hàm
lượng của 10B tập trung trong khối u thấp và/hoặc tỷ lệ của hàm lượng 10B trong
khối u và mô thường thấp (không đạt tỷ lệ 3:1); và (ii) thông lượng nơtrôn nhiệt
không đủ lớn.
Cuối thập niên 60 của thế kỷ 20, tại Nhật Bản, Hatanaka đã bắt đầu các
kiểm tra lâm sàng với BNCT, kết hợp cả phẫu thuật (mở hộp sọ) và xạ trị với
chùm nơtrôn nhiệt để điều trị khoảng 100 bệnh nhân bị các khối u GBM. Thời
gian sống trung bình của những bệnh nhân này được kéo dài thêm từ 5 đến 15
năm và có xu hướng tăng lên đối với bệnh nhân mắc khối u ở phần ngoài của
não [43].
Từ những năm 1980s phương pháp xạ trị BNCT đã được đầu tư nghiên cứu
ở nhiều phòng thí nghiệm lớn ở trên thế giới với mục tiêu để nghiên cứu phát
triển và thiết lập các chùm nơtrôn ứng dụng trong việc triển khai phương pháp
BNCT. Ở châu Âu, thực nghiệm xạ trị khối u thần kinh đệm bằng BNCT đã

2


được thực hiện lần đầu tại lò phản ứng (LPƯ) thông lượng cao (High Flux
Reactor – HFR) ở Petten của Hà Lan vào tháng 11/1997 [78].
Trong giai đoạn đầu của tiến trình nghiên cứu phát triển phương pháp
BNCT, các thông tin về liều nơtrôn và gamma được đánh giá trên cơ sở số liệu
trong lĩnh vực vật lý LPƯ. Tuy nhiên, sự phân bố phổ năng lượng nơtrôn và
gamma tại các kênh thực nghiệm BNCT có sự khác biệt đáng kể so với phổ
năng lượng nơtrôn và gamma trong vùng hoạt LPƯ [78]. Do đó, nghiên cứu
chuyên sâu nhằm đánh giá chính xác các đặc trưng về phân bố phổ năng lượng,
liều nơtrôn, liều gamma và liều do bức xạ thứ cấp phát sinh trong phản ứng
BNCT là rất cần thiết. Và hiện nay, vấn đề này vẫn đang được tiếp tục nghiên
cứu tại nhiều cơ sở có LPƯ hạt nhân nghiên cứu nhằm nâng cao tri thức và tiếp
cận ứng dụng phương pháp BNCT một cách hiệu quả nhất.
Các bài toán vật lý quan trọng trong phạm vi phương pháp BNCT cần thiết
được quan tâm nghiên cứu cả về lý thuyết, tính toán mô phỏng và thực nghiệm
có thể kể đến bao gồm: (i) thiết kế kênh nơtrôn phù hợp với các tham số đặc
trưng về phổ năng lượng nơtrôn và photon; (ii) tính toán mô phỏng và thực
nghiệm xác định các đặc trưng phân bố thông lượng nơtrôn, liều hấp thụ nơtrôn
và gamma trong mô hình phantom; (iii) tính toán các thành phần liều từ phản
ứng bắt nơtrôn trong BNCT trên cơ sở thông tin về phổ năng lượng nơtrôn; và
(iv) phát triển các kỹ thuật phân tích bổ trợ để định lượng và kiểm soát hàm
lượng bor trong quá trình xạ trị.
Chùm nơtrôn sử dụng trong BNCT luôn tồn tại các tia gamma tạo ra trong
các vật liệu dẫn dòng nơtrôn cũng như từ vùng hoạt của LPƯ [87]. Thêm vào
đó, trong khối u và mô không chỉ có nguyên tố 10B được tập trung mà còn có các
nguyên tố khác tồn tại như: nitơ, hydro, v.v... Vì vậy, liều hấp thụ trong BNCT
bao gồm có 4 thành phần liều thường được quan tâm, đó là: (i) liều bor; (ii) liều
nơtrôn nhiệt; (iii) liều nơtrôn nhanh; và (iv) liều gamma [20, 31, 41, 77]. Tuy
nhiên, chỉ có 2 thành phần liều đầu tiên có đóng góp chủ yếu và chỉ có thể được
xác định gián tiếp thông qua thông lượng nơtrôn và hàm lượng của các nguyên
tố 10B [67, 77]. Trong đó, thông lượng nơtrôn nhiệt thường được xác định bằng
3


phương pháp kích hoạt đo gamma trễ (Neutron Activation Analysis – NAA) [11,
19, 45, 77], hàm lượng của 10B được xác định bằng phương pháp kích hoạt đo
gamma tức thời (Prompt Gamma Neutron Activation Analysis – PGNAA) [26,
27, 57, 62].
Trong lịch sử, những nguồn nơtrôn tốt nhất có thông lượng cần thiết cho
BNCT được lấy ra từ LPƯ nghiên cứu [17, 23, 58]. Trong đó, LPƯ nghiên cứu
dùng nơtrôn nhiệt thường được sử dụng để tiến hành các thử nghiệm. Nghiên
cứu BNCT đã được tiến hành tại: Lò phản ứng nghiên cứu y học Brookhaven
(Brookhaven Medical Research Reactor – BMRR), Lò phản ứng của Viện công
nghệ Massachusetts (Massachusetts Institute of Technology Reactor – MITR),
Lò phản ứng HFR và một số cơ sở khác [23]. Có hai phương pháp để tạo ra
chùm nơtrôn có thông lượng phù hợp tại vị trí điều trị bên ngoài của một LPƯ
nhiệt [12, 18]. Đó là, (i) phương pháp dịch phổ (shift) bằng cách sắp xếp lại các
vật liệu che chắn [12, 18, 19] hoặc (ii) sử dụng phin lọc, phương pháp này được
sử dụng phổ biến để tạo ra chùm nơtrôn đơn năng không chỉ cho BNCT mà còn
cho nhiều mục đích nghiên cứu khác [4, 19].
Việc cải tiến thiết kế các kênh ngang hoặc cột nhiệt của LPƯ nghiên cứu để
tạo dòng nơtrôn nhiệt cho nghiên cứu BNCT [77] thường được tính toán và mô
phỏng bằng một số chương trình điển hình như: DORT (discrete ordinates), IGUN, MacNCTPLAN, AUTOVOX, SERA, MCNP (Monte Carlo N – Particle),
v.v... Tuy nhiên, MCNP vẫn là chương trình được sử dụng phổ biến nhất vì nó là
một công cụ tính toán mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển nơtrôn, gamma và
giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều [70, 90] được sử dụng trong các lĩnh
vực từ thiết kế LPƯ đến an toàn bức xạ và vật lý y học với các miền năng lượng
của nơtrôn từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng gamma từ 1 keV
đến 10 MeV.
Tại Nhật Bản, năm 1995 Matsumoto đã sử dụng MCNP để thiết kế các
chùm nơtrôn nhiệt và chùm nơtrôn trên nhiệt phục vụ cho BNCT tại LPƯ
TRIGA Mark II với công suất 100 kW [58]. Matsumoto đã sử dụng Graphite
làm chất làm chậm và Bismuth để che chắn gamma trong cột nhiệt, kết quả đạt
4


được với thông lượng nơtrôn nhiệt và tỷ số suất liều gamma trên thông lượng
nơtrôn nhiệt tương ứng là 1,5×109 n.cm-2.s-1 và 1,7×10-13 Gy.cm2.n-1.
Tại Hàn Quốc, năm 1998 Byung-Jin và cộng sự đã sử dụng MCNP để thiết
kế chùm nơtrôn nhiệt trên kênh ngang của LPƯ HANARO công suất 30 MW,
với phin lọc Si và Bi. Thông lượng nơtrôn nhiệt và tỷ số suất liều gamma trên
thông lượng nơtrôn nhiệt tại vị trí chiếu mẫu tương ứng là 2,6×109 n.cm-2.s-1 và
1,2×10-13 Gy.cm2.n-1 [27].
Ở Việt Nam, LPƯ Đà Lạt đã được khôi phục, nâng cấp và đạt tới hạn lần
đầu vào lúc 19:50 ngày 01/11/1983, đưa vào hoạt động chính thức với công suất
danh định 500 kW vào ngày 20/3/1984. LPƯ Đà Lạt có 4 kênh ngang dẫn dòng
nơtrôn, trong đó có 3 kênh xuyên tâm và 1 kênh tiếp tuyến. Cho đến nay đã có 3
kênh được đưa vào sử dụng là kênh tiếp tuyến số 3, các kênh xuyên tâm số 2 và
số 4. Các dòng nơtrôn phin lọc từ kênh ngang số 3 và số 4 đã được đưa vào sử
dụng từ những năm 1990 phục vụ các nghiên cứu cơ bản và ứng dụng. Từ năm
2011, kênh số 2 LPƯ Đà Lạt (CN2DR) được đưa vào sử dụng với một số dòng
nơtrôn có chất lượng tốt như: dòng nơtrôn thuần nhiệt và dòng nơtrôn đơn năng
trên nhiệt 2 keV, đã được tạo ra bằng kỹ thuật phin lọc với thông lượng khoảng
1,5×106 n.cm-2.s-1 [34, 88]. Các dòng nơtrôn từ 3 kênh ngang này được sử dụng
chủ yếu cho nghiên cứu về số liệu hạt nhân, cấu trúc hạt nhân, v.v..
Mặc dù trên thế giới, phương pháp BNCT đã được áp dụng từ thập niên 60
của thế kỷ 20 cho nghiên cứu lâm sàng hoặc tiền lâm sàng tại nhiều quốc gia
như: Nhật Bản, Mỹ, Hàn Quốc, Iran, Italia, Cộng hòa Séc, Phần Lan, Hà Lan,
v.v... Trong khi đó, cho đến nay, Việt Nam vẫn chưa có hệ thiết bị BNCT để
nghiên cứu bởi một số vấn đề còn khó khăn như: kinh phí, nguồn nhân lực và
chưa có những nghiên cứu liên quan cũng như những nghiên cứu chuyên sâu về
tính toán liều từ phản ứng nơtrôn-bor xảy ra trong BNCT.
Từ những phân tích ở trên, việc nghiên cứu đánh giá các thành phần liều
phục vụ nghiên cứu BNCT trên kênh ngang của LPƯ Đà Lạt là vấn đề được đặt
ra để thực hiện trong luận án này.
5


Mục tiêu nghiên cứu
Mục tiêu chính của luận án là mô phỏng thiết kế tối ưu dòng nơtrôn nhiệt
tại lối ra của CN2DR phục vụ nghiên cứu BNCT bằng chương trình MCNP5;
mô phỏng, tính toán và đo thực nghiệm các tham số đặc trưng về phân bố thông
lượng nơtrôn nhiệt và các thành phần liều bức xạ trong mô hình phantom nước;
xây dựng phương pháp phân tích hàm lượng bor trong mẫu nước để áp dụng
trong thực nghiệm về BNCT và các ứng dụng liên quan khác.
Để đạt được mục tiêu đề ra, các nội dung của luận án cần được thực hiện
bao gồm: (i) nghiên cứu, tính toán liều hấp thụ của phản ứng

10

B(n, α) 7 Li trong

BNCT; (ii) mô phỏng sự phân bố liều hấp thụ của BNCT trong phantom nước
tại CN2DR sử dụng chương trình MCNP5; (iii) xác định sự phân bố liều hấp thụ
trong BNCT với mô hình phantom nước sử dụng CN2DR; và (iv) đề xuất thiết
kế cấu hình tối ưu cho hệ BNCT tại CN2DR với dòng nơtrôn tại lối vào
phantom có các thông số về thông lượng nơtrôn nhiệt > 1×108 n.cm-2.s-1 và tỷ số
suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt < 3×10-13 Gy.cm2.n-1.

Ý nghĩa khoa học và thực tiễn
Các kết quả nghiên cứu của luận án có ý nghĩa khoa học là lần đầu tiên
tiếp cận và nghiên cứu vật lý về phương pháp BNCT ở Việt Nam sử dụng kênh
nơtrôn của LPƯ Đà Lạt, cung cấp thông tin mới về thiết kế cải tiến nâng cao
thông lượng nơtrôn tại vị trí chiếu mẫu, các kết quả mô phỏng và thực nghiệm
về phân bố thông lượng nơtrôn và các thành phần liều trong phantom, góp phần
có ý nghĩa vào nghiên cứu phát triển tri thức và là tiền đề cho việc ứng dụng
BNCT ở Việt Nam trong tương lai.
Ý nghĩa thực tiễn của luận án là kết quả nghiên cứu cải tiến thiết kế chùm
nơtrôn đã chứng minh có khả năng tăng thông lượng nơtrôn tại vị trí thực
nghiệm của kênh số 2 lên 12 lần, qua đó góp phần để tăng cường khai thác hiệu
quả các kênh ngang của LPƯ Đà Lạt. Ngoài ra, kết quả của luận án cũng đã góp
phần quan trọng vào việc nâng cao năng lực nghiên cứu mô phỏng và đo đạc
thực nghiệm trong lĩnh vực vật lý nơtrôn và các ứng dụng liên quan trên các
6


chùm nơtrôn từ LPƯ. Kết quả của luận án cũng có ý nghĩa thực tiễn khi phục vụ
cho công tác đào tạo và phát triển nguồn nhân lực hạt nhân.

Cấu trúc của luận án
Cấu trúc của luận án gồm 3 chương. Chương 1 trình bày tổng quan về
phương pháp tính liều hấp thụ trong BNCT, bao gồm: nguyên lý của BNCT, các
thành phần liều sinh ra trong BNCT, hệ số KERMA nơtrôn cho các nguyên tố
trong mô, phương pháp kích hoạt sử dụng phương pháp đo gamma trễ để xác
định thông lượng nơtrôn nhiệt, và phantom dùng cho BNCT. Chương 2 trình
bày phần mô phỏng sự phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom nước sử
dụng chương trình MCNP5; thực nghiệm tại CN2DR, bao gồm: thiết kế
phantom nước, thiết lập hệ đo, xác định sự phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt
trong phantom nước, xây dựng đường chuNn hàm lượng bor trong mẫu dung
dịch, đo suất liều gamma trong phantom nước bằng liều kế nhiệt phát quang
(ThermoLuminescence Dosimeter – TLD), đánh giá và thảo luận về số liệu giữa
thực nghiệm và mô phỏng. Chương 3 trình bày kết quả mô phỏng thiết kế một
số cấu hình mới đối với dòng nơtrôn, từ đó đề xuất cấu hình tối ưu phục vụ cho
BNCT tại CN2DR.

7


Chương 1: TỔNG QUAN
1.1. Nguyên lý của BNCT
BNCT dựa trên cơ sở của phản ứng phân hạch hạt nhân xảy ra khi một hạt
nhân bền

10

B được chiếu xạ với các nơtrôn nhiệt có năng lượng thấp khoảng

0,025 eV [17-20, 25, 36, 48]. Phản ứng hạt nhân này tạo ra hạt nhân 4He và hạt
nhân giật lùi 7Li (Hình 1.1) [13].

Hình 1.1. Minh họa phản ứng bắt nơtrôn nhiệt bởi bor
Như được minh họa trong Hình 1.1 cho thấy rằng, trong 94% của phân rã
từ phản ứng
4

10

B(n, α) 7 Li , tổng năng lượng khoảng 2,3 MeV của hai hạt nhân

He và 7Li bị hấp thụ trong khoảng kích thước của một tế bào (khoảng

10µm) [17, 37, 48, 67]. Năm 1951, phương pháp BNCT được đề nghị như một
khả năng để điều trị u não. Bởi vì BNCT có thể gây thiệt hại một cách chọn lọc
các tế bào ung thư mà các phương pháp điều trị khác khó thực hiện được [87]
(nhờ vào một số hợp chất có khả năng tập trung

10

B đến khối u não, sẽ được

trình bày trong Mục 1.2). Hình 1.2 minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm
nơtrôn nhiệt để chữa trị u não.
8


Tài liệu bạn tìm kiếm đã sẵn sàng tải về

Tải bản đầy đủ ngay

×