Tổng quan nghiên cứu

Trong bối cảnh ứng dụng năng lượng nguyên tử ngày càng mở rộng tại Việt Nam và trên thế giới, việc kiểm soát an toàn bức xạ tại các cơ sở y tế xạ trị, lò phản ứng nghiên cứu và nhà máy công nghiệp hạt nhân đóng vai trò then chốt. Hiện nay, hàng chục máy gia tốc xạ trị tuyến tính năng lượng cao trên 10 MeV đang vận hành tại các bệnh viện trung ương và tuyến tỉnh đều có khả năng phát sinh bức xạ neutron thứ cấp nguy hiểm. Theo khuyến cáo của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế IAEA trong tài liệu Safety Reports Series số 16, tất cả thiết bị ghi đo bức xạ cần được hiệu chuẩn định kỳ từ 12 đến 14 tháng một lần nhằm bảo đảm kết quả đo đạt độ tin cậy tuyệt đối.

Thực tế đo lường neutron đối mặt với nhiều thách thức vật lý phức tạp: neutron là hạt trung hòa về điện nên chỉ có thể ghi nhận gián tiếp qua hạt mang điện thứ cấp; phổ năng lượng neutron trải rộng liên tục từ vùng nhiệt khoảng 0,025 eV đến hàng chục MeV; đồng thời tương đương liều sinh học phụ thuộc phi tuyến tính rất mạnh vào năng lượng hạt tới. Trước đây, hệ phổ kế cầu Bonner (BSS) gồm 6 quả cầu polyethylene có đường kính từ 2 đến 12 inch được xem là công cụ đo chuẩn nhưng lại bộc lộ nhược điểm cồng kềnh, tổng khối lượng lớn và rất bất tiện khi triển khai đo đạc thực địa.

Luận văn thạc sĩ chuyên ngành Vật lý nguyên tử và hạt nhân của tác giả Đặng Thị Mỹ Linh tập trung xác định các đặc trưng đo liều của hệ phổ kế neutron hình trụ (CNS) với 6 lớp làm chậm lồng nhau do Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân chế tạo. Nghiên cứu thực hiện đánh giá thực nghiệm tại Phòng chuẩn cấp hai SSDL Việt Nam ở khoảng cách 150 cm đối với 3 trường chuẩn neutron tạo bởi nguồn bức xạ 241Am-Be (nguồn trần và hai nguồn làm chậm qua khối cầu polyethylene 20 cm, 30 cm). Mục tiêu cốt lõi là kiểm chứng độ chính xác của hệ CNS so với hệ chuẩn BSS, hướng tới kiểm soát sai số đo liều dưới 5% nhằm thay thế hoàn hảo các hệ đo truyền thống trong công tác an toàn bức xạ.

Cơ sở lý thuyết và phương pháp nghiên cứu

Khung lý thuyết áp dụng

Cơ sở lý thuyết của luận văn được xây dựng trên nguyên lý tương tác bức xạ hạt nhân với vật chất và hệ thống tiêu chuẩn an toàn bức xạ quốc tế. Quá trình làm chậm neutron trong hệ phổ kế dựa trên các phản ứng tán xạ đàn hồi và không đàn hồi của neutron nhanh với hạt nhân Hydro và Carbon trong vật liệu polyethylene mật độ 0,95 g/cm³. Neutron sau khi bị nhiệt hóa sẽ khuếch tán vào tâm và tương tác với tinh thể nhấp nháy 6LiI(Eu) có mật độ 3,84 g/cm³ thông qua phản ứng hạt nhân 6Li(n, alpha)3H với năng lượng tỏa ra Q = 4,78 MeV để tạo tín hiệu đo.

Về mặt đo liều bức xạ, nghiên cứu tuân thủ các hướng dẫn chuẩn hóa của ICRP ấn bản số 74 và hệ thống tiêu chuẩn ISO 8529 cùng ISO 12789. Khung lý thuyết phân định rõ mối liên hệ giữa các đại lượng vật lý cơ bản như suất thông lượng neutron và các đại lượng liều giới hạn trong an toàn bức xạ, trọng tâm là suất tương đương liều môi trường H*(10) tại độ sâu quy ước 10 mm trên quả cầu mô phỏng ICRU. Bên cạnh đó, các đại lượng năng lượng trung bình trên toàn dải phổ thông lượng, năng lượng trung bình trên toàn dải liều và hệ số chuyển đổi liều được áp dụng để đánh giá toàn diện trường neutron. Quá trình xử lý tách phổ áp dụng mô hình toán học tối ưu hóa tham số thông qua công cụ giải phổ tương tác FRUIT do Viện Vật lý Hạt nhân Quốc gia Ý phát triển.

Phương pháp nghiên cứu

Nguồn dữ liệu thực nghiệm được thu thập trực tiếp tại Phòng chuẩn liều neutron cấp hai (SSDL-VN) thuộc Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân. Nguồn phóng xạ chuẩn 241Am-Be được thiết lập trong 3 cấu hình trường bức xạ: nguồn trần nguyên bản, nguồn đặt trong quả cầu làm chậm polyethylene đường kính 20 cm (20PE) và quả cầu đường kính 30 cm (30PE).

Về phương pháp chọn mẫu và cỡ mẫu đo đạc, hệ CNS gồm 7 cấu hình lớp trụ polyethylene lồng nhau (ký hiệu từ CNS0 đến CNS6) được định vị chính xác tại điểm kiểm tra cách nguồn 150 cm. Tốc độ đếm xung (đơn vị cps) được ghi nhận lặp lại với thời gian tích lũy xung đủ dài để đảm bảo sai số thống kê của từng phép đo luôn nhỏ hơn 1%. Song song với đó, hệ phổ kế chuẩn BSS gồm 6 quả cầu kích thước 2, 3, 5, 8, 10 và 12 inch cũng được đo đạc trong cùng điều kiện hình học để làm chuẩn đối sánh.

Phương pháp phân tích được thực hiện qua hai bước đồng bộ: đầu tiên, ma trận hàm đáp ứng của hệ CNS được tính toán mô phỏng chính xác bằng chương trình Monte Carlo MCNP6 trên dải năng lượng từ neutron nhiệt đến 20 MeV; tiếp theo, số liệu đếm xung thực nghiệm kết hợp với ma trận đáp ứng được đưa vào phần mềm FRUIT để thực hiện bài toán tách phổ nghịch đảo. Lý do lựa chọn kết hợp mô phỏng MCNP và công cụ giải phổ FRUIT là nhằm triệt tiêu tối đa các sai số hình học bất đối xứng của cấu trúc trụ, tạo ra phổ thông lượng neutron có độ tin cậy tương đương với các phép đo chuẩn quốc tế. Toàn bộ chu trình nghiên cứu và xử lý số liệu được triển khai hoàn chỉnh trong giai đoạn 2018 - 2020.

Kết quả nghiên cứu và thảo luận

Những phát hiện chính

Quá trình tách phổ và tính toán thực nghiệm các đặc trưng đo liều của hệ CNS tại khoảng cách 150 cm đã ghi nhận các kết quả then chốt sau:

Thứ nhất, về phổ thông lượng và phân bố năng lượng, phổ neutron tách được từ hệ CNS hoàn toàn tương thích về dạng hình học với phổ đo bởi hệ BSS. Đối với trường neutron nguồn trần 241Am-Be, thông lượng đo được từ hệ CNS đạt 67,4 ± 0,5 cm⁻²·s⁻¹ so với 72,1 ± 0,7 cm⁻²·s⁻¹ của hệ BSS (tỷ số CNS/BSS đạt 0,93, chênh lệch 7%). Đối với trường nguồn 20PE, thông lượng đạt 58,0 ± 0,9 cm⁻²·s⁻¹ (CNS) so với 57,2 ± 0,8 cm⁻²·s⁻¹ (BSS), tỷ số đạt 1,01. Đối với trường nguồn 30PE, thông lượng đạt 39,0 ± 0,5 cm⁻²·s⁻¹ (CNS) so với 40,3 ± 0,5 cm⁻²·s⁻¹ (BSS), tỷ số đạt 0,97 với sai số tương đối chỉ từ 0,74% đến 1,56%.

Thứ hai, suất tương đương liều neutron môi trường H*(10) xác định từ hệ phổ kế CNS cho thấy độ trùng khớp rất cao với hệ BSS. Độ sai lệch lớn nhất giữa hai hệ thống chỉ ghi nhận ở mức xấp xỉ 5% đối với trường neutron nguồn trần, và dưới 3% đối với các trường neutron làm chậm qua khối 20PE và 30PE. Tất cả các giá trị liều đo được đều có sai số tương đối nhỏ hơn 2%.

Thứ ba, các thông số năng lượng trung bình và hệ số chuyển đổi liều phản ánh chính xác bản chất vật lý của quá trình làm chậm. Năng lượng trung bình trên dải phổ thông lượng của hệ CNS lần lượt là 2,65 ± 0,02 MeV (nguồn trần), 1,46 ± 0,03 MeV (20PE) và 1,38 ± 0,02 MeV (30PE), so sánh tương ứng với hệ BSS là 2,43 ± 0,02 MeV, 1,35 ± 0,02 MeV và 1,25 ± 0,02 MeV (độ lệch từ 8% đến 10%). Đồng thời, hệ số chuyển đổi liều neutron môi trường giữa hai hệ thống chỉ có độ chênh lệch tối đa khoảng 3%.

Thảo luận kết quả

Khi xem xét dữ liệu qua các biểu đồ phân bố phổ thông lượng và bảng thông số tổng hợp, có thể thấy rõ quy luật nhiệt hóa: khi kích thước khối làm chậm tăng từ 20 cm lên 30 cm, đỉnh neutron nhanh (vùng vài MeV) giảm mạnh trong khi đỉnh neutron nhiệt (vùng dưới 0,5 eV) tăng vọt, minh chứng cho hiệu ứng tán xạ làm chậm liên tiếp trong môi trường giàu Hydro.

Sự sai lệch khoảng 7% về thông lượng và từ 7% đến 10% đối với các giá trị năng lượng trung bình giữa hệ CNS và hệ BSS xuất phát từ nguyên nhân hình học: hệ CNS có cấu trúc hình trụ lồng nên tồn tại tính bất đối xứng theo góc tới của chùm bức xạ, khác với tính đối xứng cầu hoàn hảo của hệ BSS. Dù đáp ứng góc của hệ CNS đã được tối ưu hóa trong mô phỏng MCNP, các điều kiện tán xạ từ sàn và tường phòng chuẩn thực tế cùng sai số tham số hóa của thuật toán FRUIT vẫn tạo ra độ lệch nhỏ.

Tuy nhiên, theo tiêu chuẩn quốc tế ISO 8529, mức sai lệch năng lượng dưới 10% hoàn toàn nằm trong giới hạn cho phép của các phép đo an toàn bức xạ. Nguyên nhân là vì trong dải năng lượng từ 2 đến 4 MeV, hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang tương đương liều môi trường hầu như không đổi. Do đó, đại lượng quan trọng nhất là suất tương đương liều H*(10) chỉ chênh lệch khoảng 5%, khẳng định hệ CNS hoàn toàn đủ tiêu chuẩn kỹ thuật để ứng dụng đo lường thực tế thay thế cho hệ BSS.

Đề xuất và khuyến nghị

Dựa trên kết quả nghiên cứu và tính ưu việt của hệ phổ kế hình trụ, bốn nhóm giải pháp cụ thể được đề xuất nhằm nâng cao năng lực kiểm xạ và chuẩn hóa đo liều neutron:

Thứ nhất, triển khai ứng dụng hệ phổ kế neutron CNS vào quan trắc an toàn bức xạ định kỳ tại các cơ sở xạ trị y tế trang bị máy gia tốc tuyến tính và các trung tâm nghiên cứu lò phản ứng hạt nhân. Chủ thể thực hiện là Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam phối hợp với các bệnh viện tuyến trung ương. Mục tiêu là rút ngắn thời gian lắp đặt thiết bị đo từ 3 giờ xuống dưới 45 phút cho mỗi vị trí quan trắc, với lộ trình thực hiện trong vòng 6 đến 12 tháng.

Thứ hai, chuẩn hóa quy trình kiểm định và hiệu chuẩn thiết bị đo suất liều neutron tại hiện trường làm việc dựa trên các trường chuẩn mô phỏng theo tiêu chuẩn ISO 12789. Phòng chuẩn SSDL-VN chịu trách nhiệm xây dựng bộ quy trình chuẩn quốc gia trong thời gian 12 tháng, bảo đảm độ không đảm bảo đo mở rộng của các phép chuẩn đạt dưới 3%.

Thứ ba, nghiên cứu nâng cấp thuật toán giải phổ tự động và phát triển giao diện phần mềm tách phổ thông minh tích hợp trí tuệ nhân tạo. Nhóm nghiên cứu vật lý hạt nhân tại các trường đại học và viện chuyên ngành sẽ chủ trì triển khai trong 18 tháng, hướng tới mục tiêu giảm thời gian xử lý tách phổ từ 15 phút xuống dưới 10 giây với độ tin cậy trên 98%.

Thứ tư, tối ưu hóa thiết kế cơ khí và công nghệ chế tạo vỏ trụ polyethylene bằng vật liệu composite pha hạt cản xạ nhằm giảm 40% khối lượng tổng thể của hệ CNS. Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân phối hợp với các đơn vị cơ khí chính xác thực hiện trong vòng 12 tháng để hoàn thiện phiên bản thiết bị cầm tay tiện dụng cho kỹ sư an toàn.

Đối tượng nên tham khảo luận văn

Luận văn cung cấp nguồn tư liệu học thuật và thực nghiệm giá trị cao cho bốn nhóm đối tượng chuyên môn:

Nhóm thứ nhất là các chuyên gia an toàn bức xạ, cán bộ phụ trách an toàn hạt nhân và kỹ sư vật lý y khoa tại các bệnh viện có khoa xạ trị. Tài liệu giúp nâng cao năng lực đánh giá liều bức xạ neutron thứ cấp xung quanh đầu máy gia tốc, từ đó tối ưu hóa hệ thống che chắn bảo vệ nhân viên y tế và bệnh nhân.

Nhóm thứ hai là các nhà nghiên cứu, giảng viên, nghiên cứu sinh và học viên cao học thuộc chuyên ngành Vật lý nguyên tử, Vật lý hạt nhân và Kỹ thuật hạt nhân. Luận văn cung cấp phương pháp luận mẫu mực về kỹ thuật mô phỏng hạt Monte Carlo MCNP và phương pháp giải bài toán ngược tách phổ bức xạ.

Nhóm thứ ba là cán bộ kỹ thuật và chuyên viên đo lường tại các phòng thí nghiệm chuẩn liều bức xạ cấp một và cấp hai (PSDL và SSDL). Đây là cẩm nang hữu ích để xây dựng, đặc trưng hóa các trường chuẩn neutron và chuẩn hóa phép đo theo tiêu chuẩn ISO 8529.

Nhóm thứ tư là các cơ quan quản lý nhà nước như Cục An toàn Bức xạ và Hạt nhân, cùng các doanh nghiệp ứng dụng nguồn phóng xạ công nghiệp. Tài liệu hỗ trợ xây dựng chính sách, quy chuẩn kỹ thuật quốc gia về kiểm soát bức xạ neutron tại nơi làm việc.

Câu hỏi thường gặp

Hệ phổ kế neutron hình trụ CNS có ưu thế nổi bật gì so với hệ phổ kế cầu Bonner BSS truyền thống? Hệ BSS bao gồm 6 quả cầu polyethylene độc lập với đường kính từ 2 đến 12 inch, rất nặng nề và chiếm diện tích lớn khi vận chuyển. Hệ CNS được thiết kế dạng 6 lớp hình trụ lồng đồng trục gọn gàng, giảm hơn 50% thời gian thao tác đo đạc tại hiện trường nhưng vẫn đảm bảo độ chính xác tương đương.

Nguyên lý ghi nhận tín hiệu neutron của hệ phổ kế CNS diễn ra như thế nào? Neutron tới tương tác làm chậm qua các lớp polyethylene dày đặc rồi đi vào đầu dò trung tâm 6LiI(Eu). Tại đây, phản ứng bắt hạt nhân 6Li(n, alpha)3H giải phóng năng lượng 4,78 MeV tạo ra xung sáng nhấp nháy, sau đó được biến đổi thành xung điện thế ghi nhận qua hệ đếm xung đa kênh.

Độ tin cậy về mặt đo liều của hệ CNS khi so sánh với hệ chuẩn BSS đạt mức bao nhiêu? Kết quả đo thực nghiệm tại khoảng cách 150 cm cho thấy suất tương đương liều môi trường H*(10) xác định bằng hệ CNS chỉ chênh lệch khoảng 5% đối với trường neutron nguồn trần 241Am-Be và dưới 3% đối với các trường neutron làm chậm, hoàn toàn đáp ứng tiêu chuẩn kiểm xạ quốc tế.

Phần mềm FRUIT đóng vai trò như thế nào trong quá trình xác định đặc trưng đo liều? Do đầu dò chỉ cung cấp số đếm xung tích lũy chứ không đo trực tiếp năng lượng, phần mềm FRUIT sử dụng thuật toán tối ưu hóa tham số để kết hợp số đọc của 7 cấu hình trụ với ma trận đáp ứng MCNP, từ đó tái tạo chính xác phổ thông lượng neutron liên tục từ 10⁻⁹ MeV đến 20 MeV.

Tại sao sự sai lệch khoảng 8% đến 10% về năng lượng trung bình giữa CNS và BSS vẫn được chấp nhận? Theo tiêu chuẩn ISO 8529, trong dải năng lượng neutron từ 2 đến 4 MeV, hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang suất liều biến thiên rất nhỏ. Do đó, sai số 10% của năng lượng trung bình không làm sai lệch đáng kể giá trị suất tương đương liều H*(10), giữ vững độ tin cậy an toàn bức xạ.

Kết luận

Nghiên cứu của luận văn đã đạt được các kết quả khoa học và giá trị thực tiễn nổi bật sau:

  • Chế tạo và đặc trưng hóa thành công hệ phổ kế neutron hình trụ CNS gồm 6 lớp làm chậm lồng nhau với ma trận đáp ứng được mô phỏng chi tiết bằng phần mềm MCNP6 trên dải năng lượng từ nhiệt đến 20 MeV.
  • Xác định đầy đủ các đặc trưng đo liều quan trọng của 3 trường chuẩn neutron 241Am-Be tại khoảng cách 150 cm bằng công cụ tách phổ FRUIT với sai số tương đối luôn duy trì dưới mức 3%.
  • Chứng minh độ tương đồng cao về phổ thông lượng giữa hệ CNS và hệ chuẩn BSS với độ lệch thông lượng neutron tối đa chỉ 7% và độ lệch hệ số chuyển đổi liều dưới 3%.
  • Khẳng định độ chính xác xuất sắc của phép đo suất tương đương liều môi trường H*(10) với mức chênh lệch giữa hai hệ thống đo chỉ khoảng 5%, hoàn toàn thỏa mãn các tiêu chuẩn khắt khe của ISO 8529 và ISO 12789.
  • Xác lập tính khả thi của việc đưa hệ thiết bị CNS vào ứng dụng thực tiễn thay thế hệ cầu Bonner cồng kềnh trong công tác kiểm soát an toàn bức xạ tại các cơ sở hạt nhân và y tế.

Trong giai đoạn 24 tháng tiếp theo, nhóm nghiên cứu dự kiến hoàn thiện việc chế tạo thương mại hóa hệ CNS phiên bản di động và mở rộng thử nghiệm tại các cơ sở xạ trị gia tốc thực tế. Để tiếp cận toàn bộ số liệu đo đạc chi tiết và ma trận đáp ứng của hệ phổ kế, các nhà nghiên cứu và kỹ sư an toàn bức xạ có thể tải và nghiên cứu toàn văn công trình luận văn này.