Luận văn Định liều neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24na trong máu người

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH ******* TRẦN THỊ HUYỀN TRÂM ĐỊNH LIỀU NEUTRON NHIỆT BẰNG PHƯƠNG PHÁP ĐO 24Na TRONG MÁU NGƯỜI LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ NGƯỜI HƯỚNG DẪN: TS. NGUYỄN VĂN HÙNG TP. HỒ CHÍ MINH - 2010 LỜI CẢM ƠN Tác giả xin được bày tỏ lòng biết ơn đối với các thầy cô và các bạn đồng nghiệp, những người đã giúp đỡ, tạo mọi điều kiện tốt nhất để tác giả nghiên cứu và hoàn thành luận văn này. Đặc biệt là Tiến sỹ Nguyễn Văn Hùng - Giám đốc Trung tâm đào tạo - bằng những kinh nghiệm và tâm huyết nhiều năm trong ngành, thầy đã trực tiếp hướng dẫn cho tác giả viết đề tài, truyền đạt những kinh nghiệm quý báu trong công tác nghiên cứu khoa học nói chung và Vật lí hạt nhân nói riêng. Bên cạnh đó, tác giả xin được cám ơn các thầy Ths. Cao Đông Vũ, Ths. Phạm Hùng Thái, cô Nguyễn Thị Sỹ và các bạn bè đồng nghiệp đã tạo mọi điều kiện để tác giả làm quen với thực nghiệm, nắm được quy tắc tiến hành thực nghiệm, chuẩn bị đầy đủ các loại mẫu để chiếu kích hoạt, tiến hành thực nghiệm đo và xử lý phổ gamma. Tác giả rất mong các thầy cô và các bạn bè đồng nghiệp tiếp tục đóng góp ý kiến bổ sung để luận văn ngày càng được hoàn thiện và có ý nghĩa thiết thực trong cuộc sống. Cộng hòa xã hội chủ nghĩa Việt Nam Độc lập – Tự do – Hạnh phúc LỜI CAM ĐOAN Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của tôi và thầy hướng dẫn. Các số liệu, kết quả nêu trong luận văn là trung thực và chưa được ai công bố trong bất kỳ công trình nghiên cứu nào khác. Tác giả Trần Thị Huyền Trâm DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT Kí hiệu Tiếng Anh Tiếng Việt ADC Analog – to – digital converter Bộ biến đổi tín hiệu số DGNAA Delay Gamma Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron gamma trễ FWHM Full width at half maximum Độ rộng nửa chiều cao INAA Instrumental Neutron Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron dụng cụ MCA Multi Channel Analyzer Máy phân tích đa kênh NAA Neutron Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron PGNAA Prompt Gamma Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron gamma tức thời RNAA Radiochemical Neutron Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron hóa phóng xạ SCA Singer Channel Analyzer Máy phân tích đơn kênh MỞ ĐẦU 1. Lý do chọn đề tài Hiện nay, ngày càng có nhiều nước, nhiều tổ chức quốc tế quan tâm đến công tác an toàn bức xạ. Bởi lẽ, công tác an toàn bức xạ là một yếu tố quan trọng đảm bảo sự phát triển bền vững của việc ứng dụng năng lượng nguyên tử và kỹ thuật hạt nhân phục vụ đời sống con người. Nhiệm vụ cơ bản của công tác an toàn bức xạ là đảm bảo sức khỏe cho người sử dụng, người được sử dụng cũng như đảm bảo sự trong sạch của môi trường về mặt phóng xạ. Một trong những nguồn bức xạ mà con người đã và đang sử dụng trong lĩnh vực nghiên cứu khoa học, đời sống kinh tế - xã hội là các nguồn bức xạ neutron. Ở nước ta, các nguồn bức xạ neutron được sử dụng khá rộng rãi trong nền kinh tế quốc dân. Ví như: Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt - phục vụ cho các nghiên cứu về lò phản ứng, sản xuất đồng vị phóng xạ, phân tích định lượng nguyên tố bằng kỹ thuật kích hoạt neutron (NAA: Neutron Activation Analysis) ; nghiên cứu vật liệu, chiếu xạ sinh học, v.v...; các máy phát neutron ở Hà Nội - phục vụ cho phân tích kích hoạt các mẫu; các nguồn neutron đồng vị - phục vụ trong nghiên cứu dầu khí, địa chất, v.v... Vì vậy, vấn đề đặt ra là phải đảm bảo an toàn khi sử dụng các nguồn bức xạ này, nhất là trong trường hợp xảy ra tai nạn (bị chiếu xạ với liều cao) khi chúng ta không được trang bị liều kế cá nhân neutron thì việc xác định liều neutron cho các đối tượng bị chiếu xạ là rất cần thiết để có các biện pháp điều trị và xử lý tiếp theo. Do đó, đề tài được mở ra nhằm giải quyết một số vấn đề liên quan đến kỹ thuật định liều neutron nhiệt phục vụ công tác theo dõi liều cá nhân bằng kỹ thuật xác định 24Na có trong máu người khi bị chiếu xạ bởi nguồn neutron nhiệt. 2. Mục đích nghiên cứu của đề tài: Thiết lập qui trình kỹ thuật định liều đối với neutron nhiệt bằng phương pháp xác định 24Na trong máu người. 3. Đối tượng nghiên cứu: Máu người. 4. Giả thuyết khoa học - ý nghĩa khoa học thực tiễn của đề tài nghiên cứu Natri có mặt trong tất cả các mô của cơ thể người. Hàm lượng trung bình của Natri trong mô mềm là 1,57 mg/cm3 [35, p.182], trong máu 1,9 mg/cm3 [28, p.74]. Chu kỳ bán rã của Natri khoảng 15 giờ [42]. Hàm lượng Natri tổng cộng trong cơ thể người là từ 75 – 105 g. Đối với người chuẩn ICRP (nặng 70kg) thì hàm lượng Natri là 100g (tức là 1,4g/kg) [28, p.73]. Do đó, việc sử dụng thành phần Natri trong máu người là tin cậy nhất đối với việc định liều cá nhân đối với neutron nhiệt. Khi bị tai nạn do neutron nhiệt tương tác, Natri bền (23Na) bị kích hoạt bởi neutron nhiệt sẽ tạo thành Natri phóng xạ (24Na), phát ra tia gamma (do tiết diện kích hoạt của Natri đối với neutron nhiệt rất cao). Do đó, nếu đo hoạt độ riêng của Natri phóng xạ chính xác thì có thể đưa ra thông tin giá trị để đánh giá liều. Có thể đo hoạt độ của 24Na theo hoạt độ beta hoặc gamma. Hiện nay, trên thế giới người ta thường sử dụng hai phương pháp khác nhau để đo 24Na trong cơ thể người [28, p. 59]: - Phương pháp trực tiếp: Đo liều neutron với việc đánh giá Natri phóng xạ trong toàn cơ thể bằng thiết bị đo toàn thân có che chắn để xác định liều neutron nhiệt thông qua bức xạ gamma phát ra do thành phần Natri trong cơ thể người bị kích hoạt, nhưng thiết bị loại này khá đắt tiền và số đối tượng đo không được nhiều. Ngoài ra, dùng máy đo hoạt độ beta-gamma và đo ở phía bụng gần rốn đối tượng. Do vậy phải sử dụng phantom chuẩn (với dung dịch chuẩn 24Na) để chuẩn thô. Mặc dầu, phương pháp này có thể sử dụng dã ngoại nhưng kết quả không chính xác lắm. - Phương pháp gián tiếp: Đo liều neutron với việc đo hoạt độ của Natri phóng xạ từ các mẫu máu đã thu góp của đối tượng bị chiếu xạ. Từ đó đánh giá được liều thông qua hoạt độ phóng xạ riêng của 24Na đo được. Nghiên cứu định liều đối với neutron nhiệt có ý nghĩa khoa học và thực tiễn to lớn nhằm xác định liều trong trường hợp nhân viên bức xạ hay dân chúng bị chiếu xạ với neutron (nhưng không được trang bị liều kế neutron cá nhân). Hiện nay, nước ta vẫn chưa có nơi nào sử dụng liều kế neutron cá nhân. Vì vậy, dựa trên các thiết bị sẵn có (phổ kế gamma, nguồn neutron) việc nghiên cứu để xây dựng một quy trình về định liều neutron nhiệt khi xảy ra tai nạn/sự cố cho đối tượng người Việt Nam trong quá trình sử dụng nguồn neutron là rất quan trọng và cần thiết. 5. Phạm vi nghiên cứu Đánh giá liều đối với neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24Na trong máu người. 6. Nhiệm vụ nghiên cứu - Thu góp và chuẩn bị các mẫu máu người. - Chiếu kích hoạt neutron đối với mẫu máu trên Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. - Đo phổ gamma của Natri phóng xạ (24Na), xác định hàm lượng Natri bền (23Na) trong máu người (và một số nguyên tố khác). - Xác định đường đặc trưng liều – hoạt độ phóng xạ riêng của Natri. - Thiết lập quy trình định liều neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24Na trong máu người. 7. Phương pháp nghiên cứu: Thực nghiệm. 8. Bố cục luận văn: Nội dung chính của luận văn bao gồm: ●Mở đầu ●Chương 1: Tổng quan lý thuyết ●Chương 2: Thiết bị và dụng cụ thí nghiệm ●Chương 3: Thực nghiệm ●Kết luận Chương 1: TỔNG QUAN LÝ THUYẾT Hoạt độ riêng của Natri phóng xạ có thể tính được khi biết hàm lượng Natri bền trong máu (mối liên hệ giữa hoạt độ riêng của Natri phóng xạ và hàm lượng Natri bền trong máu được trình bày sau).Việc xác định hàm lượng Natri trong máu người có thể được thực hiện bằng các phương pháp: phát xạ ngọn lửa; hấp thụ nguyên tử hoặc phân tích kích hoạt neuron. Trong luận văn này đã sử dụng phương pháp phân tích kích hoạt neutron dụng cụ (INAA: Instrumental Neutron Activation Analysis) - một kỹ thuật của phương pháp NAA. Cụ thể phương pháp này được trình bày dưới đây: 1.1 Phương pháp NAA 1.1.1 Nguyên lý của phương pháp NAA [1], [4], [16], [18], [22], [36] Cơ sở của phương pháp là phản ứng của neutron với hạt nhân nguyên tử. Khi một neutron tương tác với hạt nhân bia qua quá trình tán xạ không đàn hồi, một hạt nhân hợp phần ở trạng thái kích thích được tạo ra (năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần chính là năng lượng liên kết của neutron với hạt nhân). Quá trình bắt neutron và phát các tia gamma của hạt nhân bia được minh họa như Hình 1.1 [22]: Hình 1.1: Quá trình bắt giữ neutron của hạt nhân bia kèm theo phát xạ tia gamma. Hạt nhân X trở thành hạt nhân hợp phần là hạt nhân phóng xạ với cùng số nguyên tử Z nhưng có khối lượng nguyên tử A tăng lên một đơn vị so với X:   XXnX 1A Z *1A Z 1 0 A Z (1.1) Hầu hết các hạt nhân hợp phần có thể khử kích thích bằng cách phát ra một hoặc vài tia gamma tức thời đặc trưng để trở về trạng thái bền vững hơn. Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân bằng mới này lại tạo ra một hạt nhân phóng xạ phân rã bằng cách phát ra một hoặc nhiều tia gamma trễ đặc trưng, nhưng ở một tốc độ chậm hơn nhiều so với quá trình phát tia gamma tức thời tùy theo chu kỳ bán rã xác định, thông qua quá trình phân rã. Đồng vị phóng xạ tạo thành sau phản ứng có các đặc trưng như: Chu kỳ bán hủy, hoạt độ, cường độ bức xạ, năng lượng bức xạ phát ra, v.v… Vì Neutron tới Hạt nhân bia Tia gamma tức thời Hạt beta Hạt nhân hợp phần Hạt nhân sản phẩm Hạt nhân phóng xạ Tia gamma trễ các tia gamma phát ra trong quá trình phân rã có năng lượng đặc trưng cho từng hạt nhân nên trên cơ sở đo năng lượng của các tia gamma và chu kỳ bán rã của các đồng vị phóng xạ nói trên có thể nhận diện được những nguyên tố đã tham gia phản ứng. Hàm lượng của các nguyên tố đó được xác định dựa vào cường độ của các tia gamma. Để tiến hành NAA cần có nguồn neutron; thiết bị đo, phân tích phổ gamma; người phân tích phải có kiến thức cơ bản về phản ứng hạt nhân của neutron tương tác với hạt nhân bia trong mẫu, quá trình phân rã của các hạt nhân tạo thành sau phản ứng. Độ nhạy của NAA phụ thuộc vào các thông số chiếu (thông lượng neutron, thời gian chiếu và thời gian rã), các điều kiện đo (thời gian đo, hiệu suất detector), các thông số hạt nhân của nguyên tố được đo (độ phổ biến đồng vị, tiết diện bắt neutron, chu kỳ bán hủy, và hiệu suất phát tia gamma). Lợi thế khi lựa chọn phương pháp NAA đó là: NAA có độ nhạy khá cao ở bậc phần triệu (ppm), thậm chí dưới phần tỉ (ppb); đây là phương pháp vừa định tính, vừa định lượng và có thể phân tích đa nguyên tố. Hơn nữa, NAA đóng vai trò đánh giá các phương pháp phân tích khác để phê chuẩn (certification) và các vật liệu tham khảo chuẩn (SRM). 1.1.2 Phân loại NAA [16], [4] Có thể phân loại NAA theo hai cách sau: - Cách 1: Nếu dựa theo thời gian thì có 2 loại, thứ nhất là phân tích kích hoạt neutron gamma tức thời (PGNAA), thứ hai là phân tích kích hoạt neutron gamma trễ (DGNAA). Trong phương pháp PGNAA các phép đo được thực hiện ngay trong khi chiếu. Còn trong phương pháp DGNAA các phép đo được thực hiện sau quá trình phân rã phóng xạ. - Cách 2: Nếu dựa theo công cụ thì có 2 loại là INAA và phân tích kích hoạt neutron hóa phóng xạ (RNAA: Radiochemical Neutron Activation Analysis).  Trong phương pháp INAA: Mẫu phân tích không sử dụng bất kỳ biện pháp hóa học nào như tách, làm giàu nguyên tố trước hay sau khi chiếu xạ; mẫu phân tích được kích hoạt và sau đó được ghi nhận trên một phổ kế gamma sau thời gian phân rã thích hợp. Kỹ thuật INAA được áp dụng thuận lợi khi nguyên tố cần phân tích có một số đặc điểm sau:  Có tiết diện bắt neutron lớn,  Có cấp hàm lượng không quá thấp trên mức ppm có thể đáp ứng cho phương pháp,  Không hoặc ít bị nhiễu bởi những đồng vị khác có trong mẫu, v.v… Kỹ thuật INAA được thực hiện như sau: Chọn nguồn neutron chiếu xạ để ưu tiên cho loại phản ứng hạt nhân nào được xảy ra. Chuẩn bị mẫu nghiên cứu và mẫu chuẩn (sấy, cân, đóng gói), chiếu kích hoạt neutron (tùy theo nguyên tố quan tâm mà lựa chọn thời gian chiếu, rã, đo thích hợp). Đo hoạt độ phóng xạ của đồng vị quan tâm, sau đó xử lý số liệu và tính toán kết quả. Kỹ thuật INAA có ưu điểm là tương đối đơn giản, phân tích mẫu nhanh và không phá mẫu. Tuy nhiên, nếu mẫu được chiếu với một cường độ lớn thì vẫn có thể có những ảnh hưởng về mặt hóa học đối với mẫu nhưng chỉ là rất nhỏ, và thành phần nguyên tố của mẫu vẫn không bị thay đổi. Kỹ thuật này cũng chỉ có thể áp dụng được với một số không nhiều các nguyên tố và đối tượng mẫu phân tích cũng không lớn do vẫn còn nhiều vấn đề mà INAA chưa giải quyết được.  Trong phương pháp RNAA: Khi hàm lượng nguyên tố của đồng vị đang quan tâm có trong mẫu quá nhỏ, hay đồng vị đang quan tâm bị các đồng vị khác gây nhiễu thì quá trình RNAA được tiến hành để tách đồng vị cần đo ra khỏi các đồng vị phóng xạ khác. Đây là kỹ thuật phân tích kích hoạt có kết hợp với xử lý hóa như phá hủy mẫu, tách, làm giàu nguyên tố trước hoặc sau khi chiếu xạ neutron. Trong kỹ thuật này, có thể tách trước hoặc tách sau. Tách trước hay tách sau đều có ưu, nhược điểm riêng. Nếu mẫu được tách trước thì người làm phân tích không chịu liều phóng xạ không cần thiết và mẫu có thể được chuẩn bị trong một thời gian dài trước đó. Tuy nhiên, khả năng gây bẩn từ các loại hóa chất dẫn đến có sự đóng góp thêm một lượng nguyên tố quan tâm làm cho phương pháp mắc thêm sai số. Nếu mẫu được tách sau thì trong quá trình xử lý, có thể loại bỏ được những đồng vị gây nhiễu một cách dễ dàng mà không bị nhiễm bẩn, dẫn đến ít bị sai số khi xác định hiệu suất tách. Tuy nhiên, khi xử lý hóa mẫu, do tiếp xúc trực tiếp với nguồn bức xạ hở nên người phân tích có khả năng bị liều chiếu trong. Ngoài ra, người phân tích còn phải chịu một liều bức xạ chiếu ngoài nhất định. Phương pháp RNAA cho độ nhạy cao hơn phương pháp INAA nhưng quy trình phân tích phức tạp; tốn nhiều hóa chất, thời gian; và khó thực hiện đối với các đồng vị phóng xạ có chu kỳ bán rã ngắn. 1.1.3 Các loại neutron dùng để kích hoạt [14], 15] Có thể sử dụng nguồn neutron đồng vị (α, Be), nguồn phân hạch 252Cf, máy phát neutron 14 MeV và lò phản ứng hạt nhân để sử dụng vào mục đích NAA. Trong đó, nguồn neutron từ lò phản ứng có thông lượng lớn hơn nhiều bậc so với các nguồn neutron còn lại. Vì vậy, độ nhạy phân tích trên lò sẽ cao hơn, đặc biệt có khả năng phân tích nhiều nguyên tố có hàm lượng nhỏ. Các neutron từ lò phản ứng được tạo thành từ phản ứng phân hạch, ban đầu là các neutron nhanh, sau đó do va chạm với vật liệu xung quanh các neutron nhanh mất dần năng lượng và cuối cùng bị nhiệt hóa. Nói chung, trong lò phản ứng các loại neutron có thể chia làm 3 loại gồm neutron nhanh, neutron nhiệt và neutron trên nhiệt có năng lượng cỡ từ 0 đến 20MeV. Trong khoảng năng lượng này tính chất tương tác của neutron với vật chất khác nhau trong miền năng lượng khác nhau. 1.1.3.1 Đặc điểm của neutron nhiệt: Các neutron nhiệt có năng lượng cỡ dưới 0,5eV. Ở nhiệt độ phòng, phổ năng lượng của neutron nhiệt được mô tả tốt nhất bởi phân bố Maxwell- Boltzman với năng lượng trung bình 0,025eV, trong vùng này tiết diện bắt neutron của các nguyên tố tương đối lớn. Phản ứng hạt nhân đối với neutron nhiệt chủ yếu xảy ra là (n,). Do đó, khi nguồn neutron nhiệt càng tốt thì sẽ hạn chế được nhiều sai số sinh ra từ các phản ứng gây nhiễu như (n,p) hay (n,). Ví dụ:   Na,nNa 24 11 0 1 23 11  1.1.3.2 Đặc điểm của neutron trên nhiệt hay còn gọi là neutron trung gian, neutron cộng hưởng: Là neutron có năng lượng trong khoảng 0,5eV – 100keV, phản ứng hạt nhân xảy ra khi dùng loại neutron này có dạng (n,), dùng nguồn neutron này để phân tích các nguyên tố có tiết diện bắt neutron lớn như Au, Zn, Co, v.v... 1.1.3.3 Đặc điểm của neutron nhanh: Là các neutron sinh ra ngay sau khi phản ứng phân hạch có năng lượng lên đến 20MeV, mô tả bởi phân bố Watt. Phản ứng hạt nhân xảy ra khi dùng neutron nhanh có dạng (n,2n), (n,p), hay (n,). Tiết diện tương tác của neutron nhanh với hạt nhân thường khá thấp. Mặc dù vậy, khi phân tích những nguyên tố có số prôton (Z) nhỏ hơn 20, thông thường nguồn neutron nhanh được dùng để chiếu. Các neutron nhanh trong lò phản ứng sau quá trình làm chậm chuyển về neutron trên nhiệt và neutron nhiệt. Tuy nhiên, quá trình phân hạch vẫn tiếp diễn nên vẫn tồn tại một số neutron nhanh đồng thời với hai loại kia. 1.1.4 Phương trình phân tích kích hoạt và tiết diện kích hoạt [1] 1.1.4.1 Kích hoạt trực tiếp:    2,n 1AA XX (1.2) Nhân phóng xạ được đo XA+1 được tạo thành trực tiếp bởi phản ứng ( ,n ). Khi đó, mối tương quan giữa khối lượng nguyên tố được chiếu m(g) có trong mẫu phân tích và các đại lượng như thời gian chiếu xạ, thông lượng neutron, thời gian đo mẫu, v.v... một cách đầy đủ có thể viết như sau: Neutron nhiệt Neutron trên nhiệt Neutron nhanh Hình 1.2: Hình phân bố phổ neutron trong lò phản ứng [16]. Trong trường hợp chiếu trần: )(IGG 1 e).e1).(e1.(...N .M. t N )g(m 0ee0thth ttt pA A c p 231      (1.3) Trong trường hợp chiếu bọc Cadmi: )(IFG 1 D.C.S....N .M. t N )g(m 0ecdepA A c p Cd     (1.4) Trong đó: m (g): Khối lượng nguyên tố được chiếu; pN (counts): Diện tích đỉnh gamma; MA (g.mol 1 ): Khối lượng nguyên tử; NA: số Avogadro, 23 A 10023,6N  ; Φth,Φe (hạt/cm 2.s): Thông lượng neutron nhiệt, neutron trên nhiệt;  (%): Độ phổ biến đồng vị bền của của nguyên tố cần xác định;  (%) : Hiệu suất phát gamma tại năng lượng quan tâm; εp(%) : Hiệu suất ghi đỉnh của detector;  : Hằng số phân rã phóng xạ của đồng vị con, T 2ln  , T – chu kỳ bán rã của đồng vị con;  1te1S  :Hệ số bão hòa, khi t1 = 10T thì có thể bỏ giá trị ( 1 te  );  3te1C  : Thừa số hiệu chỉnh thời gian đo mẫu; 2teD  : Thừa số hiệu chỉnh thời gian để nguội; t1 ; t2; t3 (s): Thời gian chiếu, thời gian để nguội và thời gian đo mẫu; Gth & Ge: Các hệ số hiệu chính tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt; 0 (barn/nguyên tử): Tiết diện bắt neutron của hạt nhân đang quan tâm, (1barn =10-24 cm2); 0I : tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên nhiệt trong trường hợp lý tưởng 1/E ( 0 ),           eV1 E dEE I CdE 10 (1.5) Từ phương trình kích hoạt nêu trên ta nhận thấy, để làm tăng độ nhạy của phương pháp thì phải xem xét đến các yếu tố sau:  Loại mẫu đang nghiên cứu và đồng vị đang quan tâm,  Thông lượng neutron phải đủ lớn,  Thời gian chiếu mẫu dài, Độ phổ biến của đồng vị lớn,v.v… 1.1.4.2 Kích hoạt nhánh và phân rã mẹ con: Khi kích hoạt nhánh xảy ra, sẽ hình thành trạng thái giả bền (ký hiệu chỉ số trên m) và trạng thái bền (ký hiệu chỉ số trên g). Trong trường hợp này, nhân phóng xạ quan tâm là nhân con hoặc cháu của nhân được hình thành trực tiếp theo sơ đồ ở Hình 1.3: Hình 1.3: Sơ đồ kích hoạt nhánh và phân rã mẹ con [1]. Ví dụ : 1.1.4. 3 Hiệu ứng đốt cháy: Là sự biến mất đáng kể do phản ứng  ,n của nhân bia hoặc nhân hình thành. Trong thực tế hiệu ứng này xảy ra có xác suất tương đối nhỏ nên có thể bỏ qua. 1.1.5 Các phương pháp xác định hàm lượng nguyên tố trong NAA [1], [4] Có 4 phương pháp xác định hàm lượng trong NAA là: tuyệt đối, tương đối, chuẩn đơn và k- zero. 1.1.5.1 Phương pháp tuyệt đối: Phương pháp tuyệt đối có thể được áp dụng khi không có mẫu chuẩn. Cách tính toán khối lượng nguyên tố dựa vào phương trình kích hoạt neutron. Phương pháp này đòi hỏi phải đo cường độ phóng xạ tuyệt đối và phải sử dụng một loạt số liệu hạt nhân và số liệu thực nghiệm (  ,,,M 0 ). Vì vậy, kết quả phân tích sẽ bị ảnh hưởng từ nhiều nguồn sai số. 1.1.5.2 Phương pháp tương đối: Trong phương pháp này, mẫu phân tích và mẫu chuẩn (đã biết hàm lượng của nguyên tố cần phân tích) được chiếu trong điều kiện hoàn toàn giống nhau: Được chiếu với thông lượng neutron, thời gian chiếu như nhau và cuối cùng là ghi đo bức xạ trong những điều kiện về thời gian và khoảng cách như nhau. Lưu ý: Mẫu cần phân tích và mẫu chuẩn phải được hiệu chính hiệu ứng tự che chắn neutron trong khi chiếu và hiệu ứng suy giảm gamma trong mẫu khi đo. Đồng thời, cấu (n,) 77mGe 76Ge 50% (n,) 77Ge 77As 77Se hình đo của mẫu cần phân tích và mẫu chuẩn cũng phải đồng nhất. Tỉ số diện tích của đỉnh tương ứng với nguyên tố quan tâm trong hai phổ được đo dùng để tính hàm lượng. Trong quy trình này, vì mẫu phân tích và mẫu chuẩn được chuẩn bị, chiếu và ghi đo trong những điều kiện hoàn toàn như nhau nên tất cả các số liệu hạt nhân ngoại trừ chu kỳ bán hủy của nhân phóng xạ quan tâm đều được lược bỏ, do đó nhiều sai số không còn ảnh hưởng. Công thức tính hàm lượng bằng phương pháp tương đối như sau: c x X C cx S S m m CC  (1.6) Trong đó: Cx, Cc: hàm lượng của nguyên tố có trong mẫu phân tích và mẫu chuẩn (tùy theo đơn vị của mẫu chuẩn); mx, mc (g): Khối lượng mẫu phân tích và mẫu chuẩn; SX, SC: diện tích đỉnh (số đếm) của mẫu phân tích và mẫu chuẩn tại cùng một năng lượng. Khi những đồng vị có thời gian rã (T1/2) nhỏ và trong quá trình làm nguội mẫu hay tách hóa phóng xạ, làm cho thời điểm đo các mẫu là khác nhau, dẫn đến cường độ phóng xạ tại các nhân quan tâm bị giảm đi so với các mẫu đo trước. Vì vậy cần hiệu chỉnh lại diện tích theo định luật phân rã phóng xạ. Việc hiệu chỉnh theo (1.7): 2/1 693,0 T tt o đs eSS    (1.7) Với: So là diện tích (số đếm) của mẫu đã được hiệu chỉnh thời gian; S là diện tích của mẫu tại thời điểm đo (ts); Hiệu số ts – tđ là khoảng thời gian tính từ lúc đo mẫu ở thời điểm đầu (tđ) và lúc đo mẫu ở thời điểm sau (ts). Do cách tính toán đơn giản và ít gây sai số hơn các phương pháp định lượng trong phân tích kích hoạt khác nên phương pháp này thường được áp dụng nhiều. Tuy nhiên, phương pháp này không phù hợp cho phân tích đa nguyên tố vì: Không phải dễ dàng để tìm ra mọi loại mẫu chuẩn (để chiếu kèm với mẫu phân tích) cho một dải rộng lớn các đối tượng mẫu phân tích, có dải hàm lượng tương ứng với mẫu phân tích và sự phân bố đồng đều của các nguyên tố có trong mẫu. Sai số phân tích trong phương pháp này chủ yếu chỉ phụ thuộc vào sai số thống kê. Tuy nhiên có thể giảm hay khống chế được loại sai số này. 1.1.5.3 Phương pháp chuẩn đơn: Phương pháp chuẩn đơn được xây dựng làm cho phân tích đa nguyên tố với NAA trở nên khả thi. Nguyên lý của phương pháp là sử dụng một nguyên tố thích hợp làm chuẩn cho nhiều nguyên tố. Phương pháp này dựa trên việc gộp các thông số hạt nhân, điều kiện chiếu và đo vào một hệ số k như sau:     *p p * e * e * th 0e0th * 0 ** 0 * . QGfG QGfG . M M k        (1.8) Với f là tỉ số thông lượng neutron nhiệt trên thông lượng neutron trên nhiệt. (ký hiệu *: nếu một monitor thông lượng). Hệ số k được xác định bằng thực nghiệm dựa vào kết quả kích hoạt mẫu đã biết hàm lượng của các nguyên tố cần quan tâm và sau đó lập thành bảng. Vì vậy, khi phân tích, người ta chỉ cần chiếu kèm với mẫu một nguyên tố chuẩn đã chọn và dùng các hệ số k để tính ra hàm lượng nguyên tố quan tâm theo công thức (1.9): k 1 . A SDCm t N * sp c p  (1.9) Với ρ là hàm lượng nguyên tố quan tâm, SDCm t N A c p sp  là tốc độ đếm riêng (s-1g-1) Vì hệ số k phụ thuộc vào các thông số của thiết bị chiếu và hệ đo, do đó nhược điểm của phương pháp này là bất tiện khi thay đổi điều kiện chiếu, hệ đo. Lưu ý nguyên tố đưa vào làm mẫu chuẩn đòi hỏi không có mặt trong mẫu, sản phẩm kích hoạt của nguyên tố chuẩn và nguyên tố cần phân tích phải có chu kỳ bán rã, năng lượng bức xạ gần giống nhau. Một điều lưu ý nữa là các sản phẩm kích hoạt của nguyên tố chuẩn không gây can nhiễu với các đồng vị phóng xạ cần quan tâm. 1.1.5.4 Phương pháp k-zero: Để làm cho phương pháp chuẩn đơn có thể áp dụng linh hoạt hơn khi thay đổi điều kiện chiếu, hệ đo và để làm cho phương pháp tuyệt đối chính xác hơn, Simonits và các tác giả khác đã đề nghị sử dụng các hệ số k-zero được xác định bằng thực nghiệm giống như các hệ số k trong phương pháp chuẩn đơn, nhưng khác ở chỗ các hệ số k-zero chỉ bao gồm các số liệu hạt nhân mà không bao gồm các thông số chiếu và điều kiện đo. Vậy, hệ số k0 xuất phát từ hệ số k của phương pháp chuẩn đơn, hệ số k-zero (1.10) là tổ hợp của các thông số hạt nhân và độc lập với thiết bị chiếu và hệ đo.     c,0ccs s,0ssc c,0 M M sk    (1.10) Với c biểu diễn cho nguyên tố so sánh (chọn Au) và chỉ số s biểu diễn cho nguyên tố phân tích. Các hệ số    sk c,0 được xác định thực nghiệm ở hai lò phản ứng độc lập ở viện INW Gent và ở KFKI Budapest [1], sau đó được lập thành bảng để tra cứu. Hàm lượng của nguyên tố trong mẫu được tính như sau:       a,p m,p a,0a,ea,th m,0m,em,th m,0m,sp a c p . QGfG QGfG . ak 1 . A SDCm t N                 (1.11) Với m là monitor thông lượng neutron;   m,0mma a,0aam m,0 M M ak    là hệ số k0 của nguyên tố phân tích a so với monitor m. 1.1.6 Các nguyên nhân gây sai số trong INAA [1] Trong quá trình chuẩn bị mẫu, chiếu mẫu, đo phổ, xử lý kết quả sẽ gặp phải sai số. Các loại sai số thường gặp như sau: Sai số gây ra từ sự sai khác của hình học đo mẫu và hiệu ứng tự che chắn neutron Do trong quá trình chuẩn bị mẫu phân tích và mẫu chuẩn có thể có sự sai khác ít hay nhiều về khối lượng cân, về túi nylon đựng mẫu dẫn đến hình học của mẫu đo cũng sai khác.  Sai số từ quá trình chiếu mẫu: Đa số các nguyên tố nhạy với nguồn neutron nhiệt. Khi chiếu mẫu bằng nguồn neutron nhiệt nếu có lẫn neutron nhanh sẽ tạo ra loại phản ứng (n,p); (n,) hay (n,f) gây ảnh hưởng như sau: * Nguyên tố có số proton là Z sẽ bị ảnh hưởng trực tiếp nếu xảy ra phản ứng dạng (n,) của nguyên tố có số proton Z+2, do phân rã hạt  là kiểu phân rã (n,2p) hoặc xảy ra phản ứng (n,p) của nguyên tố có số proton Z+1. Ví dụ 1: Khi phân tích Na trong máu người dùng nguồn neutron nhiệt, ngoài phản ứng 23Na (n,) 24Na, khi có lẫn neutron nhanh sẽ tạo nên phản ứng của 27Al (n,) 24Na đóng góp thêm vào kết quả phân tích Na gây ra sai số trong quá trình phân tích. Tuy nhiên, tiết diện xảy ra phản ứng 27Al (n,) 24Na khá nhỏ (0,725 mbarns), hơn nữa, trong máu hàm lượng của Al nhỏ hơn nhiều so với Na nên sai số này ta có thể bỏ qua. Ví dụ 2: Khi phân tích scanđi (Sc) trong đối tượng mẫu địa chất dùng nguồn neutron nhiệt để chiếu kích hoạt, khi có lẫn neutron nhanh sẽ sinh ra phản ứng của 46Ti (n,p) 46Sc do đó kết quả phân tích thu được Sc sẽ cộng thêm vào ngoài phản ứng 45Sc (n,) 46Sc. Vì vậy, kết quả sẽ lớn hơn kết quả thực của Sc có trong mẫu. Do đó tùy theo hàm lượng nguyên tố đang quan tâm có trong loại mẫu nào, tiết diện kích hoạt của nguyên tố đó đối với từng loại neutron và của những nguyên tố gây nhiễu, tỷ số thông lượng giữa neutron nhanh/ nhiệt mà sẽ đóng góp vào sai số của kết quả phân tích ít hay nhiều. * Nếu có phản ứng (n,f) xảy ra khi trong mẫu phân tích có chứa các nguyên tố có khả năng phân hạch. Ví dụ: Khi bị chiếu bằng nguồn neutron nhiệt, 235U phân hạch tạo thành một số các đồng vị mà bắt đầu bằng 137I kết thúc bằng đồng vị bền 137Ba trong quá trình đó có sự tạo thành 137Cs.  Khi chiếu mẫu có thể gặp phải sai số từ hiệu ứng chắn: Hiệu ứng chắn xảy ra khi trong thành phần mẫu chiếu có chứa những nguyên tố có khả năng hấp thụ neutron mạnh như Cd, B,v.v... làm cho thông lượng neutron bị giảm đi khi đi qua bề dày của mẫu chiếu, dẫn đến mẫu phân tích sẽ được chiếu không đồng đều. Khi đó dẫn đến sai số kết quả phân tích.  Sai số tương đối của số đếm từ hệ đo mẫu: Theo phân bố Possion, sai số tương đối của số đếm được xác định theo công thức: Trong đó: N0 là số đếm của mẫu đã trừ phông (xung/phút); N là số đếm của mẫu chưa trừ phông (xung); N là số đếm của phông (xung); t là thời gian đo mẫu (phút); t làthời gian đo phông (phút). Từ công thức (1.12) có thể nhận thấy thời gian đo mẫu càng dài thì sai số thống kê số đếm càng giảm. Nhìn chung có thể chia ra làm 3 loại sai số trong INAA khi phân tích định lượng đó là:  Sai số ngẫu nhiên: Do độ không đồng đều của mẫu, sự khác biệt về thông lượng neutron giữa mẫu và chuẩn do sắp xếp vị trí chiếu khác nhau, thống kê của phép đo, v.v… Loại sai số này có đặc trưng thống kê và khó ước định.  Sai số hệ thống: Gây ra bởi các yếu tố như độ ẩm trong mẫu, sai số của sự chuẩn hóa, thời gian chết và sự mất xung khi đo phổ, sự khác biệt về hình học, sai số của các phép hiệu chỉnh blank, hiệu chỉnh phông tự nhiên, hiệu chỉnh tự hấp thụ và tự che chắn neutron, v.v…  Các sai số khác có thể là ngẫu nhiên hay hệ thống như phương pháp làm khô mẫu không đúng chuẩn qui định, sự mất do bay hơi, nhiễm bẩn vào mẫu, sai số phân tích phổ, v.v…. Ngoài ra, khi phân tích định tính có thể gặp sai số từ số liệu hạt nhân (tham khảo); các điều kiện hiệu chuẩn; các phản ứng nhiễu; v.v… Trong tất cả các loại sai số kể trên thì nguyên nhân gây ra sai số của số đếm hay nói khác hơn là sai số từ quá trình ghi nhận tín hiệu của thiết bị là đáng quan tâm nhất. Theo nguyên tắc, để giảm sai số này thì mẫu phải được đo trong một thời gian dài. Nhưng có nhiều đồng vị có thời gian sống (1.12) 0 100 NN x N t t      ngắn, ví dụ như 28Al có thời gian bán rã T1/2 =2,24 phút, và trong một số đối tượng mẫu, có nhiều đồng vị phóng xạ gây nhiễu đến đồng vị quan tâm thì việc đo mẫu trong thời gian dài ít có ý nghĩa. Ngoài ra, có thể kiểm soát được một vài nguyên nhân gây ra sai số từ quá trình chuẩn bị mẫu như hình học của mẫu đo, độ đồng đều mẫu, cũng như việc áp dụng các biện pháp Vật lý để khống chế sao cho nguồn neutron sử dụng để chiếu mẫu được thuần nhất. 1.2 Phương pháp đo phổ gamma [8], [10], [38], [39] 1.2.1 Cấu tạo phổ gamma Các photon không trực tiếp tạo nên các xung điện ở lối ra của detector mà qua các hạt tích điện thứ cấp là electron và positron. Chúng tạo nên bởi các hiệu ứng quang điện, Compton và tạo cặp. Do động năng của các hạt này phân bố phức tạp nên phổ năng lượng gamma thu được cũng phức tạp. Xét trường hợp đơn giản, gamma đi đến detector chỉ có một giá trị năng lượng: Trong hiệu ứng quang điện, photon tương tác với môi trường trong hoặc xung quanh detector tạo nên các photoelectron với năng lượng xác định, tất cả năng lượng của photon bị hấp thụ trong detector và kết quả là biên độ xung điện tỷ lệ với năng lượng của gamma. Do đó, phải có một đỉnh tương ứng với năng lượng của photon, gọi là đỉnh quang điện hay đỉnh hấp thụ toàn phần. Cũng có thể xảy ra trường hợp năng lượng liên kết biến thành tia Rơnghen và photon này thoát ra khỏi detector. Khi đó, trên phổ còn có một đỉnh rất nhỏ gọi là đỉnh bay ra.  Khi các gamma đơn năng gây nên khuếch tán Compton với môi trường: Một phần năng lượng của một số photon thứ cấp sinh ra trong hiệu ứng Compton có thể bị hấp thụ tức khắc và đóng góp vào sự hình thành xung điện. Do đó, trong phổ năng lượng còn xuất hiện một đỉnh hấp thụ toàn phần. Ngoài ra còn có một đỉnh rất thấp, liên quan với hiện tượng tán xạ ngược của các lượng tử gamma với vỏ bảo vệ hay môi trường xung quanh detector. Trên các phổ gamma, thường có một đỉnh nhỏ nằm trong khoảng 150 - 300 keV (ứng với năng lượng của photon sơ cấp < 1 MeV).  Khi năng lượng của gamma lớn hơn 1,02 MeV, hiện tượng tạo cặp có thể xảy ra. Động năng của một cặp electron và positron dễ dàng hấp thụ trong detector. Positron khi dừng lại có thể kết hợp với một electron nào đó để tự hủy và sinh ra hai photon với năng lượng 0,511 MeV, các photon này có thể cùng bị hấp thụ trong detector, do đó, trên phổ ứng với quá trình tạo cặp cũng xuất hiện một đỉnh hấp thụ toàn phần. Ngoài ra, có khả năng một hoặc hai photon thứ cấp bay ra khỏi detector. Vì thế trên phổ hình thành thêm hai đỉnh bay ra đơn (ứng với năng lượng 0,511 MeV) và bay ra kép (ứng với năng lượng 1,02 MeV). Thực tế, các hiệu ứng đồng thời xảy ra với các chùm tia gamma, nên phổ năng lượng của gamma thu được có dạng khá phức tạp chồng chất của cả ba phổ riêng phần . Với các phổ kế thực, do khả năng phân giải hạn chế, nên các vạch sẽ nhòe ra với độ rộng nhất định. Độ rộng của đỉnh hấp thụ toàn phần ứng với nửa chiều cao được xem như là năng suất phân giải của detector. Ngoài sự phụ thuộc vào loại detector, dạng phổ có thể thay đổi ít nhiều tùy theo kích thước của detector và yếu tố hình học giữa nguồn phóng xạ và detector. Detector càng lớn thì tỷ số giữa các diện tích đỉnh hấp thụ toàn phần và toàn phổ càng tăng. 1.2.2 Sơ đồ khối hệ phổ kế gamma: Hệ phổ kế gamma bao gồm detector, khối phân Hình 1.4: Cấu tạo phổ lý thuyết của một gamma đơn năng theo hiệu ứng quang điện (a), khuếch tán Compton (b), tạo cặp (c).[10] Năng lượng (MeV) E0 - 1,022 E0 – 0,511 E0 S ố kê nh Hình 1.4: Cấu tạo phổ lý thuyết của một gamma đơn năng theo hiệu ứng quang điện (a), khuếch tán Compton (b), tạo cặp (c).[10] Năng lượng (MeV) E0 - 1,022 E0 – 0,511 E0 S ố kê n h Hình 1.5: Sơ đồ khối hệ phổ kế gamma [39]. tích và xử lý số liệu. ● Detector bao gồm một tinh thể bán dẫn và một tiền khuếch đại. Để ghi phổ gamma với chất lượng cao hiện nay ta thường dùng loại detector bán dẫn làm bằng Gecmani siêu tinh khiết (HPGe) có độ phân giải cao và có các khối che chắn để làm giảm phông bức xạ. Nguồn cao thế cung cấp điện áp một chiều cho detector. Khi bức xạ gamma đi vào detector bán dẫn, tương tác của tia gamma với vật chất sẽ tạo nên các cặp điện tích (electron - lỗ trống) và dưới tác động của điện trường, các điện tích này sẽ chuyển động về các điện cực và tạo nên một dòng điện dạng xung. Số lượng cặp điện tích này (hay độ lớn của xung dòng điện) tỉ lệ với năng lượng của tia gamma mất đi trong detector. Khối tiền khuếch đại được nối trực tiếp ngay sau detector. Nhiệm vụ của nó là khuếch đại sơ bộ tín hiệu rất bé từ detector mà vẫn phải đảm bảo quan hệ tỉ lệ nói trên. ● Khối phân tích bao gồm khối khuếch đại chính và khối phân tích đa kênh (MCA: Multi Channel Analyzer). Tín hiệu lối ra tiền khuếch đại không thể đếm trực tiếp được do có biên độ rất bé cỡ vài chục đến vài trăm mV. Vì vậy, tín hiệu lối ra tiền khuếch đại được đưa vào khối khuếch đại chính để khuếch đại biên độ lên đến khoảng giá trị thích hợp để có thể xử lý tiếp một cách dễ dàng và chính xác. Ngoài ra trong khối này còn có các mạch tạo dạng xung nhằm cải thiện tỉ số tín hiệu/ồn (S/N) và ngăn ngừa sự chồng chập xung. Sau đó, tín hiệu này được đưa qua MCA để đo biên độ xung. MCA hoạt động dựa trên nguyên lý biến đổi tín hiệu tương tự thành tín hiệu số tương đương. Khối chức năng cơ bản của một MCA là bộ biến đổi tín hiệu số (ADC: Analog – to – digital converter) và bộ nhớ. Khi một xung được ADC chuyển từ tín hiệu biên độ sang dãy số, bộ phận điều khiển máy phân tích sẽ tìm đến vị trí bộ nhớ tương ứng với biên độ đã được số hóa và dung lượng của vị trí đó được tăng thêm một đơn vị. Nếu các xung vào ADC trong lúc ADC đang bận số hóa tín hiệu trước đó thì cổng lối vào sẽ ngăn các xung này, do đó số xung này sẽ bị mất. Để xác định thời gian đo thực thì MCA dùng đồng hồ thời gian sống mà xung ở lối ra của nó được đưa tới sơ đồ khóa và ghi lại tại kênh zero trong bộ nhớ. Số xung đồng hồ bị mất bằng với số xung tín hiệu Bộ nhớ ADC Detector Tiền khuếch đại MCA HV HPGe Khuếch đại chính Máy vi tính bị bỏ sót trong thời gian cổng lối vào đóng. Do đó không phải hiệu chỉnh thời gian chết khi xử lý kết quả đo. Nhiều MCA có thêm một khóa tuyến tính điều khiển bằng máy phân tích đơn kênh (SCA) nhằm bảo đảm cho MCA chỉ xử lý những xung nằm trong giới hạn biên độ giữa các giá trị ngưỡng dưới (loại trừ các tín hiệu tạp âm) và giá trị ngưỡng trên (loại trừ xung có biên độ quá lớn) của SCA. Do đó, những xung này sẽ không đến được ADC và sẽ không làm mất thời gian biến đổi xung. ● Khối xử lý gồm có máy tính cá nhân lưu phần mềm phân tích phổ gamma để ghi nhận tín hiệu từ MCA. Ta được một hình ảnh phân bố số xung theo biên độ xung, tức là một phổ gamma theo năng lượng mà detector hấp thụ được. Trên thực tế số tia gamma được thu nhận bởi đầu dò HPGe dùng cho việc tính toán hàm lượng các nguyên tố là nhỏ hơn nhiều so với số tia gamma tổng phát ra từ mẫu, không chỉ do các tia gamma phát ra từ mẫu không đến được đầu dò như đã nói ở trên mà còn do chúng phụ thuộc vào các yếu tố khác như: Cường độ phát gamma trong nhiều trường hợp là nhỏ hơn 100%; tính chất tự nhiên đẳng hướng (không có hướng ưu tiên) của quá trình phát xạ tia gamma, chỉ những tia gamma nằm trong ‘góc nhìn’ của đầu dò thì có thể đo được; một số tia gamma sẽ đi xuyên qua đầu dò mà không có bất cứ sự tương tác nào, đặc biệt đối với các tia gamma có năng lượng cao. Trong một số trường hợp khác, một phần năng lượng của tia gamma bị mất bởi tán xạ Compton và hiệu ứng tạo cặp, theo cách đó chúng sẽ đóng góp vào nền phông liên tục dưới vùng đỉnh quang điện quan tâm. 1.2.3 Xử lý phổ gamma Sau khi đã thu được phổ gamma ta cần tiến hành xử lý phổ để thu được những kết quả đo định lượng. Xử lý phổ gamma là dùng các phương pháp toán học và máy tính xác định chính xác năng lượng cũng như độ lớn các đỉnh gamma trong phổ. Năng lượng gamma được nhận diện ứng với hạt nhân trong mẫu. Nếu hạt nhân phát ra duy nhất chỉ một năng lượng gamma thì trong phổ gamma là một đỉnh, nhưng có những hạt nhân lại phát ra nhiều đỉnh gamma ở các năng lượng khác nhau, và cũng có một số đỉnh gamma đồng thời do nhiều hạt nhân phát ra. Nói chung, phải căn cứ vào chu kỳ bán rã của hạt nhân, sự tồn tại của tất cả các tia gamma của nhân quan tâm trong phổ để từ đó quyết định việc nhận diện hạt nhân sao cho tránh nhầm lẫn. Độ lớn của đỉnh gamma (tính theo số đếm do hệ phổ kế gamma ghi được) được dùng để tính hàm lượng nguyên tố hiện diện trong mẫu đo, vì vậy việc tính chính xác diện tích đỉnh gamma quyết định độ chính xác của kết quả phân tích. Trong nhiều trường hợp các đỉnh chồng chập nhau (overlap) ta cần phải dùng các chương trình tính toán làm khớp đỉnh (fitting) để tách các đỉnh chập.  Chương trình xử lý phổ: GammaVision (ORTEC), Genie-2000 (CANBERRA), Ganaas (IAEA), … Ngoài ra cũng có một số phần mềm xử lý phổ được các nhà nghiên cứu tự phát triển trong phòng thí nghiệm. Các phần mềm này cần phải qua đánh giá các khả năng và đặc trưng theo yêu cầu của mục đích nghiên cứu.  Các bước tiến hành xử lý phổ: Bước 1: MCA thu thập số liệu và hiện phổ. Bước 2: Hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma. Bước 3: Xác định vị trí của đỉnh. Bước 4: Nhận mặt đồng vị. Bước 5: Xác định diện tích đỉnh. Bước 6: Tính hoạt độ phóng xạ. Các bước nói trên có thể được thực hiện tự động bởi một phần mềm chuyên dụng nhưng trong một số trường hợp đơn giản cũng có thể thực hiện bằng tay. 1.2.3.1 Hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma:  Chuẩn năng lượng và độ rộng đỉnh: Xây dựng đường chuẩn năng lượng mô tả sự phụ thuộc năng lượng bức xạ gamma đã biết vào số kênh của đỉnh hấp thụ toàn phần tương ứng – đó là quá trình chuyển đổi từ số kênh ra số năng lượng bằng cách dùng nhiều nguồn phóng xạ phát tia gamma đơn năng có năng lượng đã biết chính xác (hoặc một nguồn phát nhiều tia gamma năng lượng trải đều trong thang năng lượng cần đo) và ghi phổ gamma tương ứng. Sau đó, ta có thể xác lập hàm làm khớp E(p) tương ứng : E = a + b p + c p^2 + d p^3 + ... (1.13) Trong đó: E là năng lượng tương ứng với vị trí đỉnh p; a, b, c, d ... là các hệ số làm khớp cần xác định. Nếu sử dụng detector Ge chỉ cần làm khớp bậc 1 hoặc bậc 2 do detector Ge có độ tuyến tính rất tốt giữa năng lượng tia gamma và vị trí đỉnh. Dựa vào đường chuẩn năng lượng có thể tính được năng lượng của các tia gamma khác mà vị trí đỉnh hấp thụ toàn phần đã xác định. Thông thường đường chuẩn năng lượng được xây dựng trước mỗi thí nghiệm trong cùng những điều kiện giống như phép đo của thí nghiệm. Đối với phổ kế gamma bán dẫn, nhờ sử dụng phương pháp máy tính trong việc xác định vị trí đỉnh hấp thụ toàn phần, xây dựng hàm chuẩn năng lượng, v.v... một phổ kế bán dẫn tốt có thể cho phép xác định sai số năng lượng của bức xạ gamma đến cỡ hàng chục eV.  Xác định sự phụ thuộc độ phân giải theo năng lượng: Độ rộng đỉnh thường được biểu diễn bằng độ rộng ở nửa chiều cao của đỉnh (FWHM) là một hàm phụ thuộc năng lượng. Xác định độ lớn của FWHM tại các đỉnh khác nhau ta có được hàm làm khớp quan hệ FWHM(E) có thể cần đến trong nhiều ứng dụng về sau như khảo sát độ phân giải năng lượng, xác định diện tích đỉnh và quá trình làm khớp đỉnh. Sự phụ thuộc của hiệu suất ghi đỉnh vào năng lượng: Quan trọng nhất của việc hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma là xác định hiệu suất ghi tuyệt đối của detector. Hiệu suất ghi tuyệt đối là mối quan hệ giữa số đếm ghi được của detector dùng trong hệ phổ kế và tốc độ phân rã phát ra từ nguồn. Hiệu suất ghi ở đỉnh được tính như sau:  = n / A a (1.14) Trong đó: n là tốc độ đếm ở đỉnh (cps); A là hoạt độ nguồn phóng xạ (Bq); a là tỉ số phát xạ gamma ứng với tia gamma cần đo. Để xác định hiệu suất ghi ở đỉnh ta có thể dùng các nguồn chuẩn (tốt nhất là đơn năng) có năng lượng và hoạt độ biết trước chính xác chẳng hạn: 51Cr (320,1 keV) , 54Mn (834,8 keV), 57Co (122,1 keV), 60Co (1173,2 và 1332,5 keV), 85Sr (514,0 keV), 88Y (898,0 keV, 1836,0 keV), 109Cd (88,0 keV), 137Cs (661,7 keV), 139Ce (165,9 keV), Trong phương pháp k0-NAA, trước tiên tính hiệu suất ghi ở vị trí “tham khảo” được chọn để tính các nguồn điểm ở khoảng cách nguồn-detector cỡ 1020 cm nhằm tránh hiệu ứng trùng phùng thực, sau đó đổi hiệu suất tham khảo thành hiệu suất hình học bằng cách tính góc đặc hiệu dụng. Hiệu suất ghi đỉnh phụ thuộc nhiều yếu tố như: Năng lượng tia gamma, hiệu ứng trùng phùng tổng, yếu tố hình học (hình dạng, thể tích mẫu), hiệu ứng tự hấp thụ. Khi xác định hiệu suất ghi cần chú ý là các số liệu hạt nhân của nguồn nên được bảo đảm có nguồn gốc tin cậy và cập nhật, và một số yếu tố có thể đóng góp đến sai số hiệu suất là sự khác nhau về độ cao nguồn, mật độ, v.v.. Sự phụ thuộc của hiệu suất ghi đỉnh vào năng lượng của detector GMX–30190 được thể hiện ở Hình 1.6. Hiệu suất giảm ở vùng năng lượng thấp là do sự hấp thụ tia gamma năng lượng thấp trên lớp chết mặt ngoài detector tăng lên. Tại vùng năng lượng cao, hiệu suất giảm là do hạn chế về thể tích của detector. Đường biểu diễn sự phụ thuộc theo năng lượng của hiệu suất có 2 phần ở hai phía của một cực đại, cần xác định các hệ số làm khớp của cả hai phần đó. Thông thường nếu biểu diễn E và  theo thang log thì có thể coi gần đúng đường làm khớp có dạng (1.15) ln () = a + bX + cX^2 +... (1.15) Với X = ln (E) 1.2.3.2 Xác định vị trí của đỉnh: Việc nhận diện đỉnh có thể được thực hiện với sự trợ giúp của các tài liệu liên quan như sơ đồ phân rã, bảng liệt kê năng lượng gamma và tỉ số rẽ nhánh. Thông thường vị trí của đỉnh là kênh ứng với số đếm cao hơn so với các kênh bên Hình 1.6: Sự phụ thuộc của hiệu suất đỉnh theo năng lượng đối với detector GMX–30190. cạnh. Để chính xác hơn, ta có thể dựa vào một trong hai cách sau đây: * Thực hiện bằng tay: Quan sát bằng mắt và dựa vào 3 điểm quanh vùng đỉnh. * Thực hiện với một phần mềm cài đặt sẵn: - Lấy đạo hàm (bằng số, sau khi đã "làm nhẵn" phổ) ta được đường cong tương ứng với đỉnh có 2 cực điểm: điểm cắt của đường cong với trục hoành (tại đó đạo hàm triệt tiêu) ứng với vị trí của đỉnh (xem Hình 1.7) - Phương pháp làm khớp đỉnh: coi đỉnh có dạng Gauss ta có thể xác định các tham số cần thiết của hàm Gauss sau đây bằng phương pháp làm khớp : f (i) = B (i) + A.exp (- 2,773 (p - i)2 / W2) (1.16) Trong đó: B (i) là hàm biểu diễn đường cơ sở nằm dưới đỉnh; A là độ cao của đỉnh; p là vị trí của đỉnh; W là độ rộng FWHM 1.2.3.3 Nhận mặt đồng vị: Sau khi đã xác định được năng lượng ứng với các đỉnh riêng rẽ ta cần phải xem chúng được phát ra từ những đồng vị nào. Bước thực hiện này đòi hỏi phải dựa vào nhiều yếu tố như năng lượng, thời gian bán rã, xác suất phát xạ thực tế, v.v... 0.0001 0.0010 0.0100 0.1000 1.0000 10 100 1000 10000 H iệ u su ất Năng lượng (keV) Hình 1.7: Xác định vị trí của đỉnh [8] 1.2.3.4 Tính diện tích đỉnh: Đây là một khâu rất quan trọng đối với các phép đo định lượng phổ gamma. Đối với hầu hết các đỉnh, diện tích đỉnh (hay còn gọi là tín hiệu) có thể được xác định bằng việc lấy số đếm tổng cộng dưới vùng đỉnh và trừ đi số đếm phông như sau: Hình 1.8: Xác định diện tích đỉnh [10] Tính diện tích tổng cộng của đỉnh (T ): T =  (ni), ni là số đếm kênh thứ i (1.17) Diện tích phông (B) ở chân đỉnh: B = (H - L +1)( + ) / 2 (1.18) với =  nL/W ; =  nH /W ; H, L lần lượt ứng với số đếm bên phải và bên trái đỉnh. Diện tích đỉnh còn lại (S) là : S = T – B (1.19) Tuy nhiên, trong trường hợp có nhiều đỉnh chồng chập, thủ tục khớp dạng đỉnh Gauss thường được sử dụng để xác định diện tích của các đỉnh riêng lẻ.  Độ không chắc chắn đo của diện tích đỉnh được xác định bằng việc tính độ lệch chuẩn tương đối theo đơn vị phần trăm (%). Cách tính độ lệch chuẩn thông thường được dùng cho bởi biểu thức: SBSds /)2100(..%  (1.20)  Giới hạn phát hiện (Limits of Detection - LOD) đối với một đỉnh phụ thuộc vào chất lượng của việc xác định số đếm phông, thường dùng cho giới hạn phát hiện là trên cơ sở xác suất độ tin cậy tại 2 (~95%) của diện tích đỉnh trên nền phông. 1.2.3.5 Xác định hoạt độ phóng xạ gamma: Muốn đo hoạt độ phóng xạ của mẫu kích hoạt cần lựa chọn loại bức xạ, detector và kỹ thuật đo phù hợp để hiệu suất ghi, khả năng chọn lọc bức xạ cũng như tỷ số tín hiệu trên phông đều tăng. Hoạt độ của mẫu thu được bằng việc chia diện tích đỉnh cho thời gian đo. 1.3 Đặc trưng liều - hoạt độ phóng xạ riêng của Natri 1.3.1 Hoạt độ riêng của Natri trong máu Máu của người bị chiếu xạ được thu gom, chiếu mẫu và xác định hoạt độ riêng của Natri trong máu theo công thức sau: [28 , p. 91] tR..Q.V C A   (1.21) Trong đó: A (Bq24Na/mg23Na) là hoạt độ riêng của Natri phóng xạ đo được trong máu người. C (xung/giây) là tốc độ đếm thật (đã trừ phông) tại đỉnh năng lượng 1368,6 keV, V (ml) là thể tích mẫu máu được đo, Q (mg/ml) là hàm lượng Natri bền 23Na trong máu,  (số đếm/phân hủy) là hiệu suất đếm của detector tại đỉnh năng lượng 1368,6 keV của 24Na, Rt là tỷ lệ 24Na còn lại trong cơ thể người ở thời điểm mẫu được thu góp (t là thời gian tính từ sau khi xảy ra chiếu xạ, đơn vị tính là ngày): Rt = 4,87.e t.0815,0 + 0,51.e t.0513,0 + 2,7.10-3.e t.0015,0 (1.22) 1.3.2 Mối liên hệ giữa hoạt độ phóng xạ riêng của Natri và thông lượng tích phân của neutron Công thức tổng quát liên hệ giữa hoạt độ riêng A (Bq24Na/mg23Na) của Natri phóng xạ đo được ở cơ thể người và thông lượng tích phân của neutron [35, pp. 182-183] là: A = 7,77.10-9. V FS .. (1.23) Trong đó: F (n/cm2) là thông lượng tích phân của neutron; tF  , t là thời gian chiếu; (1.24) S (cm2) là diện tích hình chiếu của cơ thể người trên mặt phẳng vuông góc với phương chiếu;  là giá trị xác suất trung bình của việc bắt neutron theo phổ  (E) trong cơ thể người; V (cm2) là thể tích của cơ thể người. Tỷ số S/V thực nghiệm có giá trị là 0,083 (đối với người chuẩn Quốc tế qui ước). Ngoài ra theo [30, p. 37] nếu thông lượng tích phân của neutron nhiệt là 9,6  108 (n/cm2) thì tương đương với 1 rem. Mà 1 rem = 10-2 Sv, do đó ta có hệ số biến đổi giữa liều tương đương và thông lượng tích phân của neutron nhiệt là: 1,04.10-11 Sv/(n/cm2). Chương 2: THIẾT BỊ VÀ DỤNG CỤ THÍ NGHIỆM 2.1 Kênh chiếu kích hoạt neutron trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt [1], [16] Để phương pháp kích hoạt neutron có độ nhạy cao, cần có dòng neutron có thông lượng cao từ lò phản ứng nghiên cứu. Tùy thuộc vào công suất hoạt động cực đại của lò mà chúng ta có thể có được dòng neutron nhiệt với thông lượng cực đại để kích hoạt neutron. Luận văn này được tiến hành thực nghiệm trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Công suất nhiệt của lò phản ứng Đà Lạt là 500kW, làm nguội và làm chậm bằng nước nhẹ, cơ chế làm nguội trong tâm lò là đối lưu tự nhiên. Thanh nhiên liệu sử dụng loại WWR-M2, độ giàu 36% 235U. Xem sơ đồ sắp xếp các vị trí chiếu trên lò phản ứng Đà Lạt được trình bày trong Hình 2.1. Hình 2.1: Sơ đồ bố trí các thiết bị chiếu trong lò phản ứng Đà Lạt [16] Người ta sử dụng hệ các ống làm việc nhờ khí nén dịch chuyển nhanh để kích thích và ghi nhận mẫu ở cùng một thời điểm nhằm tạo ra và ghi nhận các đồng vị phóng xạ có thời gian sống ngắn với chu kỳ bán rã cỡ giây đến phút. Còn để tạo ra và ghi nhận các đồng vị phóng xạ có thời gian sống dài hơn với chu kỳ bán rã cỡ giờ, ngày, hay dài hơn thì người ta chiếu xạ mẫu và mẫu chuẩn một cách đồng thời, thời gian chiếu xạ và ghi nhận các mẫu phóng xạ thu được cũng dài hơn. Trong phạm vi luận văn, các thí nghiệm sử dụng ba vị trí chiếu là kênh 7-1; mâm quay và cột nhiệt. 2.1.1 Kênh chiếu mẫu bằng khí nén kênh 7-1  Hệ chiếu mẫu bằng khí nén kênh 7-1 do Úc chế tạo, chuyên dụng cho NAA. Hệ bao gồm bốn khối chính: Cột nhiệt Vành phản xạ Bẫy neutron Kênh 1-4 Khối các nguồn nuôi: Sử dụng trực tiếp điện lưới 220V cho bơm áp suất, quạt thông gió và được nắn nguồn 24 VDC thành khối nguồn thứ cấp dùng cho hoạt động của các relay và các khối điều khiển hoạt động theo chương trình. Khối điều khiển: Sử dụng một vi xử lý PCL 6805 và chương trình điều khiển được chứa trong RAM. Khối đặt thời gian: Cho phép đặt thời gian chiếu, khởi động chiếu và ngừng chiếu tự động hoặc bằng tay. Khối áp suất: Gồm các bình áp suất cao có sức chịu đựng 10 Bar, bình áp suất thấp có sức chịu đựng 10 Bar, van an toàn và các đồng hồ báo áp suất trong bình và áp suất trên đường ống.  Thông lượng neutron ở kênh 7-1 khoảng 2,11012 hạt/cm2.giây.  Container (ống chiếu) sử dụng cho việc chiếu mẫu trên kênh 7-1 được làm bằng polyethylene (PE), có khối lượng 12,5 gam, gồm hai phần thân và nắp, có kích thước và hình dạng như ở Hình 2.2. Thời gian chuyển mẫu ≈ 2 giây. Hình 2.2: Hình dạng và kích thước của container chiếu mẫu trên kênh 7-1 [16] 2.1.2 Mâm quay với 40 hốc chiếu Mâm quay nằm ở ngoài vành phản xạ. Đây là vị trí chiếu ướt dùng cho các phép chiếu dài. Tiến hành nạp mẫu trước khi khởi động lò và lấy mẫu sau khi dừng lò. Thời gian thao tác đặt và lấy mẫu khoảng 10-15 phút. Thông lượng neutron tại mâm quay khoảng 4,271012 hạt/cm2.giây. 2.1.3 Cột nhiệt Vị trí No. 1, No. 2 trong cột nhiệt cách bề mặt thành lò phản ứng tương ứng là 1m và 2,18m. Lỗ cột nhiệt hình tròn, có đường kính 1cm; dài 2,5m tính từ bề mặt thành lò tới vùng hoạt. 2.2 Phổ kế gamma dùng detector siêu tinh khiết (HPGe) 10 16 cm Hình 2.3: Sắp xếp vị trí hình học theo giá đo bằng tay Ngoài việc xác định thành phần Natri với mục đích định liều neutron nhiệt, trong luận văn này còn thực hiện việc xác định các thành phần một vài nguyên tố khác có trong mẫu cũng bằng phương pháp INAA. Do điều kiện về thời gian và máy móc, để thực hiện luận văn này phải sử dụng hai hệ phổ kế gamma, đó là: ● Đối với mẫu chiếu dài: Dùng phổ kế gamma phông thấp Canberra (USA) với đặc trưng sau: detector HPGe đồng trục; HV = 3000V; Hiệu suất đo tương đối = 33,4%; FWHM (1332,5keV) = 1,73keV; FWTM/FWHM = 1,83; FWHM (122,06keV) = 0,75keV; MCA: APTEC. ● Đối với mẫu chiếu ngắn: Dùng hệ phổ kế gamma sử dụng detector HPGe đồng trục loại GMX-30190 (ORTEC): HV = -2500V; FWHM (122keV) = 1,7 keV; FWHM (1332,5keV) = 2,3keV; MCA: Genie 2000. 2.3 Chương trình xử lý số liệu Dùng chương trình ORTEC Genie-2000 để thu nhận phổ gamma (mẫu chiếu ngắn, chiếu trung). Để ghi và đọc phổ chiếu dài dùng phần mềm APTEC. 2.3.1 Chương trình Genie–2000 9 14,5 cm 8 12,9 cm 7 11,4 cm 6 9,7 cm 5 7,3 cm 4 5,7 cm 3 4,2 cm 2 2,7 cm 1 1,1 cm 0 0,2 cm Các vị trí đặt mẫu khác nhau Detector Trong chương trình Genie-2000: Vào chức năng “Edit Sample Information” để nhập các thông số mẫu như tên mẫu, ngày giờ bắt đầu và kết thúc chiếu, thời gian chiếu, khối lượng mẫu. Các phím chức năng để dãn phổ, đến vị trí đỉnh tiếp theo, v.v... được thể hiện trên cửa sổ giao diện chính. Để đặt thời gian đo phổ vào chức năng “Edit – Analysic sequence”. Phổ được ghi dưới dạng *. CHN. Các thông số đọc được khi đo phổ là hạt nhân, thời gian chết, diện tích đỉnh, sai số thống kê đỉnh, v.v... 2.3.2 Chương trình APTEC Trong chương trình APTEC: Để xem đỉnh rõ vào chức năng “View – Connect points”. Xác định vị trí các đỉnh bằng máy sử dụng chức năng “Analyze – Peak search”. Vào chức năng “Edit Sample description” để nhập các thông số mẫu như tên mẫu, ngày giờ bắt đầu và kết thúc chiếu, thời gian chiếu, khối lượng mẫu. Để co dãn phổ, đến vị trí đỉnh kế tiếp hay đỉnh kế sau sử dụng chức năng trong mục “View”, v.v... hoặc sử dụng các phím tắt như trong mục “View” đã chỉ. Ví dụ: Muốn tới đỉnh kế tiếp vào “View - Next roi” hoặc dùng phím tắt “Space”. Đặt thời gian đo vào chức năng “Set up – Presets”. Phổ được ghi dưới dạng *. DAT. Các thông số đọc được khi đo phổ là thời gian đo, thời gian chết, diện tích đỉnh, sai số thống kê đỉnh, v.v... Chức năng của hai phần mềm Genie-2000 và Aptec đều là thu nhận phổ theo năng lượng; chuẩn năng lượng; chuẩn hiệu suất; xử lý phổ gamma; có thư viện các dữ liệu hạt nhân; v.v… Hình 2.3: Giao diện phần mềm Genie-2000 Hình 2.4 a Hình 2.4b: Hình 2.4: Hình ảnh khi đo phổ sử dụng phần mềm APTEC 2.3.3 Chương trình k0-DALAT Hình 2.5: Giao diện của chương trình k0-DALAT Chương trình k0-DALAT được sử dụng với mục đích là đọc và xử lý phổ gamma, tính các thông số phổ neutron cũng như tính toán hàm lượng các nguyên tố quan tâm trong mẫu. Chương trình k0-DALAT cho phép xử lý đồng thời nhiều phổ gamma (≤128 phổ) trong cùng một loạt chiếu một cách tự động. Kết quả chạy chương trình là giá trị các thông số phổ neutron Asp(Au), , f, th, v.v..; (: độ lệch phổ neutron trên nhiệt dạng 1/E1+) kết quả xử lý phổ gamma, giới hạn phát hiện (LOD) cho từng nguyên tố và giá trị hàm lượng cũng như sai số cho từng nguyên tố có mặt trong mẫu dưới dạng một file văn bản (*.TXT) và một file Excel dạng (*.CSF).Trước khi chạy phổ bằng chương trình k0-DALAT cần đổi dạng phổ thành dạng chuẩn của k0-DALAT dạng *. RPT. Tính năng của hệ chương trình gắn k0-DALAT với một quy trình thực nghiệm bao gồm việc đọc phổ máy từ đĩa (hiện nay một số dạng phổ có thể đọc được là ASCII, Aptec, Genie-2K, GammaVision), sau đó tự động thực hiện các bước tiếp theo như: Xử lý phổ gamma, nhận diện hạt nhân tự động, tính các thông số phổ neutron, hiệu chính các phản ứng ảnh hưởng, tính hàm lượng dựa trên phương pháp k-zero của phép chiếu không bọc Cd và có bọc Cd, quản lý – xem – in kết quả hoặc lưu trữ trên đĩa. Giao diện của hệ chương trình k0-DALAT được chỉ ra trong Hình 2.5. Trong giao diện chính của chương trình k0-DALAT gồm có chức năng F1 để giúp đỡ người sử dụng; F2 để thoát khỏi chương trình; F3 để xem kết quả (định nghĩa các thông số thực hiện như thư mục hiện hành, tên file kết quả, tên cơ sở dữ liệu; F4 để truy cập cơ sở dữ liệu các hệ số k-zero và các thông số hạt nhân khác hoặc dùng để đổi dạng phổ; F5 và F6 là các lựa chọn theo phương án thực nghiệm chiếu trần hoặc chiếu bọc Cadmi. Trước khi để chương trình chạy dữ liệu cần nhập thời gian bắt đầu chiếu, thời gian kết thúc chiếu, lựa chọn tên phổ, chọn tên các nguyên tố, v.v... 2.4 Mẫu máu người và mẫu chuẩn ● Máu người: Mẫu máu phải được thu góp chỉ bởi y tá lành nghề dưới điều kiện hợp vệ sinh có kiểm soát cẩn thận. Ổn định mẫu máu bằng việc thêm chất bảo quản Lithium heparin để tránh sự đông đặc. Trong trường hợp tai nạn có khả năng chiếu liều cao thì mẫu máu thường được thu góp để phân tích các số đếm tế bào máu trắng, sai hình nhiễm sắc thể hoặc các chất chỉ thị khác của việc chiếu xạ. Trong trường hợp như vậy thì việc thu góp mẫu bổ sung là có ích cho việc phân tích hoạt độ phóng xạ. ● Mẫu chuẩn: Luận văn sử dụng 3 mẫu chuẩn của IAEA: A-13 (Animal Blood), V-10 (Hay Powder) và SRM 1547 (Peach Leaves). Hàm lượng các nguyên tố trong các mẫu chuẩn được thể hiện theo Bảng 2.1 và Bảng 2.2. Bảng 2.1: Hàm lượng các nguyên tố trong mẫu chuẩn A-13, V-10 [26] Nguyên tố Khối lượng Đơn vị Giới hạn phát hiện Dưới Trên Fe 2.4 g/kg 2.2 2.5 Na 12.6 g/kg 11.6 13.5 Rb 2.3 mg/kg 1.7 3.1 Se 0.24 mg/kg 0.15 0.31 Zn 13 mg/kg 12 14 Sc 14 μg/kg 12 15 Trong đó hàm lượng Sc là trong mẫu chuẩn V-10 Bảng 2.2: Hàm lượng nguyên tố trong mẫu chuẩn SRM-1547 [40] Nguyên tố Khối lượng Đơn vị K 2.43 ± 0.03 % 2.5 Dụng cụ Găng tay, kim tiêm, cồn, lọ thủy tinh, bông gòn; Kéo thép không gỉ, thìa xúc mẫu, panh gắp kẹp; Máy dán bao nylon, cối nghiền mẫu, tủ sấy; Bao nylon, giấy nhôm, giấy lọc; Cân phân tích điện tử với 4 chữ số sau dấu phẩy; Container nhựa, container nhôm, v.v… Chương 3: THỰC NGHIỆM 3.1 Xác định hàm lượng Natri và một số nguyên tố khác trong máu người 3.1.1. Thu góp và chuẩn bị mẫu Thu góp 50 mẫu máu (với thể tích mỗi mẫu từ 0,5 – 2 ml) theo giới tính (21 mẫu máu nam và 29 mẫu máu nữ), theo độ tuổi (từ tuổi 15 - 78) từ 50 đối tượng dân cư chủ yếu là dân cư Lâm Đồng, trong đó có 35 mẫu từ dân cư Đà Lạt, 3 mẫu từ dân cư Lâm Hà, 6 mẫu từ dân cư Đức Trọng, 1 mẫu từ dân cư Đơn Dương, 1 mẫu từ dân cư Lạc Dương, 1 mẫu từ dân cư Huế, 1 mẫu từ dân cư Đồng Nai, 2 mẫu từ dân cư thành phố Hồ Chí Minh. Các mẫu máu được đựng trong lọ thủy tinh sạch. Các lọ được đánh số thứ tự tương ứng với tên của người trong danh sách lấy mẫu. Thông tin về danh sách lấy mẫu được thể hiện theo Phụ lục 3. Lưu ý khi đánh số phải đánh số ở cả đáy ống để tránh mất số. Mỗi lần đông khô mất khoảng 24 tiếng. ● Quá trình chuẩn bị mẫu:  Đông khô: Mẫu máu sau khi thu góp được làm đông khô trên thiết bị đông khô. Sau đó, các mẫu này được nghiền và cân để tính trọng lượng mẫu khô trên thể tích mẫu (tính theo mg/ml).  Túi đựng mẫu: Túi nylon có kích thước 2cm  2,7cm. Nylon đảm bảo độ dẻo dai, hoạt độ không ảnh hưởng tới hàm lượng mẫu. Giấy nylon được lau sạch bằng cồn. Túi chia làm 2 ngăn, trong đó 1 ngăn để mẫu và một ngăn để tên mẫu; viết tên mẫu lên giấy lọc (giấy lọc để ghi kí hiệu, cách nhiệt) cả hai mặt. Viết tên mẫu theo số đã đánh trên ống đựng mẫu ban đầu. Cách viết tên mẫu: Tên mẫu + X. Trong đó, X là kí tự khác nhau ứng với các phép chiếu khác nhau. Nếu chiếu ngắn viết thêm kí tự a; chiếu trung viết thêm kí tự d và nếu chiếu dài viết thêm kí tự g. Ví dụ: Với mẫu số 4 để chiếu ngắn thì kí hiệu 4a, chiếu trung thì kí hiệu 4d, chiếu dài thì kí hiệu 4g. Dùng máy hàn lại các mép, chừa một mép để cho mẫu vào sau. Chọn loại nylon thích hợp với từng phép chiếu để làm “Bót”.  Cân mẫu: Sử dụng cân phân tích có độ chính xác 4 chữ số sau dấu phẩy để cân khối lượng bì, khối lượng của toàn bộ máu đã đông khô và mẫu chứa trong các “Bót”. “Bót” chiếu ngắn chứa khối lượng mẫu cỡ 25 - 30 mg, “Bót” chiếu trung chứa khối lượng mẫu cỡ 40 - 50 mg “Bót” chiếu dài chứa khối lượng mẫu cỡ 75 - 80 mg. Khối lượng bì, khối lượng mẫu ghi trong sổ cân mẫu. Mẫu chuẩn cũng được đóng gói như mẫu phân tích. Trước lúc cân, bật trước 15-20 phút để cân ổn định. Để mẫu vào tâm cân. Sau khi cân, lau sạch để tránh nhiễm bẩn, trộn mẫu đều, đảo mẫu để đồng đều mẫu. Mẫu phân tích, mẫu chuẩn, lá dò được bỏ vào ống chiếu. Chiếu ngắn và chiếu trung thì sử dụng ống chiếu bằng nhựa, chiếu dài thì sử dụng container bằng nhôm. Mẫu chiếu ngắn được cho vào hai ống chiếu nhựa cùng mẫu chuẩn; mẫu chiếu trung được cho vào ba ống chiếu nhựa cùng mẫu chuẩn; còn mẫu chiếu dài và mẫu chuẩn được cho vào ống chiếu nhôm, bọc nylon 1 lớp nylon và lớp giấy nhôm bên ngoài, vặn nắp chặt. Trong quá trình thu gom và làm mẫu máu phải cẩn thận vì máu là nguyên nhân lây lan rất nhiều mầm bệnh . 3.1.2 Chiếu kích hoạt và đo mẫu Các mẫu máu đã chuẩn bị cùng với mẫu chuẩn được chiếu đồng thời. Tùy theo chu kỳ bán rã của các nguyên tố quan tâm mà ta chọn thời gian chiếu, rã, đo thích hợp. Luận văn này thực hiện phép chiếu ngắn 5 phút chiếu kèm mẫu chuẩn SRM-1547, chiếu trung 10 phút chiếu kèm mẫu chuẩn A-13 ở kênh 7-1. Phép chiếu dài 10 giờ chiếu kèm mẫu chuẩn A-13, V-10 ở mâm quay trong lò phản ứng hạt nhân Đà lạt ở công suất 500 kW. Thời gian khi chiếu, chế độ chiếu, rã, đo của ba phép chiếu này được thể hiện trong Bảng 3.1. Do điều kiện về thời gian và thiết bị nên trong phép chiếu dài chỉ đo được 1 lần và đo trong 30 phút/mẫu. Khi thực hiện phép chiếu trung 10 phút, chúng tôi nhận thấy hàm lượng của Natri trong mẫu khá lớn, không thể tính hàm lượng Natri bền trong máu dựa vào mẫu chuẩn SRM-1547. Vì vậy, chúng tôi đã chiếu mẫu đợt 2 với thời gian chiếu mẫu là 5 phút, để rã 15 giờ rồi phân tích Natri. Sau khi chiếu xạ, các mẫu máu và mẫu chuẩn được chứa trong buồng chì để rã sau đó mới lấy ra đo. ● Các mẫu chiếu ngắn, chiếu trung và mẫu chuẩn đo trực tiếp trên phổ kế gamma sử dụng detector GMX-3090 ở vị trí số 8 (H = 12,09cm so với tâm detector). Các mẫu được đặt vào hộp đựng mẫu đo bằng cách dùng băng dính để dán mẫu lên nắp hộp đựng mẫu đo, rồi sau đó đặt hộp lên giá đo. ● Các mẫu chiếu dài và chuẩn được đo trực tiếp trên phổ kế gamma phông thấp Canberra tại vị trí sát tâm detector. Trước khi đo, kiểm tra nhiệt độ, độ ẩm tại nơi đo mẫu, chuẩn năng lượng. Nhiệt độ phòng khoảng 250C, độ ẩm 65%. Phần mềm Genie-2000 để ghi nhận phổ chiếu ngắn, chiếu trung. Phần mềm Aptec để ghi nhận phổ chiếu dài. Trong quá trình đo phổ, nhập các thông số của mẫu vào phổ gồm có khối lượng mẫu, thời gian chiếu, vị trí đo. Phổ sau khi đo được lưu vào thư mục tự tạo trên đĩa cứng: X:\SPECTRA\Y - Z - W. Trong đó, X là ổ đĩa, Y là tên mẫu, Z là vị trí đặt mẫu trên giá đo, W đo lần mấy. Nếu đo lần 1 thì W viết là A. Ví dụ: D:\SPECTRA\4 - 8A. Các phổ chiếu trung được đưa vào chương trình k0-DALAT để xử lý. Trước khi chạy phổ bằng chương trình k0-DALAT đổi dạng phổ từ dạng *. CNF thành dạng *. RPT. Khởi động chương trình; chọn chế độ chiếu trần; sau đó nhập thời gian bắt đầu chiếu; thời gian kết thúc chiếu; lựa chọn tên phổ. Cụ thể thời gian bắt đầu chiếu tương ứng với 3 container lần lượt là 10 giờ 20 phút, 10 giờ 34 phút, 10 giờ 48 phút; thời gian kết thúc chiếu tương ứng với 3 container lần lượt là 10 giờ 30 phút, 10 giờ 34 phút, 10 giờ 58 phút. ● Phổ gamma của các mẫu chiếu ngắn 5 phút thu được sau khi đo chỉ chứa các đỉnh năng lượng của đồng vị 24Na. ● Phổ gamma của các mẫu chiếu trung 10 phút thu được sau khi đo chứa các đỉnh năng lượng của đồng vị 24Na; 37Cl; 42K. ● Phổ gamma của các mẫu chiếu dài 10 giờ thu được sau khi đo chứa các đỉnh năng lượng của đồng vị 82Br ; 59Fe; 65Zn; 75Se; 46Sc; 47Ca; 60Co; 203Hg; 51Cr; 86Rb. Trong đó, các đỉnh năng lượng của các đồng vị 82Br ; 47Ca; 60Co; 203Hg; 51Cr có cường độ rất yếu. Do đó, trong phạm vi luận văn không tính hàm lượng các nguyên tố này. Lấy diện tích đỉnh của các đồng vị dựa vào các đỉnh năng lượng được mô tả theo Phụ lục 4. Bảng 3.1: Chế độ thời gian chiếu - rã - đo cho mẫu máu trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Loại (vị trí chiếu) Thời gian chiếu Thời gian rã Thời gian đo Nhân được đo Ngày chiếu; ngày đo Chiếu ngắn (Kênh 7-1) 5 phút 15 giờ 200 giây Na 21/7/2010; 22/7/2010 Chiếu trung (Kênh 7-1) 10 phút 4 giờ 120 giây Na, K, Cl Cùng ngày 4/6/2010 Chiếu dài (mâm quay) 10 giờ 2 tuần 30 phút Rb, Se, Fe, Br, Zn, Ca, Co, Cr, Sc, Hg 2/7/2010; 17/7/2010 3.1.3 Xử lý kết quả ●Natri: Hàm lượng Natri được xác định theo phương pháp k-zero (chương trình k0-DALAT xử lý) và phương pháp tương đối (dựa vào mẫu chuẩn A-13), tính theo công thức (1.6) và (1.7). Bảng so sánh kết quả của hai phép xác định này được thể hiện trong Phụ lục 5 (xem thêm Hình 3.1, Hình 3.2). Dựa vào kết quả nhận được và xem Hình 3.1, Hình 3.2 ta thấy được sự tương đương của hai phương pháp k – zero và tương đối, hầu hết độ lệch giữa hai phương pháp nằm trong 5%. Số liệu hàm lượng của Natri bền trong máu được tính dựa vào phương pháp tương đối sẽ được sử dụng để tính toán hoạt độ riêng của thành phần Natri phóng xạ 24Na sau này. ●Clo: Hàm lượng của Clo được xác định theo phương pháp k–zero (chương trình k0- DALAT xử lý) . ●Kali, Rb, Se, Fe, Zn, Sc: Hàm lượng của các nguyên tố còn lại được xác định theo phương pháp tương 0 0,5 1 1,5 2 2,5 3 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39 41 43 45 47 49 TB Kí hiệu mẫu H à m l ư ợ n g N a tr i b ề n (m g /m l) Theo phương pháp k - zero Theo phương pháp tương đối Hình 3.1: Đồ thị so sánh giá trị hàm lượng Natri bền trong 50 mẫu máu khi tính bằng phương pháp k - zero và tương đối 0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2 1,4 1,6 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40 42 44 46 48 50 52 Kí hiệu mẫu k - z er o /t ư ơ n g đ ố i Hình 3.2: Hình vẽ thể hiện tỉ số k–zero/ tương đối tính cho nguyên tố Natri trong 50 mẫu máu. đối tính theo công thức (1.6) và (1.7): Kali (dựa vào mẫu chuẩn SRM-1547); Rb, Se, Fe, Zn (dựa vào mẫu chuẩn A-13); Sc (dựa vào mẫu chuẩn V-10). Chi tiết hàm lượng của các nguyên tố trong 50 mẫu máu được thể hiện trong Phụ lục 6. Các phổ gamma điển hình của mẫu chiếu dài và chiếu trung được thể hiện trong Phụ lục 9. Dải hàm lượng và giá trị trung bình của các nguyên tố đo được trong máu người được thể hiện trong Bảng 3.2 và Hình 3.3. Bảng 3.2: So sánh dải hàm lượng và giá trị trung bình của 8 nguyên tố trong 50 mẫu máu với các tài liệu tham khảo khác . TT Nguyên tố Đơn vị đo Dải hàm lượng Giá trị trung bình Theo các tài liệu khác Giá trị trung bình Tài liệu 1 Na mg/ml 1,06-2,48 1,71 ± 0,03 1,98 1,9 1,55 ± 0,36 [33] [28] [41] 2 Cl mg/ml 1,10-3,75 2,66 ± 1,11 2,8 [7] 3 Fe mg/ml 0,26-0,72 0,49 ± 0,02 0,45 0,51 ± 0,06 0,550 ± 0,078 [33] [7]; [13] [41] 4 Zn μg/ml 4,55-13,97 8,08 ± 0,48 7,6 7 [33] [25] 5 Se μg/ml 0,04 - 0,18 0,08 ± 0,05 0,07 [32] 6 Sc ng/ml 0,22 - 1,61 0,56 ± 0,34 ng/g 2,38 ± 1,43 11 ± 3 [41] 7 K mg/ml 0,31 - 1,14 0,73 ± 0,1 0,22 ± 0,02 [13] 8 Rb μg/ml 2,73 - 7,92 5,11 ± 0,46 4,2 ± 0,5 [41] Sai số ở đây chủ yếu là sai số thống kê 2 với độ tin cậy 95%. TT là thứ tự Na; 1710 Cl; 2660 K; 730 Fe; 490 Rb; 5,11Sc; 0,00056Se; 0,08Zn; 8,08 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Hình 3.3: Đồ thị biểu diễn các giá trị hàm lượng trung bình của 8 nguyên tố có trong máu người. * Nhận xét: ●Từ Phụ lục 6, Bảng 3.2 ta thấy rằng: Dải hàm lượng của thành phần Natri đo được trong 50 mẫu máu người là 1,06-2,48 mg23Na/ml máu, tương ứng với giá trị trung bình là 1,71 mg23Na/ml. Trong đó, đối với 35 mẫu máu của cư dân Đà Lạt thì giá trị trung bình là 1,69 mg23Na/ml, của 6 dân cư Đức Trọng là 1,7 mg23Na/ml. Đối với cư dân sống ở các vùng gần thành phố Đà Lạt thì hàm lượng trung bình thành phần Natri trong máu cũng không chênh lệch nhiều so với các mẫu máu của cư dân Đà Lạt và Đức Trọng. Riêng đối với 4 mẫu máu còn lại của cư dân sống ở các tỉnh ngoài Lâm Đồng thì hàm lượng Natri trung bình trong máu của 4 cư dân này là thấp hơn (không đáng kể) so với cư dân sống ở Lâm Đồng. Với chỉ 4 mẫu này, không thể khẳng định rằng toàn bộ cư dân sống ở các tỉnh ngoài Lâm Đồng có hàm lượng Natri trong máu thấp hơn so với cư dân sống ở Lâm Đồng, tuy nhiên điều này khẳng định hàm lượng Natri trong máu của các đối tượng khác nhau không hoàn toàn giống nhau nhưng khác nhau không nhiều. Chưa thấy quy luật nào về hàm lượng Natri của các nhóm đối tượng có độ tuổi khác nhau. ●Từ Hình 3.3 nhận thấy: Các giá trị hàm lượng được xác định bằng phương pháp INAA của các nguyên tố như Na, Cl, Fe và K nằm trong dải rộng mg/ml, có trong máu người đối với 50 đối tượng dân cư là rất lớn so với giá trị hàm lượng trung bình của Zn, Se, Sc, Rb nằm trong dải rộng, từ ng/ml (như Sc) đến μg/ml (như Zn, Se, Rb). Từ Bảng 3.3 ta thấy rằng: Dải hàm lượng và giá trị của Na, Cl, Fe, Zn, Se, Rb đều phù hợp với các giá trị trong các tài liệu [7], [13], [25], [28], [32], [33], [41]. So với tài liệu [13], hàm lượng của K cao hơn 3,3 lần; còn hàm lượng của Sc chỉ bằng 0,22 lần hàm lượng Sc trong tài liệu [41]. 3.2 Xây dựng đường đặc trưng liều - hoạt độ phóng xạ riêng của Natri Để xây dựng đường đặc trưng liều với hoạt độ phóng xạ riêng của Natri, trước tiên cần xác định thông lượng neutron nhiệt. 3.2.1 Xác định liều neutron nhiệt H àm l ư ợ n g μ g/ m l 3.2.1.1 Xác định thông lượng neutron nhiệt trong cột nhiệt lò phản ứng: Theo tài liệu [12], thí nghiệm đối với một số mẫu máu chiếu kích hoạt không bọc Cadmi và có bọc Cadmi thì kết quả thực nghiệm cho thấy lượng đóng góp của neutron trên nhiệt và neutron nhanh là không đáng kể so với neutron nhiệt (cỡ chỉ 1,16 phần nghìn). Tỷ số Cadmi đã tính được năm 2002 tại vị trí cột nhiệt là R = 860,32 nghĩa là thông lượng neutron nhiệt có giá trị rất lớn. Để xác định được thông lượng tuyệt đối của neutron nhiệt tại cột nhiệt lò phản ứng dùng phương pháp lá dò vàng để kích hoạt tại 2 vị trí xác định trong cột nhiệt ở công suất P = 500 kW. Kết quả cho thấy: Thông lượng tại vị trí No. 1 là 5,8.109  4% n/(cm2.s) và tại vị trí No. 2 là 7,52.107  5% n/(cm2.s). 3.2.1.2 Xác định liều tương đương neutron nhiệt Các mẫu máu (đã được chuẩn bị như ở “mục 3.1.1.1”) được chiếu xạ tại hai vị trí No. 1 và No. 2 ở cột nhiệt với các thời gian chiếu khác nhau (từ 7 - 135 phút) để có các thông lượng tích phân khác nhau (từ 3.108 – 5.1013 n/cm2). Từ đó tính được thông lượng tích phân của neutron F dựa trên thông lượng của neutron nhiệt theo công thức (1.24). Sau đó đo hoạt độ phóng xạ của Natri trong các mẫu đã chiếu xạ.Với thông lượng tích phân tìm được ta nhân với hệ số biến đổi giữa liều tương đương và thông lượng tích phân của neutron nhiệt 1,04.10-11 Sv/(n/cm2), ta sẽ tính được liều tương đương ( DFth  ) (xem Bảng 3.3). 3.2.2 Thiết lập đường đặc trưng liều tương đương neutron nhiệt - hoạt độ phóng xạ riêng của 24Na Căn cứ theo kết quả các giá trị nồng độ Natri bền đã xác định theo Phụ lục 6 và hoạt độ phóng xạ của mẫu tương ứng với từng đối tượng, sẽ xác định được hoạt độ riêng của Natri A [Bq24Na/mg23Na] đối với từng mẫu máu. Từ số liệu hoạt độ riêng của Natri trong mỗi mẫu máu đã chiếu kích hoạt và liều tương đương, sẽ tính được mối liên quan giữa liều tương đương D và hoạt độ riêng của Natri. Kết quả tính toán thông lượng tích phân của neutron F, hoạt độ riêng Natri A và liều tương đương D được trình bày trong Bảng 3.3 và đồ thị được biểu diễn trên Hình 3.4. Bảng 3.3: Kết quả đo hoạt độ riêng của Natri A (đơn vị Bq 24Na/mg23Na) trong các mẫu máu tương ứng với liều neutron nhiệt D (đơn vị Sv) TT Vị trí chiếu Thông lượng tích phân của neutron (x109n/cm2) Hoạt độ riêng A (Bq 24Na/mg23Na) Liều tương đương D (Sv) 1 No.2 33,84 6,38 0,35 2 No.2 101,97 19,83 1,06 3 No.2 169,65 25,26 1,76 4 No.2 338,4 49,64 3,52 5 No.2 1016,6 166,34 10,57 6 No.1 3480 603,99 36,19 7 No.1 5220 908,74 54,29 8 No.1 6960 1233,1 72,38 9 No.1 10544 1880,5 109,66 10 No.1 15695 2866,9 163,23 11 No.1 17435 3245 181,32 12 No.1 20915 3878,9 217,51 13 No.1 31355 5820,8 326,09 14 No.1 38350 6970,5 398,84 15 No.1 45484 8090,2 473,03 * Nhận xét: Từ Hình 3.4 thấy rằng, dạng đồ thị tuân theo phương trình: D [Sv] = 0,057.A [Bq24Na/mg23Na] + 0,008 với hệ số tương quan R2 = 0,999. Với giới hạn dò của thiết bị đo cụ thể ở trên là 0,139 Bq24Na/ mg23Na thì liều tương đương cực tiểu xác định được là 8 mSv. 3.3 Quy trình định liều neutron nhiệt 3.3.1 Quy trình định liều  Khái quát: Hình 3.4: Đồ thị biểu diễn sự phụ thuộc của liều tương đương neutron nhiệt D theo hoạt độ riêng Natri A đo được trong máu người. D = 0,057A + 0,008 R² = 0,999 0 100 200 300 400 500 0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000 D ( S v) A (Bq 24Na/mg23Na) Phương pháp này dựa trên việc xác định hoạt độ riêng của thành phần Natri bền 23Na (có độ phổ biến 100%) có trong máu người khi bị kích hoạt bởi neutron nhiệt (tiết diện kích hoạt đối với neutron nhiệt là  = 530,5  5,0 mbar; còn đối với neutron trên nhiệt và neutron nhanh thì rất nhỏ và không đáng kể) thành Natri phóng xạ 24Na với chu kỳ bán rã T1/2 = 14,96 giờ theo phản ứng 23Na(n, )24Na. 24Na có năng lượng gamma E = 1368,6 keV (100%) và 2754 keV (99,94%), năng lượng beta cực đại Emax = 1392 keV (năng lượng beta trung bình là 553 keV). Có thể đo hoạt độ phóng xạ của Natri kích hoạt theo hoạt độ beta hoặc gamma (ví dụ đo theo hoạt độ gamma trên phổ kế gamma). Từ mối liên quan đó, sẽ xác định được liều tương đương neutron nhiệt mà đối tượng nhận được theo độ lớn của hoạt độ riêng của thành phần Natri khi bị kích hoạt.  Dụng cụ, thiết bị: 1. Phổ kế gamma: Tùy theo địa điểm tiến hành đo có thể sử dụng loại phổ kế khác nhau. Một loại phổ kế gamma có tại Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt đó là hệ phổ kế gamma phông thấp Canberra (USA) với đặc trưng sau: detector HPGe đồng trục; HV = 3000V; Hiệu suất đo tương đối = 33,4%; FWHM (1332,5keV) = 1,73keV; FWTM/FWHM = 1,83; FWHM (122,06keV) = 0,75keV; MCA: APTEC. 2 . Dụng cụ: Kim tiêm, cồn, lọ thủy tinh, bông gòn; Kéo thép không gỉ dùng trong y tế, thìa xúc mẫu, panh gắp kẹp; Máy dán bao nylon, cối để nghiền mẫu, tủ sấy; Bao nylon, giấy nhôm, giấy lọc; Cân phân tích điện tử với 4 chữ số sau dấu phẩy; Container ; Máy đo liều; v.v…  Quy trình: Bước 1- Chuẩn bị mẫu máu và thiết bị đo: 1. Thu góp và chuẩn bị mẫu: Dùng ống kim tiêm, thu góp khoảng 0,5 - 1 ml máu từ mỗi đối tượng đã bị chiếu xạ vào ống nghiệm polietilen (hoặc ống nghiệm thủy tinh sạch); định lượng thể tích mỗi mẫu máu, ghi kí hiệu mẫu trên ống. Trường hợp chưa dùng mẫu ngay và để tránh sự đóng cục (làm khó khăn trong việc định hình thể tích mẫu) thì sử dụng Lithium heparin (cỡ 1 mg/5 ml máu). 2. Xác định hiệu suất đếm của phổ kế gamma: Dùng một số nguồn chuẩn điểm đo trên phổ kế (tại khoảng cách từ 10 – 20 cm tính từ tâm và sát bề mặt detector theo chiều thẳng đứng) để xác định hiệu suất đếm ở năng lượng 1368,6 keV tại các khoảng cách này. Bước 2- Đo hoạt độ phóng xạ riêng: Đo trực tiếp các mẫu máu đã chuẩn bị trên phổ kế gamma tại đỉnh năng lượng 1368,6 keV (ở vị trí đã biết hiệu suất đếm) để xác định hoạt độ riêng của Natri theo công thức (1.21) Nếu chưa biết chính xác hàm lượng Natri của bản thân một đối tượng nào đó thì sử dụng giá trị trung bình 1,71 mg23Na/ml máu đã xác định bằng thực nghiệm ở trên đối với các đối tượng dân cư Lâm Đồng. Bước 3- Hiệu chỉnh Rt: Rt là tỷ lệ 24Na còn lại trong cơ thể người ở thời điểm mẫu được thu góp (t là thời gian tính từ sau khi xảy ra chiếu xạ, đơn vị tính là ngày), được tính theo công thức (1.22). Hiệu chỉnh được Rt ở công thức (1.22) khi biết khoảng thời gian từ lúc xảy ra chiếu xạ đến lúc đo mẫu. Bước 4- Xác định liều neutron: Dựa theo công thức thực nghiệm đã xác định: D [Sv] = 0,057.A [Bq24Na/mg23Na] + 0,008 (3.1) Trong đó: D (Sv) là liều tương đương neutron nhiệt; A (Bq24Na/mg23Na) là hoạt độ riêng của Natri phóng xạ đo được. Bước 5- Đánh giá hiệu suất: Giới hạn dò của phương pháp đo hoạt độ riêng là 0,139 Bq24Na/ mg23Na. Liều cực tiểu có thể xác định được theo phương pháp này là 8 mSv. Liều tỷ lệ thuận với hoạt độ phóng xạ riêng đo được trong máu người. Bước 6- Kiểm tra chất lượng: Sai số của phép định liều bao gồm các sai số sau: Quá trình đo hoạt độ phóng xạ riêng; giá trị hàm lượng Natri trung bình trong máu người; thời gian hiệu chỉnh từ lúc đối tượng bị chiếu xạ đến lúc đo mẫu; xây dựng đường chuẩn liều theo công thức (3.1).  Những điều cần chú ý khi thực hiện quy trình: - Trong thời gian thu góp mẫu máu, cần có máy đo liều để kiểm soát an toàn. - Quy trình chuẩn bị mẫu trước khi phân tích phải chú ý: Túi đựng mẫu phải lau chùi sạch sẽ, không bị thủng, không để lẫn lộn các mẫu, không dây bẩn phóng xạ (vì mẫu dạng lỏng) cũng như mất mát nguyên tố trong mẫu. 3.3.2 Phạm vi áp dụng Giới hạn dò của phương pháp đo hoạt độ riêng là 0,139 Bq24Na/ mg23Na. Liều cực tiểu có thể xác định được theo phương pháp này là 8 mSv. Đối tượng được áp dụng là những nhân viên bức xạ bị chiếu xạ với liều cao khi xảy ra tai nạn hoặc trong trường hợp khắc phục sự cố với neutron. KẾT LUẬN Kết luận chung: ●Luận văn đã trình bày các phương pháp nghiên cứu đó là NAA, đo phổ gamma và phương pháp định liều neutron nhiệt trên cơ sở đo 24Na trong máu người. Đã tìm hiểu cơ chế của bức xạ neutron/gamma khi đi qua vật chất. ●Luận văn cũng đã giới thiệu thiết bị, dụng cụ thí nghiệm và chương trình đo, xử lý phổ gamma. ●Các kết quả thực nghiệm đã trình bày trong luận văn này như sau: - Đã tìm thấy trong máu có 13 nguyên tố như Na, K, Cl, Rb, Se, Fe, Br, Zn, Ca, Co, Cr, Sc, Hg. - Đã xác định được các giá trị hàm lượng Natri trong 50 mẫu máu người (chủ yếu là dân cư Lâm Đồng) nằm trong dải từ 1,06-2,48 mg23Na/ml máu, tương ứng với giá trị trung bình là 1,71  0,03 mg/ml (độ tin cậy 95%). Chưa thấy sự khác biệt hay quy luật nào giữa các đối tượng sống ở các vùng khác nhau và giữa các đối tượng ở độ tuổi khác nhau. - Đã xác định hàm lượng của 7 nguyên tố khác ngoài Na có trong máu người của 50 đối tượng dân cư nói trên: Cl (giá trị trung bình 2,66  1,11 mg/ml; dải hàm lượng từ 1,10-3,75); Fe (giá trị trung bình: 0,49  0,02 mg/ml; dải hàm lượng 0,26-0,72); Zn (giá trị trung bình: 8,08  0,48 μg/ml; dải hàm lượng: 4,55-13,97); Se (giá trị trung bình: 0,08  0,05 μg/ml; dải hàm lượng: 0,04- 0,18); Sc (giá trị trung bình: 0,56  0,34 ng/ml; dải hàm lượng 0,22-1,61); Rb (giá trị trung bình: 5,11  0,46 μg/ml; dải hàm lượng: 2,73-7,92 và K (giá trị trung bình: 0,73  0,1 mg/ml; dải hàm lượng: 0,31-1,14). - Đã xác định thông lượng neutron nhiệt tại 2 vị trí ở cột nhiệt lò phản ứng hạt nhân với công suất 500 kW. Các giá trị thông lượng đo được tại vị trí No. 1 là 5,58.109  4% n/(cm2.s) và tại vị trí No. 2 là 7,52.107  5% n/(cm2.s). - Thiết lập mối liên quan giữa liều tương đương neutron nhiệt D [Sv] và hoạt độ riêng của Natri A [Bq24Na/mg23Na] trong máu người theo công thức thực nghiệm D = 0,057.A + 0,008. Từ đó suy ra được liều tương đương cực tiểu xác định được là 8 mSv. - Thiết lập qui trình định liều cá nhân neutron nhiệt bằng phương pháp phân tích thành phần Natri phóng xạ trong máu người cho các đối tượng bị chiếu xạ bởi nguồn neutron cho các cơ sở bức xạ có sử dụng các nguồn neutron công suất lớn. Phương hướng nghiên cứu phát triển tiếp theo: Để có thể thực hiện các nghiên cứu rộng hơn về phương pháp định liều neutron thì cần kết hợp với định liều neutron nhanh bằng phương pháp phân tích thành phần Photpho phóng xạ 32P theo phản ứng 32S(n, p)32P trong tóc người. Đồng thời xây dựng hệ đo toàn thân có che chắn [sử dụng đầu dò NaI(Tl) kích thước lớn] và các phantom chuẩn dạng người để định liều tổng cộng. Xác định hàm lượng các nguyên tố khác trong máu người. Từ đó, đóng góp vào việc xây dựng các đặc trưng sinh lý của người Việt Nam, có thể phản ánh chế độ dinh dưỡng hiện nay của một nhóm đối tượng người Việt Nam, tìm ra mối liên quan giữa các thành phần này với bệnh tật và sức khỏe. TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt [1] Hồ Mạnh Dũng (2002), Nghiên cứu phát triển phương pháp K-Zero trong phân tích kích hoạt neutron lò phản ứng hạt nhân cho xác định đa nguyên tố, Luận án tiến sỹ trường đại học Khoa Học Tự Nhiên. [2] TS. Hồ Mạnh Dũng và cộng sự (2004), Xác định các nguyên tố độc và vết trong tóc người và trầm tích bằng kỹ thuật phân tích kích hoạt nơtron lò phản ứng dựa trên phương pháp K – zero. [3] Phan Văn Duyệt (1979), Phóng xạ y học – cơ sở và lâm sàng, Nhà xuất bản Y học, Hà Nội. [4] Nguyễn Văn Đỗ (2004), Các phương pháp phân tích hạt nhân, Nhà xuất bản đại học quốc gia Hà Nội. [5] Nguyễn Văn Hùng (2008), Giáo trình An toàn và liều lượng bức xạ. [6] PGS.TS.Ngô Quang Huy (2006), Cơ sở Vật lý hạt nhân, Nhà xuất bản khoa học và kỹ thuật. [7] Nguyễn Thế Khánh và cộng sự (1990), Hóa nghiệm sử dụng trong lâm sàng, Nhà xuất bản Y học, Hà Nội. [8] Hoàng Đắc Lực (2010), Giáo trình thực hành phổ kế Gamma, Đà Lạt. [9] Nguyễn Quang Miên (2008), Giáo trình ghi nhận và đo lường bức xạ hạt nhân, Thành phố Hồ Chí Minh. [10] Trần Thanh Minh, Phương pháp thực nghiệm trong Vật lý hạt nhân, Đại học Đà Lạt [11] Mai Văn Nhơn (2002), Nhập môn Vật lý neutron, Nhà xuất bản Đại học Quốc gia thành phố Hồ Chí Minh. [12] Hoàng Văn Nguyện và cộng sự (2002), Một số nghiên cứu phục vụ định liều neutron và xây dựng bộ số liệu cơ bản sai hình nhiễm sắc thể cho nhân viên bức xạ làm việc tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Báo cáo kết quả thực hiện đề tài nghiên cứu khoa học cấp bộ năm 2000- 2001. [13] Nguyễn Tấn Gi Trọng và cộng sự (1975), Hằng số sinh học người Việt Nam, Nhà xuất bản Y học, Hà Nội. [14] Đặng Huy Uyên, Môi trường nhiễm xạ và kỹ thuật hạt nhân trong nghiên cứu môi trường, Nhà xuất bản đại học quốc gia Hà Nội. [15] Đặng Huy Uyên (2005), Vật lý hạt nhân đại cương, Nhà xuất bản Đại học Quốc gia Hà Nội. [16] Viện Nghiên cứu hạt nhân (2005), Phân tích kích hoạt nơtron, Tài liệu dùng cho Khóa huấn luyện về sử dụng lò phản ứng hạt nhân. [17] Viện Nghiên cứu hạt nhân, Trung tâm đào tạo (2008), Viện nghiên cứu hạt nhân và các hoạt động nghiên cứu, triển khai điển hình. [18] Ths Cao Đông Vũ và cộng sự (2007-2008), Áp dụng phương pháp phân tích kích hoạt nơtrôn 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. Tiếng nước ngoài [19] W.G. Cross (1981), Neutron activation of sodium in phantoms and the Human body, Health physics, Vol. 41 (July) pp. 105-121. [20] R. Cornelis et al (1995), Sample collection guidelines for trace elements in blood and urine, Great Britain. [21] E.S. Da Fonseca et al. (1999), Estimation of the absorbed dose received by individuals irradiated with neutrons, Instituto de radioprotecao e dosimetria/CNEN, CEP 2278-160, Rio de Janeiro, RJ, Brazil. [22] Michael D. Glascock, An Overview of Neutron Activation Analysis, University of Missouri Research Reactor, từ [23] Thomas E. Gills (1993), Sandard reference material 1633b, Gaithersburg. [24] Dale E. Hankins (1980), Dosimetry of criticality accidents using activations of the blood and hair, Vol. 38 (April), pp. 529-541. [25] R. Delon Hull et (1994), Element in blood or tissue. [26] IAEA (1999), AQCS catalogue for reference materials and intercomparison exercises. [27] IAEA (1982), Basis safety standards for radiation protection, Series No.9 [28] IAEA (1982), Dosimetry for criticality accidents, A manual, Technical reports series No. 211, Vienna, Austria. [29] IAEA (1980), Elemental analysis of biological material, Technical reports Series No. 197, Vienna, Austria. [30] IAEA (1974), Evaluation of radiation emergencies and accidents, Technical reports series No. 152, Vienna, Austria. [31] IAEA (1970), Nuclear accident dosimetry systems, Proccedings of a panel, 17-22 Feb. 1969, Vienna, Austria. [32] IAEA (1972), Nuclear activation techniques in the life sciences, Proceedings of a symposium, Bled, Vienna, Austria. [33] IAEA (1967), Nuclear activation techniques in the life sciences, Proceedings of a symposium, Amsterdam, Vienna, Austria. [34] IAEA (1965), Personnel dosimetry for radiation accidents, Proccedings of a symposium, 8-12 March, 1965, Vienna, Austria. [35] C.H. Kraitop (1979), Dozimetria pri radiacionnux avariax, Mockva. [36] Paul Kruger (1970), Principles of Activation Analysis, California. [37] C.L.P. Mauricio et al (1999), IRD Criticality accident dosimetry system, Instituto de radioprotecao e dosimetria (IRD), CEP 2278, Brazil. [38] Masayasu Noguchi (2005), Gamma ray spectrometry with a Ge detector, Japan. [39] Masayasu Noguchi (2005), Gamma-ray spectrometry for environmental sample, Japan. [40] William P. Reed (1993), Sandard reference material 1547, Gaithersburg. [41] Cecilia E. Trindade et al (2007), Comparative study between trace element concentrations in human whole blood and serium samples, Brazil. [42] John Wiley & Sons (1978), Table of isotopes, 7th ed, Inc. PHỤ LỤC Phụ lục 1: GIỚI HẠN LIỀU Ở VIỆT NAM VÀ THỜI GIAN LÀM VIỆC Nhân viên bức xạ Dân chúng Tài liệu Thời gian 40 giờ/tuần 2000 giờ/năm 7000 giờ/năm IAEA Giới hạn liều hàng năm 50 mSv/năm (25 Sv/giờ) 5 mSv/năm (0,7 Sv/giờ)m Cũ (TCVN) 20 mSv/năm (10 Sv/giờ) 1 mSv/năm (0,143 Sv/giờ) Mới (IAEA) Chú ý:  Bao gồm cả chiếu trong và chiếu ngoài  Không bao gồm phông tự nhiên  Phông tự nhiên ở Việt nam (0,15 ~0,25) Sv/giờ. Phụ Lục 2: QUY TRÌNH INAA I. Xác định điều kiện phân tích tối ưu 1. Xác định loại mẫu gì? 2. Chọn mẫu chuẩn thích hợp (cùng hoặc gần giống matrix/thành phần) 3. Xác định khối lượng mẫu và chuẩn cần lấy 4. Thời gian chiếu 5. Vị trí chiếu 6. Thời gian nguội/đợi 7. Thời gian đo/đếm phóng xạ 8. Đỉnh năng lượng (E) II. Chuẩn bị mẫu 1. Chuẩn bị mẫu phân tích 2. Chuẩn bị bao bì túi đựng mẫu (bằng nhựa polyêthylene PE, container,v.v…) a. Túi PE sạch: Đã dán thành túi vuông hoặc tròn - trừ 1 phía để cho mẫu vào. b. Container nhôm hoặc PE sạch, có nắp vặn,.. đúng kích thước, trọng lượng 3. Đóng gói mẫu phân tích và mẫu chuẩn a. Cân khối lượng mẫu chuẩn và mẫu phân tích thích hợp và cho vào túi PE đã chuẩn bị và cân trọng lượng (bì), hàn kín bằng nhiệt, đánh số kí hiệu mẫu, ghi vào sổ nhật ký thí nghiệm,… b. Cho các túi mẫu phân tích và mẫu chuẩn vào container nhôm hoặc PE, vặn nắp kín. IV. Chiếu xạ mẫu 1. Chọn lựa phản ứng hạt nhân: (n,);... 2. Chọn lựa nguồn neutron: Lò phản ứng, 3. Chọn lựa loại neutron: nhiệt, trên nhiệt, nhanh, 4. Chọn thời gian chiếu 5. Xác định vị trí chiếu (với Lò Đà Lạt): +) Chiếu ngắn < 1phút: chọn kênh 13-2; +) Chiếu trung bình từ 1 - 30 phút: chọn kênh 7-1; +) Chiếu dài >30 phút: chọn mâm quay hoặc bẩy neutron 6. Lập phiếu chiếu mẫu, xin chữ ký người có thẩm quyền 7. Nộp bộ phận vận hành phiếu chiếu mẫu và container đựng mẫu 8. Chiếu mẫu trên Lò V. Chọn thời gian để nguội/đợi 1. Thời gian (tùy thuộc loại đồng vị và thời gian đã chiếu) 2. Chổ cất giữ: Trong container chì, để ở nơi ít gây ảnh hưởng cho người làm và môi trường. VI. Thực hiện đo/đếm hoạt độ phóng xạ 1. Kiểm tra tòan bộ hệ thống đo (điện, phòng, sổ ghi chép,…) 2. Đổ Nitơ lỏng 2-3 giờ trước khi khởi động máy 3. Khởi động máy vài giờ trước khi tiến hành đo đếm (lên cao thế) 4. Chuẩn đường cong năng lượng 5. Tiến hành đo/đếm phóng xạ 6. Lấy diện tích tại đỉnh phân tích đã chọn VII. Tính tóan kết quả 1. Phương pháp k0 2. Phương pháp tương đối VIII. Xử lý kết quả Sơ đồ tóm tắt phương pháp INAA như sau: Phụ lục 3: DANH SÁCH 50 ĐỐI TƯỢNG DÂN CƯ Tên mẫu Họ và tên Giới tính Tuổi Nơi ở Số ml 1 Trần Hoàng Sơn M 15 Đà Lạt 1 2 Trần Tuấn Anh M 19 Đà Lạt 1 3 Phan Thị Oanh F 19 Đà Lạt 2 Chuẩn bị mẫu phân tích và mẫu chuẩn Tính toán kết quả Xử lý phổ Thu nhận phổ Để rã Chiếu xạ mẫu phân tích và mẫu chuẩn Cân, đóng gói mẫu phân tích và mẫu chuẩn 4 Mai Đức Bình M 23 Đà Lạt 2 5 Hà Trung Dũng M 23 Đà Lạt 1 6 Huỳnh Minh Sơn M 23 Đà Lạt 2 7 Lê Minh Khoái M 24 Đà Lạt 2 8 Đặng Thị Kim Vinh F 24 Đà Lạt 2 9 Thiều Quốc Tuyền M 25 Đà Lạt 1 10 Nguyễn Trần Mỹ Linh F 26 Đà Lạt 2 11 Lê Hoàng Mỹ Dung F 26 Đà Lạt 1 12 Võ Thị Dung F 26 Đà Lạt 1 13 Trịnh Văn Minh M 26 Đà Lạt 1 14 Lê Thị Hồng F 26 Đà Lạt 1 15 Phạm Thị Kiều Dung F 28 Đà Lạt 1 16 Đặng Thanh Sơn M 31 Đà Lạt 1 17 Đỗ Văn Quyết M 31 Đà Lạt 2 18 Bùi Thanh Hoạt M 32 Đà Lạt 2 19 Cao Thị Hoài Linh F 32 Đà Lạt 1 Tên mẫu Họ và tên Giới tính Tuổi Nơi ở Số ml 20 Võ Thị Thủy F 33 Đà Lạt 1 21 Trần Việt Hoài M 34 Đà Lạt 1 22 Lê Viết Cường M 34 Đà Lạt 2 23 Đặng Thị Nguyệt F 36 Đà Lạt 2 24 Trần Thị Vân F 36 Đà Lạt 1 25 Phạm Thị Tâm F 40 Đà Lạt 0,5 26 Đặng Thị Nga F 40 Đà Lạt 1 27 Đặng Thị Hồng F 41 Đà Lạt 2 28 Phạm Thị Tân F 45 Đà Lạt 2 29 Đặng Thị Hương F 45 Đà Lạt 2 30 Nguyễn Thị Thuyền F 46 Đà Lạt 1 31 Đặng Công Tâm M 52 Đà Lạt 2 32 Lê Thị Trắc F 58 Đà Lạt 1 33 Trần Rõ M 60 Đà Lạt 1 34 Nguyễn Thị Lan F 70 Đà Lạt 1 35 Đặng Phước Huynh M 78 Đà Lạt 1 36 Cil Mup Siêu F 17 Lạc Dương 1 37 Lê Thị Vượng F 20 Lâm Hà 2 38 Chu Ngọc Toán M 31 Lâm Hà 1 39 Rơ Ông Kloi F 54 Lâm Hà 1 Tên mẫu Họ và tên Giới tính Tuổi Nơi ở Số ml 40 Đặng Thị Thêm F 46 Đơn Dương 1 41 Nông Thị Đào F 22 Đức Trọng 1 42 Nguyễn Thị Luyện F 26 Đức Trọng 2 43 Phùng Thị Như Hồng F 31 Đức Trọng 1 44 Nguyễn Thị Công F 34 Đức Trọng 2 45 Chu Thị Bích Hường F 37 Đức Trọng 1 46 Nguyễn Đức Thuận M 48 Đức Trọng 2 47 Tống Văn Thắng M 29 Đồng Nai 2 48 Trần Thị Huyền Trâm F 25 TPHCM 2 49 Trần Điền Tú M 23 TPHCM 2 50 Phan Minh Nguyệt M 21 Huế 1 Phụ lục 4: MỘT SỐ THÔNG SỐ CỦA CÁC ĐỒNG VỊ ĐƯỢC TÌM THẤY TRONG MẪU MÁU TT Loại phản ứng  (barns) T1/2 E() (keV)  (%) Ghi chú 1 Na),n(Na 2423  0,513 14,96 (giờ) 1368,60* 2754,00 100,00 99,94 2 Cl),n(Cl 3837  0,423 37,24 (phút) 1642,69* 2167,68 31,00 42,00 3 K),n(K 4241  1,45 12,36 (giờ) 1524,58 18,80 4 Sc),n(Sc 4645  26,3 83,81 (ngày) 889,28* 1120,55 99,98 99,99 5 Ca),n(Ca 4746  0,62 4,54 (ngày) 489,23 807,86 1297,09* 6,51 6,51 74,00 Không phân tích 6 Cr),n(Cr 5150  15,2 27,7 (ngày) 320,08 10,08 Không phân tích 7 Fe),n(Fe 5958  1,31 44,5(ngày) 142,65 192,35 1099,25* 1291,60 1,02 3,08 56,50 43,20 8 Co),n(Co 6059  37,13 5,27 (năm) 1173,24* 1332,50 99,90 99,98 Không phân tích 9 64Zn(n,)65Zn 0,726 243,9 (ngày) 1115,55* 50,7 TT Loại phản ứng  (barns) T1/2 E() (keV)  (%) Ghi chú 10 74Se(n, )75Se 51,2 119,77 (ngày) 121,12 136,01 264,66* 279,54 400,66 17,30 59,00 59,20 25,20 11,56 11 Br),n(Br 8281  2,58 35,3 (giờ) 554,35 619,11 698,37 776,52* 827,83 1044,08 1317,47 1474,88 70,76 43,44 28,49 83,54 24,03 27,23 26,48 16,32 Không phân tích 12 Rb),n(Rb 8685  0,494 18,66 (ngày) 1076,60* 8,78 13 Hg),n(Hg 203202  4,35 46,61 (ngày) 279,20* 81,46 Không phân tích Trong đó:: Tiết diện bắt neutron nhiệt, T1/2 : Thời gian bán rã, E: Năng lượng gamma đặc trưng của đồng vị phóng xạ, : Hiệu suất phát tại năng lượng gamma đặc trưng, *: Đỉnh năng lượng được dựa vào để tính diện tích đỉnh. Phụ lục 5: BẢNG SO SÁNH HÀM LƯỢNG NATRI BỀN TRONG MÁU 50 ĐỐI TƯỢNG DÂN CƯ THEO PHƯƠNG PHÁP KZERO VÀ TƯƠNG ĐỐI Tên mẫu(1) Tuổi(2) Nơi ở(3) Số ml(4) Kzero(mg/ml)(5) Tương đối(mg/ml)(6) Natri Sai số Natri Sai số 1 15 Đà Lạt 1 1,81 0,09 1,89 0,04 2 19 Đà Lạt 1 2,12 0,13 2,33 0,05 3 19 Đà Lạt 2 1,33 0,07 1,44 0,03 4 23 Đà Lạt 2 1,16 0,06 1,28 0,03 5 23 Đà Lạt 1 1,19 0,07 1,33 0,03 6 23 Đà Lạt 2 1,38 0,07 1,36 0,03 7 24 Đà Lạt 2 1,69 0,08 1,76 0,03 8 24 Đà Lạt 2 1,28 0,07 1,45 0,03 9 25 Đà Lạt 1 1,63 0,08 1,8 0,03 10 26 Đà Lạt 2 1,47 0,07 1,56 0,03 11 26 Đà Lạt 1 1,82 0,09 1,72 0,03 12 26 Đà Lạt 1 1,5 0,08 1,62 0,03 13 26 Đà Lạt 1 1,95 0,1 2,1 0,04 14 26 Đà Lạt 1 2,18 0,1 2,03 0,04 15 28 Đà Lạt 1 1,48 0,07 1,6 0,03 16 31 Đà Lạt 1 1,78 0,09 1,84 0,04 17 31 Đà Lạt 2 1,41 0,07 1,48 0,03 18 32 Đà Lạt 2 1,3 0,08 1,44 0,03 19 32 Đà Lạt 1 1,68 0,1 1,91 0,03 20 33 Đà Lạt 1 1,84 0,09 1,87 0,03 21 34 Đà Lạt 1 1,82 0,09 2,01 0,04 22 34 Đà Lạt 2 1,39 0,07 1,27 0,03 23 36 Đà Lạt 2 1,45 0,08 1,61 0,03 24 36 Đà Lạt 1 1,66 0,09 1,78 0,03 (1) (2) (3) (4) (5) (6) 25 40 Đà Lạt 0,5 1,88 0,09 1,75 0,03 26 40 Đà Lạt 1 2,26 0,11 2,48 0,04 27 41 Đà Lạt 2 1,71 0,08 1,64 0,03 28 45 Đà Lạt 2 2,01 0,11 1,81 0,03 29 45 Đà Lạt 2 1,47 0,07 1,53 0,03 30 46 Đà Lạt 1 1,72 0,08 1,78 0,03 31 52 Đà Lạt 2 1,75 0,09 1,6 0,03 32 58 Đà Lạt 1 2,4 0,12 2,33 0,04 33 60 Đà Lạt 1 2,25 0,11 2,39 0,05 34 70 Đà Lạt 1 0,99 0,05 1,06 0,02 35 78 Đà Lạt 1 2,22 0,11 2,31 0,04 36 17 Lạc Dương 1 1,95 0,1 1,81 0,04 37 20 Lâm Hà 2 1,74 0,09 1,62 0,03 38 31 Lâm Hà 1 1,46 0,07 1,4 0,03 39 54 Lâm Hà 1 2,25 0,1 2,29 0,04 40 46 Đơn Dương 1 1,79 0,1 1,64 0,03 41 22 Đức Trọng 1 1,58 0,07 1,52 0,03 42 26 Đức Trọng 2 2,08 0,1 1,94 0,04 43 31 Đức Trọng 1 2,19 0,1 2,13 0,04 44 34 Đức Trọng 2 1,4 0,07 1,52 0,03 45 37 Đức Trọng 1 1,52 0,07 1,4 0,03 46 48 Đức Trọng 2 1,76 0,08 1,68 0,03 47 29 Đồng Nai 2 1,45 0,07 1,29 0,03 48 25 TPHCM 2 1,65 0,08 1,49 0,03 49 23 TPHCM 2 1,49 0,09 1,27 0,03 50 21 Huế 1 1,45 0,07 1,31 0,03 Giá trị trung bình 1,69 0,09 1,71 0,03 Độ tin cậy 2σ (95%), sai số ở đây là sai số thống kê đỉnh Phụ lục 6: HÀM LƯỢNG 8 NGUYÊN TỐ TRONG 50 MẪU MÁU NGƯỜI Tên mẫu Na (mg/ml ) Cl (mg/ml) Fe (mg/ml) Zn (μg/ml) Se (μg/ml) Sc (ng/ml) K (mg/ml) Rb (μg/ml) 1 1,89 2,57 0,57 10,26 0,09 1,2 0,63 6,68 2 2,33 3,37 0,72 9,75 0,11 1,42 0,91 6,54 3 1,44 1,68 0,35 6 0,06 0,14 0,4 2,81 4 1,28 1,32 0,36 6,01 0,03 0,44 0,48 5,05 5 1,33 1,2 0,34 4,9 0,05 0,24 0,55 5,41 6 1,36 1,92 0,6 9,66 0,16 0,67 1,01 5,68 7 1,76 1,16 0,65 8,58 0,08 0,69 0,83 7,52 8 1,45 1,7 0,45 5,71 0,06 0,17 0,46 5,05 9 1,8 1,46 0,56 9,25 0,06 0,5 0,64 5,84 10 1,56 1,8 0,51 7,77 0,02 0,22 0,73 4,16 11 1,72 2,72 0,47 8,72 0,08 0,56 0,58 4,14 12 1,62 2,22 0,47 6,71 0,1 0,19 0,7 5,37 13 2,1 3,62 0,56 11,93 0,06 0,35 0,87 5,01 14 2,03 3,55 0,49 8,86 0,05 1,51 0,99 4,84 15 1,6 2,37 0,36 7,22 0,05 0,52 0,84 4,11 16 1,84 2,85 0,59 7,3 0,03 1,39 0,92 6,15 17 1,48 3,57 0,49 5,6 0,11 0,34 0,65 5,6 18 1,44 1,73 0,32 5,44 0,07 0,29 0,37 4,02 19 1,91 2,52 0,35 5,81 0,08 0,26 0,87 3,19 20 1,87 2 0,41 6,86 0,04 0,36 0,73 3,55 21 2,01 2,8 0,62 10,45 0,14 1,07 1,04 5,52 22 1,27 2,4 0,52 7,59 0,1 0,47 0,9 5,63 23 1,61 2,6 0,41 5,64 0,04 0,68 0,52 4,05 24 1,78 1,55 0,46 8,12 0,07 0,37 0,42 5,6 25 1,75 1,52 0,72 13,92 0,08 0,74 1,01 7,18 Tên mẫu Na (mg/ml ) Cl (mg/ml) Fe (mg/ml) Zn (μg/ml) Se (μg/ml) Sc (ng/ml) K (mg/ml) Rb (μg/ml) 26 2,48 1,87 0,54 8,76 0,18 0,57 0,51 5,37 27 1,64 2,43 0,55 5,86 0,12 0,4 0,71 5,76 28 1,81 1,12 0,53 8,18 0,2 0,66 0,79 4,34 29 1,53 3,19 0,51 6,1 0,1 0,51 0,55 4,64 30 1,78 3,08 0,52 10,22 0,11 0,49 0,81 4,85 31 1,6 2,1 0,41 6,73 0,04 1,09 1,01 3,6 32 2,33 1,1 0,62 12,69 0,09 0,67 0,98 6,09 33 2,39 2,23 0,62 11,82 0,07 0,31 1,11 5,99 34 1,06 1,48 0,33 4,55 0,05 0,19 0,49 4,92 35 2,31 1,41 0,67 10,03 0,13 0,41 0,56 6,81 36 1,81 3,54 0,49 13,97 0,08 1,61 0,84 6,53 37 1,62 2,32 0,53 9,43 0,05 1,02 0,98 6,06 38 1,4 2,45 0,44 8,09 0,06 0,28 0,83 4,98 39 2,29 2,35 0,28 5,01 0,1 0,23 0,62 3,57 40 1,64 2,71 0,43 7,26 0,1 0,52 1,14 7,06 41 1,52 2,55 0,32 5,62 0,04 0,19 0,69 2,91 42 1,94 2,08 0,48 7,05 0,07 0,58 0,89 4,98 43 2,13 2,43 0,48 8,76 0,07 0,22 0,9 4,46 44 1,52 1,71 0,34 6,79 0,09 0,22 0,58 3,74 45 1,4 3,11 0,26 6,66 0,01 0,25 0,31 3,86 46 1,68 3,75 0,34 5,78 0,07 0,32 0,61 2,94 47 1,29 2,56 0,61 9,11 0,11 0,6 0,89 7,92 48 1,49 2,16 0,5 7,36 0,09 0,51 0,73 3,72 49 1,27 2,32 0,36 4,56 0,11 0,27 0,38 2,73 50 1,31 2,44 0,49 5,57 0,06 0,3 0,67 3,53 TB 1,71 2,66 0,49 8,08 0,08 0,56 0,73 5,11 Với: TB là giá trị trung bình. Phụ Lục 7: ĐỘ NHẠY PHÂN TÍCH CỦA NAA Độ nhạy (E-12) Nguyên tố 1 Dy, Eu 1 – 10 In, Lu, Mn 10 – 100 Au, Ho, Ir, Re, Sm, W 100 – 1E3 Ag, Ar, As, Br, Cl, Co, Cs, Cu, Er, Ga, Hf, I, La, Sb, Sc, Se, Ta, Tb, Th, Tm, U, V, Yb 1E3 – 1E4 Al, Ba, Cd, Ce, Cr, Hg, Kr, Gd, Ge, Mo, Na, Nd, Ni, Os, Pd, Rb, Rh, Ru, Sr, Te, Zn, Zr 1E4 – 1E5 Bi, Ca, K, Mg, P, Pt, Si, Sn, Ti, Tl, Xe, Y 1E5 – 1E6 F, Fe, Nb, Ne 1E7 Pb, S Phụ lục 8: HỆ PHỔ KẾ GAMMA PHÔNG THẤP CANBERRA TẠI VIỆN NGHIÊN CỨU HẠT NHÂN ĐÀ LẠT MCA Phần mềm Bình đựng Nitơ lỏng Detector HpGe và hệ che chắn Phụ lục 9: HÌNH ẢNH MỘT SỐ PHỔ Phổ chiếu dài của mẫu chuẩn A- Số kênh Số kênh Phổ chiếu dài của mẫu chuẩn V- Số kênh Phổ chiếu dài của mẫu số 1 N a (1 36 8, 6 k eV ) K ( 1 52 4 .5 8 k eV ) C l (1 64 2 ,6 9 k eV ) N a (2 75 4 ,6 k eV ) Phổ chiếu trung của mẫu số 1 Phụ lục 10: HÌNH CHỤP ĐO PHỔ NGÀY 20 THÁNG 7 NĂM 2010