Nghiên cứu đánh giá các thành phần liều phục vụ nghiên cứu BNCT trên kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân đà lạt

Bởi vì năng lượng giải phóng trong phản ứng này có thểgây thiệt hại một cách chọn lọc đến tế bào ung thư mà các phương pháp điều trị nghiên cứu lâm sàng đầu tiên của BNCT cho các khối u

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

LỜI CAM ĐOAN

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

và tác quyền của luận án

Tác giả

Phạm Đăng Quyết

LỜI CẢM ƠN

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

Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến TS Phạm Ngọc Sơn, đã truyền đạt kiếnthức và tận tình hướng dẫn trong thời gian tôi thực hiện các thí nghiệm tại ViệnNghiên cứu hạt nhân Đà Lạt

Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến TS Cao Đông Vũ, đã truyền đạt cho tôinhững kinh nghiệm quý báu trong nghiên cứu khoa học

Tôi xin gửi lời cám ơn Ban Lãnh đạo Viện, Ban Giám đốc và các cán bộtại Trung tâm Vật lý và Điện tử hạt nhân, Trung tâm An toàn bức xạ, Viện Nghiêncứu hạt nhân Đà Lạt đã tạo mọi điều kiện, tận tình giúp đỡ tôi trong suốt thờigian thực hiện luận án

Tôi xin gửi lời cám ơn PGS.TS Nguyễn Đức Hòa, PGS.TS Nguyễn AnSơn và Quý Thầy Cô giáo Khoa Kỹ thuật hạt nhân Trường Đại học Đà Lạt đãgiúp đỡ và tạo điều kiện thuận lợi để tôi thực hiện luận án này

Xin được cám ơn Quý Thầy Cô đã từng giảng dạy, gia đình và bạn bè đãluôn động viên, tạo điều kiện thuận lợi nhất cho tôi hoàn thành luận án này

Tác giảPhạm Đăng Quyết

ii

MỤC LỤC

BẢNG CÁC KÝ HIỆU, TỪ VIẾT TẮT vi

DANH MỤC CÁC BẢNG ix

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ xii

MỞ ĐẦU 1

Chương 1: TỔNG QUAN 8

1.1 Nguyên lý của BNCT 8

1.2 Chữa trị u não bằng BNCT trên thế giới 10

1.3 Hệ số KERMA nơtrôn trong mô 12

1.3.1 Tiết diện tương tác của nơtrôn 12

1.3.2 Hệ số KERMA nơtrôn trong mô 14

1.4 Lý thuyết tính liều hấp thụ trong BNCT 16

1.4.1 Liều hấp thụ và đơn vị đo 16

1.4.2 Các thành phần liều trong BNCT 17

1.4.3 Liều hấp thụ toàn phần trong BNCT 23

1.5 Các thành phần trong mô hình nghiên cứu BNCT trên thế giới 24

1.5.1 Dòng nơtrôn phin lọc 24

1.5.2 Phantom 29

1.5.3 Xác định thông lượng nơtrôn nhiệt bằng kỹ thuật NAA 31

1.5.4 Xác định hàm lượng bor bằng kỹ thuật PGNAA 34

1.5.5 Xác định liều gamma bằng TLD 35

1.6 Sử dụng chương trình MCNP5 trong BNCT 36

1.6.1 Giới thiệu 36

1.6.2 Cấu trúc input file và các loại đánh giá 37

1.6.3 Chuyển đổi thông lượng nơtrôn và gamma sang suất liều 38

1.6.4 Đánh giá sai số 39

1.6.5 Mô phỏng và tính liều hấp thụ trong BNCT 41

1.6.6 Thiết kế dòng nơtrôn cho BNCT 42

1.7 Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR 43

1.7.1 Lò phản ứng Đà Lạt 43

1.7.2 Dòng nơtrôn phin lọc tại CN2DR 44

1.8 Tóm tắt chương 1 45

Chương 2: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM 46

2.1 Mô phỏng mô hình nghiên cứu BNCT tại LPƯ Đà Lạt 46

2.1.1 Dòng nơtrôn phin lọc tại kênh số 2 46

2.1.2 Phantom nước 49

2.1.3 Kết quả mô phỏng 50

2.1.4 Đánh giá sai số mô phỏng 57

2.2 Thực nghiệm trên cấu hình hiện tại để nghiên cứu BNCT tại LPƯ Đà Lạt 58 2.2.1 Hiệu chu n detector 58

2.2.2 Đo phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom 62

2.2.3 Xây dựng đường chu n hàm lượng bor bằng PGNAA tại CN2DR 68

2.2.4 Đo suất liều gamma trong phantom bằng TLD 70

2.3 Tóm tắt chương 2 71

Chương 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 72

3.1 Đánh giá kết quả giữa mô phỏng và thực nghiệm với cấu hình hiện tại trên CN2DR 72

3.1.1 Đối với thông lượng nơtrôn 72

3.1.2 Đối với suất liều gamma 76

3.2 Định liều hấp thụ của BNCT trong phantom 81

3.3 Kết quả xây dựng đường chuNn hàm lượng bor bằng PGNAA tại CN2DR 85

3.4 Thiết kế cấu hình mới tại CN2DR 86

3.4.1 Kết quả mô phỏng khi thay đổi hình dạng ống chu n trực 86

3.4.2 Tối ưu hóa chiều dài ống chu n trực 87

3.4.3 Tối ưu hóa chiều dài phin lọc 90

iv

3.4.4 Đề xuất cấu hình mới cho CN2DR 92

3.5 Tóm tắt chương 3 95

KẾT LUẬN 97

KIẾN NGHN VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO 98

DANH MỤC CÔNG TRÌNH KHOA HỌC CỦA TÁC GIẢ LIÊN QUAN ĐẾN LUẬN ÁN 99

TÀI LIỆU THAM KHẢO 100

PHỤ LỤC 110

BẢNG CÁC KÝ HIỆU, TỪ VIẾT TẮT

từ viết tắt

D

n

vi

Ký hiệu, Tiếng Anh Tiếng Việt

từ viết tắt

Nhật Bản

tuyến tính

cho loại hạt N

Massachusetts

Technology

Viện công nghệ Massachusetts

gamma trễ

vii

Ký hiệu, Tiếng Anh Tiếng Việt

từ viết tắt

Dosimeter

viii

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1.1 Hàm lượng và tiết diện phản ứng của các nguyên tố trong mô với

nơtrôn nhiệt 9

Bảng 1.2 Một số thử nghiệm lâm sàng của BNCT trên thế giới 11

Bảng 1.3 Hệ số KERMA đối với nơtrôn nhiệt của các nguyên tố có trong mô 14 Bảng 1.4 Bảng trọng số bức xạ 17

Bảng 1.5 Hệ số hấp thụ theo năng lượng tia gamma trong mô 21

Bảng 1.6 Hệ số hấp thụ theo năng lượng của các tia gamma 0,478 MeV và 2,22 MeV trong mô 22

Bảng 1.7 Một số LPƯ tạo ra dòng nơtrôn nhiệt bằng các phin lọc đơn tinh thể Si và Bi 26

Bảng 1.8 Một số LPƯ sử dụng phin lọc để tạo ra dòng nơtrôn sử dụng cho BNCT 27

Bảng 1.9 Một số phantom nước sử dụng trong nghiên cứu BNCT trên thế giới 30

Bảng 1.10 Sai số của một số loại TLD 36

Bảng 1.11 Các loại đánh giá trong MCNP5 37

Bảng 1.12 Suất liều nơtrôn được chuyển đổi từ thông lượng nơtrôn 38

Bảng 1.13 Suất liều gamma được chuyển đổi từ thông lượng gamma 38

Bảng 1.14 Ý nghĩa của giá trị sai số tương đối R trong MCNP5 40

Bảng 1.15 Thông số cơ bản trong thiết kế dòng nơtrôn nhiệt phục vụ nghiên cứu BNCT 43

Bảng 1.16 Các thông số vật lý của dòng nơtrôn nhiệt tại lối ra của CN2DR 45 Bảng 2.1 Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom được mô phỏng bằng MCNP5 với cấu hình hiện tại 51

Bảng 2.2 Suất liều gamma trong phantom được mô phỏng bằng MCNP5 vớicấu hình hiện tại 55Bảng 2.3 Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệttrong phantom với cấu hình hiện tại 57Bảng 2.4 Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng suất liều gamma trongphantom với cấu hình hiện tại 58

Bảng 2.6 Hiệu suất ghi tuyệt đối của detector HPGe ứng với năng lượng tiagamma tại CN2DR 60Bảng 2.7 Hiệu suất ghi tuyệt đối và sai số của detector HPGe đối với tia

gamma có năng lượng 1434 keV 61

65

Bảng 2.10 Kết quả đo thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hìnhhiện tại ở CN2DR 66Bảng 2.11 Kết quả xác định tốc độ đếm tia gamma tức thời 478 keV của hệPGNAA tại CN2DR 69

Bảng 3.1 Thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung tâm của phantomgiữa MCNP5 và thực nghiệm 72Bảng 3.2 Thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính của dòng nơtrôn tại z

= 1 cm trong phantom, giữa MCNP5 và thực nghiệm 74Bảng 3.3 Thông lượng nơtrôn nhiệt tại lối vào phantom trong trường hợp cóhoặc không có phantom, bằng MCNP5 76Bảng 3.4 Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom bằng

MCNP5 và thực nghiệm 76

x

Bảng 3.5 Suất liều gamma theo chiều bán kính chùm nơtrôn, tại z = 3 cmtrong phantom giữa MCNP5 và thực nghiệm 78Bảng 3.6 Suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom khi có vàkhông có phantom 80Bảng 3.7 Liều hấp thụ trong phantom tại CN2DR trong nghiên cứu BNCT 82Bảng 3.8 Thông lượng nơtrôn tại lối vào phantom với ống chuNn trực hìnhtrụ và ống chuNn trực hình nón 87Bảng 3.9 Các thông số của ống chuNn trực sử dụng trong mô phỏng MCNP587

Bảng 3.10 Thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại vị trí chiếu mẫutheo chiều dài của ống chuNn trực hình nón 89Bảng 3.11 Thông lượng nơtrôn nhiệt và suất liều gamma tại lối vào phantomứng với chiều dài của các tổ hợp phin lọc khác nhau 90Bảng 3.12 Thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom với cấu hình đề xuất tạiCN2DR 92Bảng 3.13 Kết quả đánh giá các thông số mô phỏng thông lượng nơtrôn nhiệttrong phantom với cấu hình mới 93Bảng 3.14 Một số thiết kế dòng nơtrôn nhiệt trên LPƯ của các nước đã thựchiện bằng MCNP 95

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

Hình 1.1 Minh họa phản ứng bắt nơtrôn nhiệt bởi bor 8

Hình 1.2 Minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm nơtrôn nhiệt để chữa trị u não 9

Hình 1.3 Công thức cấu tạo của BSH và BPA 11

Hình 1.4 Mô tả tiết diện tương tác của nơtrôn 12

Hình 1.5 Hai loại tương tác của nơtrôn với hạt nhân bia 13

Hình 1.6 Mối liên hệ giữa KERMA và năng lượng của nơtrôn 15

cho một số nguyên tố trong mô 15

Hình 1.7 Sơ đồ mức năng lượng phân rã của hạt nhân 11B* 18

Hình 1.8 Minh họa phản ứng của 14N với nơtrôn nhiệt 19

Hình 1.9 Minh họa phản ứng của 1H với nơtrôn nhanh 20

Hình 1.10 Minh họa phản ứng của 1H với nơtrôn nhiệt 21

Hình 1.11 Hệ số hấp thụ năng lượng tia gamma trong mô 22

Hình 1.12 Tiết diện toàn phần của nơtrôn đối với đơn tinh thể Si 25

Hình 1.13 Tiết diện toàn phần của nơtrôn đối với đơn tinh thể Bi 25

Hình 1.14 Mặt cắt ngang của kênh ngang và tổ hợp phin lọc tại LPƯ HANARO để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt 28

Hình 1.15 Mặt cắt đứng của vùng hoạt, cột nhiệt và tổ hợp phin lọc tại LPƯ JRR-4 để tạo ra dòng nơtrôn nhiệt/trên nhiệt 28

Hình 1.16 Phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước ở các chế độ khác nhau tại LPƯ JRR-4 29

Hình 1.17 So sánh hệ số KERMA nơtrôn của nước và mô 29

Hình 1.18 Phantom nước tại LPƯ TRR (Iran) 30

Hình 1.19 Phantom nước tại LPƯ TRIGA (Malaysia) 31

xii

Hình 1.20 Sơ đồ minh họa quá trình tương tác của nơtrôn với hạt nhân bia

trong phân tích kích hoạt nơtrôn 31

Hình 1.21 Sơ đồ phân rã và phát tia gamma của 28Al 32

Hình 1.22 Phân bố thông lượng nơtrôn trong phantom nước bằng mô phỏng và thực nghiệm tại LPƯ HFR (Hà Lan) 41

Hình 1.23 Cấu trúc tạo ra dòng nơtrôn nhiệt của Matsumoto tại LPƯ TRIGA Mark II (Nhật Bản) 42

Hình 1.24 Mặt cắt ngang của LPƯ Đà Lạt 44

Hình 2.1 Cấu trúc phần dẫn dòng nơtrôn tại CN2DR 47

Hình 2.2 Cấu trúc phần chuNn trực dòng nơtrôn tại CN2DR 47

Hình 2.3 Cấu trúc CN2DR với cấu hình hiện tại 47

Hình 2.4 Hình dạng phổ tại lối vào CN2DR 48

Hình 2.5 Hình dạng phổ tại vị trí chiếu mẫu trên CN2DR với cấu hình hiện tại 48

Hình 2.6 Phantom sử dụng tại CN2DR được mô phỏng bằng MCNP5 49

Hình 2.7 Vị trí tương đối giữa phantom và lối ra của CN2DR được mô phỏng bằng MCNP5 50

Hình 2.8 Cấu trúc chi tiết CN2DR và vị trí phantom sử dụng trong mô phỏng MCNP5 50

Hình 2.9 Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe (model: GR7023) tại CN2DR 59

Hình 2.10 Đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối các tia gamma của detector HPGe cho các mẫu chuNn tại vị trí 5 cm cách mặt detector 61

Hình 2.11 Phantom sử dụng tại CN2DR 63

Hình 2.12 Nắp phantom sử dụng tại CN2DR 63 Hình 2.13 Thiết lập thực nghiệm đo thông lượng nơtrôn nhiệt trong phantom

tại CN2DR 64

Hình 2.14 Phổ gamma của lá dò Vanadium sau khi chiếu xạ với nơtrôn nhiệt trong phantom tại CN2DR 65

Hình 3.1 Kết quả phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt dọc theo trục trung tâm của phantom bằng thực nghiệm và mô phỏng 73

Hình 3.2 Kết quả phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt theo chiều bán kính của dòng nơtrôn bằng thực nghiệm và mô phỏng 75

Hình 3.3 Phân bố suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom giữa MCNP5 và thực nghiệm 77

Hình 3.4 Phân bố suất liều gamma theo chiều bán kính của dòng nơtrôn tại z = 3 cm trong phantom bằng MCNP5 và thực nghiệm 79

Hình 3.5 Phân bố suất liều gamma dọc theo trục trung tâm của phantom khi có và không có phantom 81

Hình 3.6 Phân bố liều hấp thụ dọc theo trục trung tâm trong phantom tại CN2DR 84

Hình 3.7 Phân bố thông lượng nơtrôn nhiệt 2 chiều trong phantom 85

Hình 3.8 Đường chuNn hàm lượng bor trong dung dịch được thực hiện tại CN2DR 85

Hình 3.9 Bản vẽ thiết kế ống chuNn trực hình nón của CN2DR 86

Hình 3.10a Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 240 cm 88

Hình 3.10b Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 140 cm 88

Hình 3.10c Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 90 cm 88

Hình 3.10d Cấu hình CN2DR với ống chuNn trực hình nón dài 40 cm 89

Hình 3.11 Phổ nơtrôn tại lối vào phantom của các cấu hình mới và cấu hình hiện tại, mô phỏng bằng MCNP5 cho CN2DR 91 Hình 3.12 Bản vẽ thiết kế tổng quát của cấu hình mới phục vụ nghiên cứu

xiv

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

MỞ ĐẦU

Theo thống kê của Quỹ nghiên cứu ung thư Quốc tế, năm 2012 trên toàn thếgiới có khoảng 14,1 triệu trường hợp mắc bệnh ung thư, trong đó có khoảng

khoảng 4.200 trường hợp trẻ em dưới 20 tuổi được chNn đoán với u não nguyên

mới và 75.000 ca tử vong do ung thư, trong đó, ung thư não và các bệnh lý vềnão là khá phổ biến, với tỷ lệ mắc phải tương đối cao, đặc biệt là ở nhóm tuổi từ

U não là một khối các tế bào phát triển bất bình thường trong não Sự tăngtrưởng của khối u xuất hiện như là kết quả của sự phát triển không kiểm soátđược của tế bào Có 2 loại u não là u não nguyên phát và u não di căn U nãonguyên phát bắt đầu từ các tế bào trong não, u não di căn được tạo thành bởi các

tế bào từ một phần khác của cơ thể đã di căn, hay lan rộng đến não U não thườnggặp ở người lớn là u thần kinh đệm (GlioBlastoma Multiforme – GBM), chúng

có nguồn gốc từ các tế bào thần kinh đệm của não và rất dễ gây tử vong nếu

để điều trị ung thư Tuy nhiên, xạ trị vẫn là phương pháp có hiệu quả cao trong

Xạ trị (chữa trị bằng bức xạ) là phương pháp được áp dụng để điều trị cáckhối u thông qua sự tương tác của bức xạ đối với các tế bào Trong đó, xạ trị bằngphản ứng bắt neutron (Neutron Capture Therapy – NCT) là một kỹ thuật đượcthiết kế để phá hủy khối u ở cấp độ tế bào, dựa trên sự chuyển đổi năng lượngtuyến tính cao (Linear Energy Transfer – LET) của các hạt nhân nặng mang điện

1

thể sử dụng để chữa trị ung thư phổi [22] nhưng chủ yếu vẫn là chữa trị ung thư

Sau khi Goldhaber phát hiện ra tiết diện bắt neutron nhiệt cao bất thường

[19, 23, 45, 76] đã đưa ra ý niệm về phương pháp xạ trị bằng phản ứng bắt

ung thư não (Hình 1.2) Bởi vì năng lượng giải phóng trong phản ứng này có thểgây thiệt hại một cách chọn lọc đến tế bào ung thư mà các phương pháp điều trị

nghiên cứu lâm sàng đầu tiên của BNCT cho các khối u não sử dụng chùm nơtrôn

những thử nghiệm này đã không thành công, nguyên nhân là do (i) hàm lượng

và mô thường thấp (không đạt tỷ lệ 3:1); và (ii) thông lượng nơtrôn nhiệt không

đủ lớn

Cuối thập niên 60 của thế kỷ 20, tại Nhật Bản, Hatanaka đã bắt đầu cáckiểm tra lâm sàng với BNCT, kết hợp cả phẫu thuật (mở hộp sọ) và xạ trị vớichùm nơtrôn nhiệt để điều trị khoảng 100 bệnh nhân bị các khối u GBM Thờigian sống trung bình của những bệnh nhân này được kéo dài thêm từ 5 đến 15năm và có xu hướng tăng lên đối với bệnh nhân mắc khối u ở phần ngoài của não

[43]

Từ những năm 1980s phương pháp xạ trị BNCT đã được đầu tư nghiên cứu

ở nhiều phòng thí nghiệm lớn ở trên thế giới với mục tiêu để nghiên cứu pháttriển và thiết lập các chùm nơtrôn ứng dụng trong việc triển khai phương phápBNCT Ở châu Âu, thực nghiệm xạ trị khối u thần kinh đệm bằng BNCT đã

được thực hiện lần đầu tại lò phản ứng (LPƯ) thông lượng cao (High Flux

Trong giai đoạn đầu của tiến trình nghiên cứu phát triển phương phápBNCT, các thông tin về liều nơtrôn và gamma được đánh giá trên cơ sở số liệutrong lĩnh vực vật lý LPƯ Tuy nhiên, sự phân bố phổ năng lượng nơtrôn vàgamma tại các kênh thực nghiệm BNCT có sự khác biệt đáng kể so với phổ năng

sâu nhằm đánh giá chính xác các đặc trưng về phân bố phổ năng lượng, liềunơtrôn, liều gamma và liều do bức xạ thứ cấp phát sinh trong phản ứng BNCT làrất cần thiết Và hiện nay, vấn đề này vẫn đang được tiếp tục nghiên cứu tại nhiều

cơ sở có LPƯ hạt nhân nghiên cứu nhằm nâng cao tri thức và tiếp cận ứng dụngphương pháp BNCT một cách hiệu quả nhất

Các bài toán vật lý quan trọng trong phạm vi phương pháp BNCT cần thiếtđược quan tâm nghiên cứu cả về lý thuyết, tính toán mô phỏng và thực nghiệm cóthể kể đến bao gồm: (i) thiết kế kênh nơtrôn phù hợp với các tham số đặc trưng

về phổ năng lượng nơtrôn và photon; (ii) tính toán mô phỏng và thực nghiệm xácđịnh các đặc trưng phân bố thông lượng nơtrôn, liều hấp thụ nơtrôn và gammatrong mô hình phantom; (iii) tính toán các thành phần liều từ phản ứng bắt nơtrôntrong BNCT trên cơ sở thông tin về phổ năng lượng nơtrôn; và

(iv) phát triển các kỹ thuật phân tích bổ trợ để định lượng và kiểm soát hàm lượng bor trong quá trình xạ trị

Chùm nơtrôn sử dụng trong BNCT luôn tồn tại các tia gamma tạo ra trong

nguyên tố khác tồn tại như: nitơ, hydro, v.v Vì vậy, liều hấp thụ trong BNCTbao gồm có 4 thành phần liều thường được quan tâm, đó là: (i) liều bor; (ii) liều

nhiên, chỉ có 2 thành phần liều đầu tiên có đóng góp chủ yếu và chỉ có thể đượcxác định gián tiếp thông qua thông lượng nơtrôn và hàm lượng của các nguyên tố

10B [67, 77] Trong đó, thông lượng nơtrôn nhiệt thường được xác định bằng

3

phương pháp kích hoạt đo gamma trễ (Neutron Activation Analysis – NAA) [11,

19, 45, 77], hàm lượng của 10B được xác định bằng phương pháp kích hoạt đo

27, 57, 62]

Trong lịch sử, những nguồn nơtrôn tốt nhất có thông lượng cần thiết cho

dùng nơtrôn nhiệt thường được sử dụng để tiến hành các thử nghiệm Nghiên cứuBNCT đã được tiến hành tại: Lò phản ứng nghiên cứu y học Brookhaven(Brookhaven Medical Research Reactor – BMRR), Lò phản ứng của Viện côngnghệ Massachusetts (Massachusetts Institute of Technology Reactor – MITR), Lò

nơtrôn có thông lượng phù hợp tại vị trí điều trị bên ngoài của một LPƯ nhiệt

[12, 18] Đó là, (i) phương pháp dịch phổ (shift) bằng cách sắp xếp lại các vật

dụng phổ biến để tạo ra chùm nơtrôn đơn năng không chỉ cho BNCT mà còn cho

Việc cải tiến thiết kế các kênh ngang hoặc cột nhiệt của LPƯ nghiên cứu để

phỏng bằng một số chương trình điển hình như: DORT (discrete ordinates), GUN, MacNCTPLAN, AUTOVOX, SERA, MCNP (Monte Carlo N – Particle),v.v Tuy nhiên, MCNP vẫn là chương trình được sử dụng phổ biến nhất vì nó làmột công cụ tính toán mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển nơtrôn, gamma và giải

từ thiết kế LPƯ đến an toàn bức xạ và vật lý y học với các miền năng lượng của

10 MeV

Tại Nhật Bản, năm 1995 Matsumoto đã sử dụng MCNP để thiết kế cácchùm nơtrôn nhiệt và chùm nơtrôn trên nhiệt phục vụ cho BNCT tại LPƯ TRIGA

làm chậm và Bismuth để che chắn gamma trong cột nhiệt, kết quả đạt

được với thông lượng nơtrôn nhiệt và tỷ số suất liều gamma trên thông lượng

Tại Hàn Quốc, năm 1998 Byung-Jin và cộng sự đã sử dụng MCNP để thiết

kế chùm nơtrôn nhiệt trên kênh ngang của LPƯ HANARO công suất 30 MW, vớiphin lọc Si và Bi Thông lượng nơtrôn nhiệt và tỷ số suất liều gamma trên thông

-13 Gy.cm2.n-1[27]

Ở Việt Nam, LPƯ Đà Lạt đã được khôi phục, nâng cấp và đạt tới hạn lầnđầu vào lúc 19:50 ngày 01/11/1983, đưa vào hoạt động chính thức với công suấtdanh định 500 kW vào ngày 20/3/1984 LPƯ Đà Lạt có 4 kênh ngang dẫn dòngnơtrôn, trong đó có 3 kênh xuyên tâm và 1 kênh tiếp tuyến Cho đến nay đã có 3kênh được đưa vào sử dụng là kênh tiếp tuyến số 3, các kênh xuyên tâm số 2 và

số 4 Các dòng nơtrôn phin lọc từ kênh ngang số 3 và số 4 đã được đưa vào sửdụng từ những năm 1990 phục vụ các nghiên cứu cơ bản và ứng dụng Từ năm

2011, kênh số 2 LPƯ Đà Lạt (CN2DR) được đưa vào sử dụng với một số dòngnơtrôn có chất lượng tốt như: dòng nơtrôn thuần nhiệt và dòng nơtrôn đơn năngtrên nhiệt 2 keV, đã được tạo ra bằng kỹ thuật phin lọc với thông lượng khoảng

chủ yếu cho nghiên cứu về số liệu hạt nhân, cấu trúc hạt nhân, v.v

Mặc dù trên thế giới, phương pháp BNCT đã được áp dụng từ thập niên 60của thế kỷ 20 cho nghiên cứu lâm sàng hoặc tiền lâm sàng tại nhiều quốc gianhư: Nhật Bản, Mỹ, Hàn Quốc, Iran, Italia, Cộng hòa Séc, Phần Lan, Hà Lan,v.v Trong khi đó, cho đến nay, Việt Nam vẫn chưa có hệ thiết bị BNCT đểnghiên cứu bởi một số vấn đề còn khó khăn như: kinh phí, nguồn nhân lực vàchưa có những nghiên cứu liên quan cũng như những nghiên cứu chuyên sâu vềtính toán liều từ phản ứng nơtrôn-bor xảy ra trong BNCT

Từ những phân tích ở trên, việc nghiên cứu đánh giá các thành phần liềuphục vụ nghiên cứu BNCT trên kênh ngang của LPƯ Đà Lạt là vấn đề được đặt

ra để thực hiện trong luận án này

5

Mục tiêu nghiên cứu

Mục tiêu chính của luận án là mô phỏng thiết kế tối ưu dòng nơtrôn nhiệt tạilối ra của CN2DR phục vụ nghiên cứu BNCT bằng chương trình MCNP5; môphỏng, tính toán và đo thực nghiệm các tham số đặc trưng về phân bố thônglượng nơtrôn nhiệt và các thành phần liều bức xạ trong mô hình phantom nước;xây dựng phương pháp phân tích hàm lượng bor trong mẫu nước để áp dụngtrong thực nghiệm về BNCT và các ứng dụng liên quan khác

Để đạt được mục tiêu đề ra, các nội dung của luận án cần được thực hiện

BNCT; (ii) mô phỏng sự phân bố liều hấp thụ của BNCT trong phantom nước tạiCN2DR sử dụng chương trình MCNP5; (iii) xác định sự phân bố liều hấp thụtrong BNCT với mô hình phantom nước sử dụng CN2DR; và (iv) đề xuất thiết kếcấu hình tối ưu cho hệ BNCT tại CN2DR với dòng nơtrôn tại lối vào phantom có

Ý nghĩa khoa học và thực tiễn

Các kết quả nghiên cứu của luận án có ý nghĩa khoa học là lần đầu tiêntiếp cận và nghiên cứu vật lý về phương pháp BNCT ở Việt Nam sử dụng kênhnơtrôn của LPƯ Đà Lạt, cung cấp thông tin mới về thiết kế cải tiến nâng caothông lượng nơtrôn tại vị trí chiếu mẫu, các kết quả mô phỏng và thực nghiệm vềphân bố thông lượng nơtrôn và các thành phần liều trong phantom, góp phần có ýnghĩa vào nghiên cứu phát triển tri thức và là tiền đề cho việc ứng dụng BNCT ởViệt Nam trong tương lai

Ý nghĩa thực tiễn của luận án là kết quả nghiên cứu cải tiến thiết kế chùmnơtrôn đã chứng minh có khả năng tăng thông lượng nơtrôn tại vị trí thực nghiệmcủa kênh số 2 lên 12 lần, qua đó góp phần để tăng cường khai thác hiệu quả cáckênh ngang của LPƯ Đà Lạt Ngoài ra, kết quả của luận án cũng đã góp phầnquan trọng vào việc nâng cao năng lực nghiên cứu mô phỏng và đo đạc thựcnghiệm trong lĩnh vực vật lý nơtrôn và các ứng dụng liên quan trên các

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

Cấu trúc của luận án

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

7

Chương 1: TỔNG QUAN 1.1 Nguyên lý của BNCT

BNCT dựa trên cơ sở của phản ứng phân hạch hạt nhân xảy ra khi một hạt

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

48, 67] Năm 1951, phương pháp BNCT được đề nghị như một khả năng để điềutrị u não Bởi vì BNCT có thể gây thiệt hại một cách chọn lọc các tế bào ung thư

Hình 1.2 minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm nơtrôn nhiệt để chữa trị u não

Hình 1.2 Minh họa kỹ thuật BNCT sử dụng chùm nơtrôn nhiệt

để chữa trị u nãoKhi hàm lượng bor được tập trung một cách chọn lọc đến các tế bào khối uthì bức xạ phát ra do phản ứng giữa bor và nơtrôn nhiệt chỉ có ảnh hưởng chủ yếu

tế bào bình thường, vì tiết diện phản ứng của các nguyên tố trong mô đối với

Bảng 1.1 Hàm lượng và tiết diện phản ứng của các nguyên tố trong

mô với nơtrôn nhiệt

tố sẵn có trong mô và 10B là nguyên tố được đưa vào trong mô từ bên ngoàithông qua một số hợp chất Hai nguyên tố còn lại là C và O đóng góp một phầnrất nhỏ đến liều hấp thụ toàn phần vì hàm lượng hoặc/và tiết diện phản ứng củachúng với nơtrôn nhiệt là rất bé.

1.2 Chữa trị u não bằng BNCT trên thế giới

Các thử nghiệm lâm sàng đầu tiên của BNCT, sử dụng chùm nơtrôn nhiệt đểđiều trị bệnh nhân GBM, được thực hiện từ năm 1953 đến 1961 tại Phòng thínghiệm quốc gia Brookhaven (Brookhaven National Laboratory – BNL) và Bệnhviện đa khoa Massachusetts (Massachusetts General Hospital – MGH) Kết quả

từ những thử nghiệm này vẫn còn tồn tại những hạn chế, nguyên nhân là do haiyếu tố chính: (1) việc sử dụng các hợp chất có chứa bor cho thấy không có sự tích

tụ chọn lọc trong khối u và; (2) sự suy giảm nhanh chóng của chùm nơtrôn nhiệt

Sau thất bại của những thử nghiệm lâm sàng, đã có những quan tâm mớitrong BNCT đó là việc phát triển hợp chất bor đánh dấu disodium

được cải tiến bởi Hatanaka và được đưa vào thử nghiệm lâm sàng Trong đó, sửdụng kỹ thuật chụp cắt lớp điện toán (Computed Tomography – CT) và kỹ thuậtchụp cộng hưởng từ (Magnetic Resonance Imaging – MRI) để xác định chính xác

với chùm nơtrôn nhiệt để chữa trị u não đã tương đối thành công Hơn 100 bệnhnhân bị u não ác tính GBM được điều trị với BNCT có thời gian sống dài hơn các

Những kết quả đáng khích lệ đã làm sống lại sự quan tâm của thế giới đối

với hàm lượng 52,5 ppm trong mô khối u và khoảng 15 ppm trong mô não bình

thường kết hợp sử dụng chùm nơtrôn nhiệt, hơn 10 bệnh nhân đã được chữa khỏi

mà không có dấu hiệu tái phát ở một số bệnh nhân

Trong những năm 1990, BNCT sử dụng chùm nơtrôn trên nhiệt (0,53 eV-10keV), nơtrôn nhiệt và/hoặc trên nhiệt đã được bắt đầu tại BNL, Viện công nghệMassachusetts (Massachusetts Institute of Technology – MIT) và tại LPƯ HFR

Bảng 1.2 Một số thử nghiệm lâm sàng của BNCT trên thế giới

Lan

Cho đến ngày nay, chỉ có hai hợp chất của bor được sử dụng lâm sàng trong

hiện trong Hình 1.3

Hình 1.3 Công thức cấu tạo của BSH và BPA

11

1.3 Hệ số KERMA nơtrôn trong mô

Cũng giống như những ứng dụng khác của chùm bức xạ ion hóa trong y học,phép đo liều của chùm nơtrôn là rất quan trọng để đạt được kết quả điều trị mongmuốn Vì nơtrôn là hạt ion hóa gián tiếp, chúng được phát hiện bằng cách đo cáchạt ion hóa đã sinh ra trong vật liệu hấp thụ do tương tác của nơtrôn với vật liệu.Các phản ứng hạt nhân phổ biến nhất là (n, α), (n, p) và (n, γ) và các detector phổbiến được sử dụng để ghi nhận nơtrôn là: buồng ion hóa chứa khí, detector nhấpnháy, detector nhiệt phát quang và detector vết

1.3.1 Tiết diện tương tác của nơtrôn

Trong vật lý hạt nhân, khái niệm tiết diện tương tác của nơtrôn (hay gọi tắt

là tiết diện nơtrôn) là đại lượng biểu thị xác suất phản ứng giữa nơtrôn với vật

song song và đơn năng chiếu tới một bia mỏng có diện tích bề mặt (A), bề dày

Hình 1.4 Mô tả tiết diện tương tác của nơtrônCường độ của chùm nơtrôn tới được mô tả bởi số nơtrôn trên đơn vị thể tích(n), và vận tốc của chúng (v) Mối liên hệ này được biểu diễn như sau:

Số hạt nhân trong bia:

12

Số nơtrôn va chạm với các hạt nhân trong bia tỷ lệ với cường độ của chùmnơtrôn và với số hạt nhân trong bia Vì vậy, số nơtrôn va chạm với hạt nhân trongbia trong 1 giây là:

tiết diện vi mô là barn (kí hiệu là b)

Tiết diện nơtrôn là một hàm theo năng lượng của nơtrôn và bản chất của cáchạt nhân trong bia Tiết diện này phụ thuộc nhiều vào năng lượng của nơtrôn tới,loại hạt nhân mà nó tương tác và loại phản ứng xảy ra Có 2 loại tiết diện tươngtác là tiết diện tán xạ và tiết diện hấp thụ Tiết diện toàn phần của nơtrôn đượcđịnh nghĩa là tổng của hai loại tiết diện trên Hình 1.5 thể hiện 2 loại tương táccủa nơtrôn với hạt nhân bia

σ t = σs + σa = σel + σin + σc + σ p + σ α + σf (1.4)

13

Trong phương pháp BNCT, tiết diện hấp thụ được quan tâm nhất đối với

nguyên tố hydro Trong đó, 99 % của sự ion hóa xảy ra trong mô được hình thành

1.3.2 Hệ số KERMA nơtrôn trong mô

Trường nơtrôn thường được mô tả trong thuật ngữ thông lượng φ(E), khimột chùm nơtrôn đơn năng tương tác với một hạt nhân trong mô thì tổng độngnăng ban đầu của tất cả các hạt mang điện được sinh ra do các bức xạ ion hóagián tiếp (ở đây là nơtrôn) trong thể tích nguyên tố của mô (Kinetic Energy

[28, 29] Bảng 1.3 liệt kê hệ số KERMA đối với nơtrôn nhiệt (KERMA nơtrôn)của các nguyên tố có trong mô

Bảng 1.3 Hệ số KERMA đối với nơtrôn nhiệt của các nguyên tố có

TT Nguyên tố Con (%) KF (Gy.cm2) Tỷ lệ (%)

Hình 1.6 cho thấy rằng, trong khoảng năng lượng từ 10-10 MeV đến 10

KERMA nơtrôn toàn phần của các nguyên tố khác trong mô Điều này chứng tỏ,

phù hợp

1.4 Lý thuyết tính liều hấp thụ trong BNCT

1.4.1 Liều hấp thụ và đơn vị đo

Bức xạ có khả năng gây tổn hại cho vật liệu tiếp xúc với nó thông qua

vật liệu đã hấp thụ Trong y học hạt nhân, tính toán liều bức xạ thường được thựchiện để giảm thiểu những ảnh hưởng có hại của bức xạ Bởi vì lượng bức xạ làmột hệ số quan trọng trong việc định lượng sai hỏng có thể xảy ra đối với vậtliệu, vì vậy các thuật ngữ chiếu xạ và liều bức xạ đã được đưa ra

Liều bức xạ liên quan tới năng lượng đã được hấp thụ trong vật chất (mô).Tuy nhiên ảnh hưởng sinh học của bức xạ không chỉ phụ thuộc vào năng lượngđược hấp thụ trong mô mà còn phụ thuộc vào cách thức mà năng lượng đó bị hấpthụ [8]

Liều hấp thụ là năng lượng trung bình dE mà bức xạ truyền cho vật chất ởtrong một thể tích nguyên tố chia cho khối lượng của vật chất dm chứa trong thể

dm

trong đó, đơn vị đo liều hấp thụ là Gray (1 Gy = 1 J/kg)

Để đánh giá mức độ nguy hiểm của một loại bức xạ đối với mô, người ta sử

Trọng số của một số loại bức xạ được trình bày trong Bảng 1.4 [49].

Hàm liên tụcNơtrôn

theo năng lượng

1.4.2 Các thành phần liều trong BNCT

Trong BNCT các liều chiếu xạ gây ra bởi nơtrôn phụ thuộc nhiều vào hàm

luôn tồn tại các tia gamma tạo ra trong các vật liệu dẫn dòng nơtrôn cũng như từ

được tập trung tại đó mà còn có các nguyên tố khác tồn tại trong mô như: nitơ,hydro, v.v

Do vậy, trong quá trình xạ trị với BNCT có 4 thành phần liều hấp thụthường quan tâm đó là: (i) liều bor; (ii) liều nơtrôn nhiệt; (iii) liều nơtrôn nhanh;

17

kích thích không bền, hạt nhân này giải phóng tia gamma có năng lượng 0,478

trong một sơ đồ mức năng lượng (Hình 1.7)

DB = 1,6 × 10−13 × CB × σB× Q × Φth (1.8)

(n.cm-2)

Trong BNCT, khi tính liều người ta thường sử dụng khái niệm dòng nơtrôn

liên hệ giữa hai đại lượng này được tính như sau:

Φ th = φth × t (1.9)với t là thời gian có đơn vị là giây

trong khối u được sử dụng tính theo ppm, phương trình (1.8) được viết lại nhưsau:

DB = 7,43 × 10−14 × CB × Φth (1.10)

là hệ số KERMA của bor đối với nơtrôn nhiệt tính

một nơtrôn nhiệt, năng lượng giải phóng trong phản ứng được hấp thụ tại chỗ

14C1

nơtrôn nhiệt sẽ giải phóng năng lượng khoảng 0,626 MeV Phản ứng bắt nơtrônnày là cơ chế chiếm ưu thế bởi các nơtrôn nhiệt có đóng góp liều hấp thụ cục bộ

thức:

0,626 MeV)

trong đ ó, giá tr ị 7,43×10-14

19

Kết hợp với hệ số KERMA nơtrôn đối với hạt nhân 14N trong Bảng 1.3, tiếtdiện phản ứng trong Bảng 1.1 và hàm lượng nitơ trong Bảng 1.3, phương trình(1.11) được viết lại như sau:

DN = 6,78 × 10−14 × CN× Φth (1.12)

n ' )1 H [13] Hình 1.9 minh họa phản ứng tán xạ đàn hồi giữa nơtrôn nhanh và hạt

Tán xạ đàn hồi 1

H1

Nơtrôn nhanh % trong não bình thường = 10,7

σs = 20,5 barn

Chùm nơtrôn nhiệt được sử dụng để chiếu xạ khu vực giải phẫu để cung cấp

nơtrôn nhanh này không giống như các nơtrôn có năng lượng thấp hơn, chúngkhông bị hấp thụ lúc đầu khi tương tác trong mô mà chủ yếu là tán xạ và bị nhiệt

bởi công thức:

Df = 1,6 × 10−13 × CH × σsH × Ef × Φ f × f (1.13)

20

CH là số nguyên tử hydro có trong 1 kg mô; Φ f là dòng nơtrôn nhanh (n.cm-2); và

của dòng nơtrôn hoặc từ vùng hoạt của LPƯ) Liều gamma trong mô có kết quảchủ yếu khi hydro trong mô hấp thụ các nơtrôn nhiệt theo phản ứng

1H

1

Nơtrôn nhiệt % trong não bình thường = 10,7

σa = 0,33 barn Eγ = 2,22 MeV

[10, 13] Hơn nữa, các tia gamma bị hấp thụ rất ít trong mô Stabin [86] đã tính

hệ số hấp thụ theo năng lượng tia gamma trong một số thể tích khác nhau, vàđược liệt kê trong Bảng 1.5

Bảng 1.5 Hệ số hấp thụ theo năng lượng tia gamma trong mô

Hệ số hấp thụ các tia gamma có năng lượng 0,478 MeV và 2,22 MeV sinh

ra từ các phản ứng của nơtrôn nhiệt trong mô cần quan tâm và được suy ra từ

việc làm khớp dữ liệu trong Bảng 1.5 Đường khớp dữ liệu trong Bảng 1.5 được thể hiện trong Hình 1.11.

Năng lượng (MeV)

Hình 1.11 Hệ số hấp thụ năng lượng tia gamma trong môTrên cơ sở của đường khớp dữ liệu trong Hình 1.11, sẽ suy ra được hệ sốhấp thụ theo năng lượng của các tia gamma 0,478 MeV và 2,22 MeV Các giá trịnày được trình bày trong Bảng 1.6

Bảng 1.6 Hệ số hấp thụ theo năng lượng của các tia gamma 0,478

MeV và 2,22 MeV trong mô

là tiết diện hấp thụ nơtrôn nhiệt của hydro (= 0,33×10-24 cm2); E γ (2,22) là

22