Định liều Neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24Na trong máu người
MS: LVVL-VLNT022
SỐ TRANG: 65
NGÀNH: VẬT LÝ
CHUYÊN NGÀNH: VẬT LÝ NGUYÊN TỬ, HẠT NHÂN VÀ NĂNG LƯỢNG CAO
TRƯỜNG: ĐHSP TPHCM
NĂM: 2010
GIỚI THIỆU LUẬN VĂN
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
24
Na 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
24
Na 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 (
23
Na) bị kích hoạt bởi neutron nhiệt sẽ
tạo thành Natri phóng xạ (
24
Na), 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
24
Na theo hoạt độ beta hoặc gamma.
Hiện nay, trên thế giới người ta thường sử dụng hai phương pháp khác nhau để đo
24
Na 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
24
Na) 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
24
Na 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
24
Na 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 (
24
Na), xác định hàm lượng Natri bền (
23
Na) 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
24
Na 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
65 trang |
Chia sẻ: maiphuongtl | Lượt xem: 2276 | Lượt tải: 1
Bạn đang xem trước 20 trang tài liệu Luận văn Định liều Neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24Na trong máu người, để xem tài liệu hoàn chỉnh bạn click vào nút DOWNLOAD ở trên
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 2,11012 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 4,271012 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
Các file đính kèm theo tài liệu này:
- LVVLVLNT022.pdf