TÍNH TOÁN PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG NEUTRON VÀ PHÂN BỐ LIỀU TRONG BNCT TRÊN PHANTOM HÌNH HỘP BẰNG MCNP KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ KỸ THUẬT HẠT NHÂN

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT BNCT: Boron Neutron Capture Therapy BNL: Phòng thí nghiệm quốc gia Brookhaven BPA: 4-dihydroxy-borylphenylalanine BSH: Sulfahydryl borane CBE: Hiệu ứ

TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN

ĐỖ HỒNG KHANH

TÍNH TOÁN PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG NEUTRON VÀ PHÂN BỐ

LIỀU TRONG BNCT TRÊN PHANTOM HÌNH HỘP BẰNG MCNP

KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ KỸ THUẬT HẠT NHÂN

LÂM ĐỒNG, NĂM 2017

TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN

ĐỖ HỒNG KHANH – 1310536

TÍNH TOÁN PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG NEUTRON

VÀ PHÂN BỐ LIỀU TRONG BNCT TRÊN PHANTOM HÌNH HỘP

BẰNG MCNP

KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ

GIÁO VIÊN HƯỚNG DẪN ThS Nguyễn Danh Hưng

KHÓA 2013 - 2018

NHẬN XÉT CỦA GIÁO VIÊN HƯỚNG DẪN

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

Lâm Đông, ngày … tháng …… năm ……

Giáo viên hướng dẫn

NHẬN XÉT CỦA GIÁO VIÊN PHẢN BIỆN

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

………

Lâm Đồng, ngày … tháng …… năm ……

Giáo viên phản biện

LỜI CẢM ƠN

Sau một thời gian thực hiện, bài luận văn “Tính toán phân bố thông lượng

neutron và phân bố liều trong BNCT trên phantom hình hộp bằng MCNP ” đã

được hoàn thành Em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến ThS Nguyễn Danh Hưng,

người đã tận tình, trực tiếp hướng dẫn, chỉ bảo em trong suốt quá trình thực hiện

khóa luận này

Em cũng xin bày tỏ lòng biết ơn đến các thầy cô giáo khoa Kỹ thuật Hạt

nhân, trường Đại học Đà Lạt đã tận tình giảng dạy, chỉ dẫn em trong quá trình học

tập tại trường

Em cũng xin gửi lời cảm ơn đến gia đình, bạn bè đã động viên, giúp đỡ tạo

điều kiện thuận lợi cho em trong thời gian học tập và thực hiện đề tài

Dù đã có nhiều cố gắng trong quá trình thực hiện, song khóa luận khó tránh

khỏi những thiếu sót Em rất mong nhận được sự góp ý, chỉ bảo của các thầy cô,

bạn bè và những người quan tâm

Lâm Đồng, tháng 11, năm 2017

Sinh viên

Đỗ Hồng Khanh

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT

BNCT: Boron Neutron Capture Therapy

BNL: Phòng thí nghiệm quốc gia Brookhaven

BPA: 4-dihydroxy-borylphenylalanine

BSH: Sulfahydryl borane

CBE: Hiệu ứng sinh học hợp phần

CT: Computerized Tomography – Chụp cắt lớp vi tính

FMESHn: Superimposed Mesh Tally

GBM: Glioblasoma multiforme (U nguyên bào thần kinh đệm - một loại u não ác tính)

Kerma: Kinetic energy released per unit mass – Động năng tỏa ra trên một đơn vị khối lượng

LET: Linear energy transfer - Sự chuyển đổi năng lượng tuyến tính

MCNP: Monte Carlo N-Particle

MGH: Bệnh viện Đa khoa Massachusetts

MIT: Viện Công nghệ Massachusetts

MRI: Magnetic resonance imaging – Chụp cộng hưởng từ

RBE: Giá trị hiệu ứng sinh học tương đối

MỤC LỤC

MỞ ĐẦU 1

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 2

1.1 Tổng quan về BNCT 2

1.1.1 Lịch sử phát triển của BNCT 2

1.1.2 Nguyên lý của BNCT 3

1.2 Điều kiện để BNCT thành công 5

1.2.1Tập trung Bo đến các tế bào khối u 5

1.2.2 Nguồn neutron 7

1.3 Các thành phần liều trong BNCT 9

1.3.1 Các khái niệm liều bức xạ 9

1.3.2Các thành phần liều trong BNCT 11

1.3.2.1 Liều boron 11

1.3.2.2 Liều gamma 13

1.3.2.3 Liều neutron nhanh 13

1.3.2.4 Liều neutron nhiệt 14

1.3.3Liều trọng số sinh học 15

1.4 Giới thiệu chương trình MCNP 16

1.4.1 Phương pháp Monte Carlo 17

1.4.2 Lịch sử phát triển của MCNP 18

1.4.3 Tệp input cho MCNP 19

1.4.4Tally trong MCNP 21

CHƯƠNG 2: TÍNH TOÁN PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG VÀ LIỀU VỚI MÔ HÌNH PHANTOM NƯỚC BẰNG MCNP 22

2.1 Mô hình tính toán 22

2.2 Lập tệp input cho phần mềm MCNP 22

2.3 Hệ số Kerma 25

2.4 Phổ neutron kênh 2 lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 27

2.4.1Phổ neutron ở kênh 2 lò Đà Lạt 27

2.4.2Phổ neutron ở kênh 2 với cấu hình mới 27

CHƯƠNG 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 29

3.1 Phân bố thông lượng neutron trong phantom nước khi có khối boron và không có khối borron 29

3.2 Phân bố liều trong phantom nước khi có khối boron và khi không có khối khối boron 30

3.2.1 Phân bố liều neutron trong phantom nước khi có và không có khối boron 30 3.2.2 Phân bố liều photon trong phantom nước khi có và không có khối boron 32 3.3 Phân bố thông lượng và liều trong phantom nước với cấu hình mới của kênh 2 32

KẾT LUẬN 35

TÀI LIỆU THAM KHẢO 36

PHỤ LỤC A 38

PHỤ LUC B 53

DANH MỤC BẢNG

Bảng 1: Bảng trọng số liều bức xạ 10Bảng 2: Bảng trọng số mô 11Bảng 3: Các hệ số RBE/CBE đã sử dụng phổ biến trong BNCT cho mô não người 16Bảng 4: Ký hiệu của các tally và loại hạt được áp dụng 21Bảng 5: Các từ khóa và ý nghĩa trong thẻ FMESH 23

DANH MỤC HÌNH ẢNH

Hình 1: Sơ đồ minh họa phản ứng của 10B với neutron nhiệt 4

Hình 2: Sơ đồ khái niệm của BNCT (MIT 2008) 4

Hình 3: Công thức cấu tạo của BSH và BPA 6

Hình 4: Sơ đồ mức năng lượng phân rã của hạt nhân 11B* 12

Hình 5: Biểu đồ minh họa phản ứng của 1H với neutron nhiệt 13

Hình 6: Biểu đồ minh họa phản ứng của 1H với neutron nhanh 14

Hình 7: Biểu đồ minh họa phản ứng của 14N với neutron nhiệt 14

Hình 8: Mô hình phantom nước được thiết kế trong thực nghiệm 22

Hình 9: Phantom nước khi không có và có khối boron trong mô phỏng MCNP 25

Hình 10: Hệ số kerma neutron của nước và một số loại mô 26

Hình 11: Mô hình kênh 2 lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 27

Hình 12: Phổ thông lượng neutron ở kênh 2 lò Đa lạt 27

Hình 13: Mô hình kênh 2 với cấu hình mới 28

Hình 14: Phổ thông lượng neutron ở kênh 2 với cấu hình mới 28

Hình 15: Phân bố thông lượng neutron trong phantom nước trong 2 trường hợp có và không có khối boron 29

Hình 16: Phân bố thông lượng neutron trong phantom nước giữa thực nghiệm và mô phỏng 30

Hình 17: Phân bố liều neutron trong phantom nước trong 2 trường hợp có và không có khối boron 31

Hình 18: Phân bố liều photon trong phantom nước trong 2 trường hợp có và không có khối boron 32

Hình 19: Phân bố thông lượng neutron trong phantom khi sử dụng cấu hình mới của kênh 33 Hình 20: Phân bố liều neutron trong phantom khi sử dụng cấu hình mới của kênh33 Hình 21: Phân bố liêu neutron trong phantom khi sử dụng cấu hình mới của kênh 34

MỞ ĐẦU

Năm 2012 theo thống kê của Quỹ nghiên cứu ung thư thế giới Quốc tế, trên toàn thế giới có khoảng 14.1 triệu trường hợp mắc bệnh ung thư, trong đó khoảng 1.8% số bệnh nhân liên quan đến não Riêng ở Mĩ, năm 2012 ước tính có khoảng

4200 trường hợp trẻ em dưới 20 tuổi được chẩn đoán với u não nguyên phát Tại Việt Nam, mỗi năm cả nước có thêm khoảng 150000 ca mắc bệnh mới và 75000 ca tử vong do ung thư Trong đó, ung thư não và các bệnh lý về não là một bệnh ung thư khá phổ biến ở Việt Nam với tỉ lệ mắc phải tương đối cao, đặc biệt là ở nhóm tuổi 15-30 (chiếm khoảng 30%) Phẫu thuật, xạ trị, xạ phẩu và hóa trị liệu là các phương pháp chuẩn điều trị ung thư Tuy nhiên, xạ trị vẫn chắc chắn là phương pháp quan trọng, hiệu quả và chi phí điều trị hiệu quả cho tất cả các loại khối u ác tính ở thể rắn

Để chữa trị căn bệnh này, ở Nhật Bản, Hatanaka đã bắt đầu các kiểm tra lâm sàng sử dụng kết hợp của phẫu thuật và xạ trị Phương pháp xạ trị Hatanaka đã sử dụng dựa trên phản ứng bắt neutron của hạt nhân Boron (Boron Neutron Capture Therapy- BNCT) để điều trị khoảng 100 bệnh nhân bị các khối u nguyên bào đệm và

u thần kinh đệm Thời gian sống trung bình của những bệnh nhân này kéo dài thêm

từ 5 đến 15 năm và có xu hướng tăng lên đối với bệnh nhân mắc khối u ở phần ngoài của não Phương pháp trị liệu BNCT là một kỹ thuật lý tưởng để diệt các tế bào ung thư một cách có chọn lọc, không gây tổn hại cho các tế bào khỏe mạnh gần đó, dựa trên phản ứng bắt neutron của hạt nhân boron-10 để tạo ra các hạt alpha LET cao, các hạt nhân giật lùi lithium-7 và tia gamma (Barth và cộng sự, 2006)

Ở Việt Nam, cho đến nay vẫn chưa có hệ thống BNCT để nghiên cứu, chữa trị

u não bởi một số vấn đề còn khó khăn như: kinh phí, nguồn nhân lực, kinh nghiệm còn thiếu, chưa có những nghiên cứu chuyên sâu về lĩnh vực này cũng như những nghiên cứu liên quan đến việc tính toán liều trong phản ứng neutron-boron xảy ra trong não Để có thể tiếp nhận chuyển giao công nghệ, làm chủ hệ thống BNCT để chữa trị u não trong tương lai, ngay từ bây giờ cần có các nghiên cứu về BNCT từ cơ bản đến chuyên sâu Đây cũng chính là lý do tôi chọn đề tài này Trong nội dung khóa luận này chỉ mới là những kiến thức cơ bản về BNCT, khảo sát, tính toán thông lượng

và liều để thấy được sự ảnh hưởng của boron đến liều BNCT

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN

1.1 Tổng quan về BNCT

1.1.1 Lịch sử phát triển của BNCT

Phương pháp điều trị bắt neutron bằng Boron (BNCT) là một kỹ thuật lý tưởng

để tiêu diệt các tế bào ung thư một cách có chọn lọc mà không gây tổn hại cho các tế bào khỏe mạnh gần đó, dựa trên phản ứng của hạt nhân 10B để bắt neutron tạo ra các hạt alpha (4He) có sự chuyển đổi năng lượng tuyến tính (LET) cao, các hạt nhân giật lùi Lithium (7Li) và tia gamma (Barth và cộng sự, 2006) BNCT ban đầu được đề xuất để điều trị cho các bệnh nhân bị u nguyên bào thần kinh đệm (GBM)- là loại u não ác tính phổ biến nhất, chiếm 12-15% của tất cả các loại u não Mặc dù BNCT được báo cáo là ít nhất tương đương hoặc hiệu quả hơn để điều trị GBM, khi so sánh

nó với các liệu pháp tiêu chuẩn khác Cho đến nay, nó đã không cho thấy sự vượt trội đáng kể để thay thế những phương pháp khác đã được nêu ra Tuy nhiên, BNCT đã bắt đầu cho thấy khả năng điều trị các loại ung thư nguyên phát hoặc di căn khác như

u ác tính, ung thư vùng đầu và cổ, ung thư gan và ung thư tuyến giáp kể từ giữa những năm 1980

Tại phòng thí nghiệm Cavendish của Đại học Cambridge, Anh quốc, Chadwick đã phát hiện ra neutron năm 1932 Ba năm sau, vào năm 1935, Taylor, Burcham và Chadwick cho thấy rằng 10B có khả năng bắt được neutron chậm để giải phóng 7Li, các hạt alpha và tia gamma Đó gọi là phản ứng bắt neutron của 10B Một năm sau, vào năm 1936, người đầu tiên đề xuất phản ứng này có thể được sử dụng để điều trị bệnh ung thư là Locher (Sweet, 1997) Những nghiên cứu đầu tiên liên quan đến sự phù hợp của phản ứng 10B với neutron nhiệt đã được báo cáo bởi Kruger, Zahl, Cooper và Dunning năm 1940 Năm 1948 Tobias, Weymouth, Wasserman và Stapleton đã báo cáo những nghiên cứu về những ảnh hưởng sinh học gây ra trên động vật khi được chiếu xạ bởi neutron nhiệt từ lò phản ứng (L E Farr, J S Robertson và E Stickley, 1954) Mặc dù BNCT được đề cập từ năm 1936 nhưng đến năm 1951 các thử nghiệm lâm sàng để điều trị các khối u não đầu tiên sử dụng chùm neutron nhiệt mới được bắt đầu tại Bệnh viện Đa khoa Massachusetts (MGH) và phòng thí nghiệm quốc gia Brookhaven (BNL) ở New York Một nhóm các bệnh nhân bị u thần kinh đệm được điều trị tại một lò phản ứng ở Viện Công nghệ Massachusetts (MIT) phần lớn không thành công Nguyên nhân của sự không thành công đó bao gồm sự chọn lọc của hợp chất boron trong mô thấp, sự thâm nhập kém

của chùm neutron và sự thiếu kiểm soát của phù não Vì vậy, các thử nghiệm lâm sàng và nghiên cứu điều trị bằng BNCT đã bị dừng lại vào năm 1961

Sau thất bại của những thử nghiệm lâm sàng, đã có những quan tâm mới trong BNCT đó là phát triển hợp chất boron đánh dấu Na2B12H11SH (BSH) trong những năm 1960 bởi Soloway và Hatanaka (Roberts, 1998) Năm 1968 phương pháp điều trị BNCT được cải tiến bởi Hatanaka ở Nhật Bản và được đưa vào thử nghiệm lâm sàng Trong đó, sử dụng CT và MRI, để xác định kích thước và độ sâu của khối u với

độ chính xác cao hơn, việc chữa trị u não đã tương đối thành công (Nakagawa và Hatanaka, 1996)

Từ 1969 đến 1993, Hatanaka đã bắt đầu các kiểm tra lâm sàng sử dụng kết hợp của phẫu thuật và BNCT để điều trị khoảng hơn 100 bệnh nhân, trong đó đa số là bệnh nhân GBM Hơn 100 bệnh nhân bị u thần kinh đệm được điều trị với BNCT đã

có thời gian sống trung bình được cải thiện đáng kể, thời gian sống của bệnh nhân được kéo dài thêm từ 5 đến 15 năm và có xu hướng tăng lên đối với bệnh nhân mắc khối u ở phần ngoài của não (Tuổi thọ trung bình của các bệnh nhân mắc loại u này khi điều trị thông thường là dưới 1 năm) Những kết quả đáng khích lệ đã làm sống lại sự quan tâm của thế giới đối với BNCT bất chấp những lời chỉ trích của nhiều bác

sĩ lâm sàng dựa trên những thất bại trong quá ở Mĩ (Roberts, 1998) Từ 1994-1999 các thử nghiệm lâm sàng để điều trị một số bệnh nhân GBM sử dụng p-

dihydroxyborylphenylalanine C9H1210BNO4 (BPA) với một hoặc hai bức xạ neutron

được thực hiện tại BNL, MIT ở Mĩ và một số quốc gia khác như: Hà Lan, Phần Lan,… 1.1.2 Nguyên lý của BNCT

Liệu pháp điều trị bằng BNCT là một phương pháp lý tưởng để diệt các tế bào ung thư một cách có chọn lọc mà không gây tổn hại đến các tế bào khỏe mạnh gần

đó Nó là một phương pháp xạ trị trị liệu có mục đích, sử dụng 10B gắn với một loại thuốc tìm khối u thích hợp (đồng vị bền - 10B được sử dụng vì có tiết diện bắt neutron nhiệt cao ( = 3837 barn), có nghĩa là nó có khả năng để dễ dàng bắt neutron chậm) (Walker, 1998) Trước tiên, một loại thuốc mang 10B được tiêm vào máu Sau đó, khối u tích tụ thuốc qua hệ thống vận chuyển máu Sau đó, khối u được chiếu xạ bởi neutron nhiệt (E ≈ 0.025eV)) hoặc nguồn neutron trên nhiệt (1eV <E <10keV) Cuối cùng các nguyên tử 10B trong khối u bắt các neutron để sản sinh hạt alpha có LET cao

và các ion 7Li để tiêu diệt các tế bào ung thư

Quảng chạy của hai hạt alpha và 7Li trong một tế bào khối u là ~ 8μm và ~ 5μm (xấp xỉ đường kính của một tế bào khối u) tương ứng.Và chúng đều có giá trị LET cao Như vậy, tất cả năng lượng cao được giải phóng trong tế bào khối u Kết quả là, các phản ứng có khả năng cao tiêu diệt các tế bào ung thư, trong khi tế bào bình thường bên ngoài khối u vẩn tồn tại Hình 2 cho thấy sơ đồ khái niệm BNCT

Hình 1: Sơ đồ minh họa phản ứng của 10 B với neutron nhiệt

Hình 2: Sơ đồ khái niệm của BNCT (MIT 2008)

Neutron nhiệt được sử dụng trong phương pháp BNCT ít ảnh hưởng đến các

tế bào bình thường, vì tiết diện phản ứng của các nguyên tố 1H; 12C; 14N và 16O có trong mô chỉ tương ứng là 0.332barn; 0.0034 barn; 1.81barn và 0.00018 barn trong khi đó tiết diện phản ứng của 10B là 3843 barns

1.2 Điều kiện để BNCT thành công

Những thử nghiệm lâm sàng đầu tiên của BNCT để điều trị u thần kinh đệm được thực hiện từ năm 1953 đến 1961 tại BNL và MGH đã gây thất vọng Kết quả không như mong đợi là do hai yếu tố chính:

 Việc sử dụng các hợp chất có chứa boron cho thấy không có sự tích tụ chọn lọc trong khối u

 Sự suy giảm nhanh chóng của chùm neutron nhiệt trong mô

Hiệu quả của BNCT phụ thuộc vào sự phân bố của boron và tỉ số nồng độ giữa

mô khối u và mô bình thường, và khả năng thâm nhập của chùm neutron Đặc điểm đáng chú ý nhất của BNCT là khả năng đạt được một tỉ lệ cao của nồng độ boron trong khối u (T) so với trong máu (B) Zamenhof và Tolpin đã chỉ ra rằng lợi thế về

độ sâu và sự thiệt hại bức xạ có tính chọn lọc với các mô ung thư bởi BNCT phụ thuộc nhiều vào tỉ lệ T/B Để ảnh hưởng thấp nhất đến các mô bình thường, tỉ số khối T/B ít nhất là 3:1 Vậy hai tiêu chí cơ bản phải được đáp ứng cho BNCT là:

 Loại thuốc phải mang boron tới các mô khối u với nồng độ từ 20-30µg tại thời điểm chiếu xạ

 Phải có nguồn neutron phù hợp cho BNCT

1.2.1 Tập trung Bo đến các tế bào khối u

Một trong hai yếu tố chính cho sự thành công của BNCT là sự tập trung boron một cách có chọn lọc đến khối u, và điều này phụ thuộc vào các hợp chất mang boron Đây là các hợp chất mang boron được tiêm vào cơ thể người, sau đó tích tụ trong khối

u thông qua hệ thống vận chuyển máu trong một khoảng thời gian Có bảy khía cạnh cần được xem xét cho chất mang boron có ích: (1) khía cạnh quan trọng nhất là khả năng tích lũy chọn lọc mạnh mẽ để đạt được tỷ lệ cao (nồng độ boron trong tế bào khối u) / (nồng độ boron trong tế bào bình thường) (tỷ lệ này nên lớn hơn 3-4); (2) độc tính thấp hoặc thậm chí không có; (3) để đạt được ít nhất ~ 20μg B-10 /g khối u; (4) làm sạch nhanh chóng từ máu, các mô bình thường và tồn tại trong khối u trong suốt quá trình BNCT; (5) ổn định hóa học; (6) độ tan trong nước; (7) khả năng hòa tan trong chất béo (Yamamoto và cộng sự, 2008, Barth và cộng sự, 2005)

Không thể đạt được tỷ lệ cao sẽ dẫn đến thiệt hại không cần thiết cho các mô bình thường xung quanh Ví dụ, sử dụng BNCT để điều trị bệnh nhân có khối u não

Da đầu có nhiều mao mạch Nếu tỷ lệ quá thấp, điều này có nghĩa là nồng độ boron trong máu trong các mạch máu tương đối cao Trong khi chiếu xạ khối u với một liều neutron nhiệt hoặc chùm neutron trên nhiệt, da đầu nhận thiệt hại không cần thiết Kết quả là các neutron gây hư tổn các tế bào bình thường, còn các khối u thì ít bị hư tổn hơn Từ khi bắt đầu sử dụng BNCT, natri borat, axit boric và các dẫn xuất của nó

đã được sử dụng trong những năm 1950, nhưng nồng độ boron trong khối u không đạt yêu cầu (Farr và cộng sự, 1954) Sau đó, BPA (4-dihydroxy-borylphenylalanine) được tạo ra (Snyder và cộng sự, 1958) Hợp chất này cho thấy tỷ lệ cao hơn (nồng độ boron trong tế bào khối u) / (nồng độ boron trong tế bào bình thường) so với các hợp chất khác Vào những năm 1980, các báo cáo cho biết có khả năng điều trị u ác tính cao hơn (Ichihashi và cộng sự, 1982) Sau đó, nó đã được chỉ định để được áp dụng trong BNCT để điều trị khối u não ác tính (Coderre và cộng sự, 1990) BPA có thể được coi là đại diện cho thế hệ đầu tiên của hợp chất mang boron trong BNCT

Polyhedral boranes [B10H10]-2 và [Bl2H12]-2 được phát hiện với cấu trúc lồng,

có đặc tính rất ấn tượng về độ bền thủy phân và hóa học (Hawthorne & Pitochelli, 1959) Sau đó, natri decahydrodeconat Na2Bl0H10 được chỉ định là chất mang boron

có triển vọng (Soloway và cộng sự., 1961) Nó cho thấy tỷ lệ cao (nồng độ boron trong tế bào khối u não) / (nồng độ boron trong tế bào bình thường) Thật không may, thuốc đã hơi độc đối với cơ thể người Cuối cùng, BSH (sulfahydryl borane,

Na2B12H11SH) với độc tính thấp đã được phát triển (Soloway và cộng sự, 1967) Sau

đó, BSH đã được áp dụng cho hầu hết các thử nghiệm lâm sàng ở Mỹ, Châu Âu và Nhật Bản và đã thu được kết quả đầy đủ Do đó, BSH có thể được coi là đại diện của thế hệ thứ hai của hợp chất mang boron cho BNCT

Hình 3: Công thức cấu tạo của BSH và BPA

Sự phát triển của hợp chất mang boron thế hệ thứ ba là yếu tố quan trọng nhất ảnh hưởng trực tiếp đến vận mệnh của BNCT Thế hệ thứ ba này đã được phát triển

từ các kết quả lâm sàng không đạt yêu cầu khi sử dụng BPA hoặc BSH cho BNCT

Có một sự khác biệt lớn giữa thế hệ thứ ba và hai thế hệ trước Thế hệ thứ ba này sử dụng bên thứ ba để phân bổ các hợp chất boron Chúng chủ yếu bao gồm một nhóm boron bền hoặc gắn kết thông qua một liên kết bền thủy phân (Barth và cộng sự, 2005) Có một vài chiến lược nhằm đưa các tác nhân thế hệ thứ ba vào các tế bào khối u, chẳng hạn như kết hợp với các yếu tố nhận biết, bao bọc trong túi hoặc kết hợp trong các hợp chất quan trọng (Azab và cộng sự, 2006) Cho đến nay, có một số tác nhân thế hệ thứ ba đã được nghiên cứu, chẳng hạn như các kháng thể đơn dòng (Olsson và cộng sự, 1998), các tiền thân sinh học (Tjarks, 2001), polyamines (El-Zaria và cộng sự, 2002) Các tác nhân liên kết DNA (DNA-Binding) (Tietze và cộng sự., 2002), peptide (Ivanov và cộng sự, 2002), các tác nhân antisense (Olejiniczak và cộng sự, 2002), polyethedral borane (Surewein và cộng sự, 2002), porphyrins (Isaac

& Kahl, 2003 ), Carbohydrate (Tietze và cộng sự, 2003), axit amin (Kabalka & Yao, 2003) và liposome (Carlsson và cộng sự, 2003, Justus và cộng sự, 2007) Bào quan trong tế bào ung thư như các thể Golgi, mạng lưới nội chất, lysosome, ty thể và hạt nhân phù hợp để nhắm mục tiêu; Do đó, hạt nhân đặc biệt tốt cho việc nhắm mục tiêu bởi vì sẽ cần ít hạt nhân boron hơn để tiêu diệt một tế bào khối u nếu hạt nhân boron nằm gần các trung tâm tế bào khối u (nhân tế bào thường ở trung tâm tế bào) (Gabel

và cộng sự, 1987)

Một hợp chất mang boron có ích phải được hòa tan trong nước, được đưa vào

hệ thống; cũng như khả năng hòa tan trong chấ béo cho phép nó vượt qua hàng rào máu não (BBB) và khuếch tán vào khối u (Barth và cộng sự, 2005)

1.2.2 Nguồn neutron

Nguồn neutron là một chìa khóa thành công khác của BNCT Trong những thử nghiệm đầu tiên của BNCT, các chùm neutron nhiệt được sử dụng để chiếu xạ Tuy nhiên neutron nhiệt không thể xuyên sâu vào các khối u do khoảng cách xuyên sâu trong bề mặt mô của nó chỉ khoảng 2.5 cm (Sweet và cộng sự, 1960) Do đó, các neutron nhiệt thích hợp cho các phương pháp điều trị khối u trên bề mặt, chẳng hạn như điều trị BNCT cho u hắc tố, các loại ung thư da (Mishima & Ichihashi và cộng

sự, 1989; Mishima & Honda và cộng sự, 1989) Để điều trị hiệu quả các khối u sâu bên trong não mà không cần mở sọ, các neutron trên nhiệt đã được sử dụng để điều trị những khối u này thay vì các neutron nhiệt Các neutron trên nhiệt (1-10000 eV)

có thể thâm nhập sâu vào mô ở độ sâu 3-6cm từ bề mặt (Soloway và cộng sự, 1998) Khi một neutron trên nhiệt xâm nhập vào cơ thể người, nó sẽ giảm dần thành một

neutron nhiệt cho phép boron bắt dễ dàng hơn Để ngăn ngừa các tế bào bình thường của bệnh nhân bị chiếu xạ bởi bức xạ nền không mong muốn như tia gamma và các neutron nhanh từ cổng chùm neutron trên nhiệt, bệnh nhân phải chiếu xạ với liều hiệu dụng vừa đủ và đặt gần càng gần với cổng chùm tia càng tốt trong khoảng thời gian càng ngắn càng tốt (Walker, 1998) Do đó, có một số yêu cầu đối với chất lượng và cường độ của các chùm neutron trên nhiệt Giảm thời gian chiếu xạ thì mức độ khó chịu cũng giảm Mặt khác, các lỗi do sự di chuyển nhẹ của bệnh nhân cũng được giảm

do thời gian chiếu ngắn Chất lượng của các chùm neutron trên nhiệt có thể được đo bằng tỷ số giữa thông lượng neutron trên nhiệt (n/cm2s) và thông lượng bức xạ nền không mong muốn (n/cm2s) từ các nguồn Tỷ số này càng cao thì chất lượng chùm càng cao Độ chính xác của hướng chùm cũng rất quan trọng Đầu của bệnh nhân phải đặt đặt ở vị trí đối diện cổng phát chùnm neutron Các chùm có hướng chính xác hơn sẽ ít gây thiệt hại hơn cho các mô bình thường xung quanh

BNCT dùng chùm neutron trên nhiệt đã được bắt đầu tại Brookhaven lò phản ứng nghiên cứu y học (BMRR) tại BNL và một lò phản ứng Flux (HFR) tại Petten,

Hà Lan Điều này mở rộng phạm vi điều trị sâu hơn vào não 4-8 cm, và cho phép áp dụng không phẫu thuật chiếu xạ tia bên ngoài Lò phản ứng và máy gia tốc tạo ra neutron có dải năng lượng từ khoảng 15MeV giảm đến các năng lượng nhiệt Trong lịch sử những nguồn neutron tốt nhất năng lượng và thông lượng cần thiết cho BNCT

là một lò phản ứng hạt nhân, với tốc độ thông lượng neutron khoảng 109cm-2.s-1 thì liều có thể được cung cấp trong thời gian ngắn khoảng 30 phút Nghiên cứu BNCT

đã được tiến hành tại BMRR; tại MITR; tại HFR và một số cơ sở khác Lò phản ứng nghiên cứu nhiệt thường được sử dụng để tiến hành các thử nghiệm Việc dịch chuyển

và lọc phổ là hai cách để có được thông lượng neutron chính xác tại vị trí điều trị bên ngoài của một lò phản ứng nhiệt

Ở Việt Nam, với sự giúp đỡ của Liên Xô, lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã được khôi phục, nâng cấp và đạt tới hạn lần đầu năm 1983, đưa vào hoạt động chính thức với công suất danh định 500 kWt vào ngày 20/3/1984 Trong hơn 30 năm hoạt động,

Lò phản ứng đã được vận hành an toàn và khai thác sử dụng có hiệu quả Trong giai đoạn từ năm 2009 – 2011 một đề tài nghiên cứu khoa học cấp Bộ nhằm nghiên cứu phát triển dòng neutron phin lọc trên kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt đã được Viện Nghiên cứu hạt nhân (NCHN) chủ trì và thực hiện thành công (với thông lượng ở lối ra khoảng 106 n/cm2s), đưa dòng neutron nhiệt có chất lượng tốt vào trạng thái hoạt động và sẵn sàng phục vụ các nghiên cứu về vật lý neutron, vật lý hạt nhân,

cấu trúc hạt nhân và đào tạo nhân lực Hai hướng nghiên cứu chủ yếu trên dòng neutron này là: (i) Nghiên cứu vật lý hạt nhân cơ bản bao gồm đo đạc số liệu hạt nhân (tiết diện bắt bức xạ neutron, tiết diện toàn phần, v.v ), (ii) Phân tích nguyên tố và đồng vị phóng xạ bằng phương pháp đo phổ gamma tức thời Bên cạnh đó kỹ thuật

xạ trị theo cơ chế bắt neutron của đồng vị Bo-một kỹ thuật điều trị các khối u não bằng nguồn neutron là một ứng dụng tiềm năng của dòng neutron phin lọc trên kênh ngang của LPƯ

1.3 Các thành phần liều trong BNCT

1.3.1 Các khái niệm liều bức xạ

Liều bức xạ là một phép đo năng lượng đã hấp thụ trong vật chất (mô) Tuy nhiên ảnh hưởng sinh học của bức xạ không chỉ phụ thuộc vào năng lượng được lắng đọng trong mô mà còn phụ thuộc vào cách mà năng lượng đó bị lắng đọng

Tác hại của bức xạ lên cơ thể phụ thuộc vào sự hấp thụ năng lượng bức xạ và gần đúng tỉ lệ với nồng độ phần trăm năng lượng hấp thụ trong mô sinh học Do đó đơn vị cơ bản của liều bức xạ được biểu diễn qua năng lượng hấp thụ trên một đơn vị khối lượng của mô Khái niệm liều hấp thụ không chỉ dùng cho đối tượng sinh học

mà còn dùng cho một môi trường vật chất bất kì Liều hấp thụ, kí hiệu là D, là tỉ số giữa năng lượng trung bình dE mà bức xạ truyền cho vật chất trong thể tích nguyên

tố và khối lượng vật chất dm của thể tích đó:

𝐷 = 𝑑𝐸𝑑𝑚Trong hệ SI, đơn vị đo liều hấp thụ là Gray (kí hiệu là Gy) 1 Gy bằng năng lượng 1 June truyền cho 1kg vật chất: 1Gy = 1 J/kg

Cùng liều hấp thụ tác dụng sinh học của các loại bức xạ khác nhau là khác nhau Để đặc trưng cho khả năng tác dụng sinh học của bức xạ trong an toàn bức xạ nói chung và trong xạ trị nói riêng ta dùng liều tương đương Liều tương đương H là đại lương để đánh giá mức độ nguy hiểm của các loại bức xạ bằng tích của liều hấp thụ D với trọng số bức xạ WR Ủy ban Quốc tế về bảo vệ bức xạ ICRP ( International Commission on Radiation Protection) đặt lại tên hệ số chất lượng là trọng số bức xạ (RadiationWeighting Factor) và kí hiệu là WR Khi đó giữa liều hấp thụ và liều tương đương được liên hệ với nhau theo biểu thức sau:

𝐻 = 𝐷 × 𝑊𝑅

Đơn vị liều tương đương trong hệ SI là Sievert (kí hiệu là Sv) hay Rem (1Sv

Gamma với năng lượng bất kỳ

Chùm điện tử với năng lượng bất kỳ

Hạt alpha, mảnh phân hạch, hạt nhân nặng

xạ

Bảng 2: Bảng trọng số mô

Cơ quan sinh dục

Gan Thực quản Tuyến giáp

Da

Bề mặt xương Các bộ phận còn lại

0.05 0.05 0.05 0.01 0.01 0.05

Mục đích của phép đo liều lượng lâm sàng là hiệu chỉnh chùm và việc kiểm tra các tính toán lập kế hoạch liều Đo liều lượng lâm sàng hiện tại của chữa trị bằng chùm bức xạ từ bên ngoài dựa trên sự xác định liều hấp thụ vào nước vì nó liên quan chặt chẽ đến những ảnh hưởng sinh học của bức xạ trong mô Liều hấp thụ trong BNCT là do các tương tác hạt nhân và do đó tính toán gần đúng được sử dụng cho gamma Các liều hấp thụ trong khối u và trong não của một bệnh nhân đã điều trị bởi BNCT được xác định bởi dòng neutron và nồng độ 10B trong khối u và trong máu Cường độ neutron trong não bị ảnh hưởng bởi nhiều yếu tố như khoảng cách giữa đầu bệnh nhân và cổng chiếu xạ, kích thước của trường chiếu xạ, và độ sâu của khối

u

1.3.2 Các thành phần liều trong BNCT

Trong BNCT bao gồm một số thành phần liều bức xạ riêng biệt, với các tính chất vật lý và ảnh hưởng sinh học khác nhau Các liều bức xạ này phụ thuộc vào hàm lượng boron, trường bức xạ và vị trí của bệnh nhân Tại mỗi điểm quan tâm của bệnh nhân, người ta có thể xác định được bốn thành phần góp phần vào liều hấp thụ: Liều boron (DB); Liều gamma (Dγ); Liều neutron nhanh (Dn); và Liều neutron nhiệt (DP) 1.3.2.1 Liều boron

Liều boron sinh ra từ các sản phẩm phân hạch của phản ứng 10B(n,α)7Li

7 4

𝐻𝑒2

11

BNCT có lợi thế với khả năng bắt các neutron nhiệt của 10B Tiết diện hấp thụ của 10B đối với neutron có năng lượng 0.025eV (v = 2200m/s) là 3837 barn, tiết diện

đó tỉ lệ với 1/v (trong đó v là tốc độ của neutron tới)

Hình 4: Sơ đồ mức năng lượng phân rã của hạt nhân 11B*

Sau khi bắt một neutron nhiệt 10B hình thành hạt nhân không bền 11B*, hạt nhân này phân rã trong khoảng thời gian khoảng 10-15 giây tạo thành các hạt nhân

4He và 7Li Tuy nhiên, 94% hạt nhân 11B* sẽ phân rã thành hạt nhân 7Li* ở trạng thái kích thích không bền, hạt nhân này giải phóng tia gamma có năng lượng 0.477MeV

để giảm kích thích và trở thành hạt nhân 7Li Quá trình này được thể hiện trong một

sơ đồ mức năng lượng (Hình 4)

Cả hai hạt nặng tích điện có LET cao đã được tạo ra từ phản ứng bắt neutron của 10B sẽ lắng đọng năng lượng của chúng dọc theo quãng chạy tương đối ngắn đối với các tế bào chứa các hạt nhân 10B Ngược lại, tia gamma năng lượng 0.477 MeV

có quãng chạy tự do trung bình lớn và không tạo ra liều trong BNCT

Liều Boron được tính bởi công thức:

𝐷𝐵(𝐺𝑦) = 𝜙𝑡ℎ.√𝜋

2 𝜎𝑎𝐵−10(𝐸0).(𝑤𝐵−10100 )𝑁𝐴

𝑊𝐵 −10 𝑄 ( 1 ) Trong đó:

+ 𝐷𝐵: Liều Boron (Gy)

+ 𝜙𝑡ℎ: Dòng neutron nhiệt (n/cm2)

+ 𝜎𝑎𝐵−10 (𝐸0): Tiết diện phản ứng (n,) của neutron có năng lượng 0.025eV

+ 𝑤𝐵−10: Phần trăm khối lượng của 10B

+ 𝑊𝐵 −10: Khối lượng nguyên tử của 10B (=10.01293g/mol)

Liều gamma sinh ra trong phản ứng trên được tính theo công thức:

𝐷= 𝜙𝑡ℎ 𝑁𝐻 𝜎𝐻 𝑄 𝑓 × 1.6 × 10−13 ( 2 ) Trong đó:

+ 𝐷 : Liều gamma sinh ra trong phản ứng giữa neutron nhiệt với 1H (Gy)

+ 𝜙𝑡ℎ: Dòng neutron nhiệt (n/cm2)

+ 𝑁𝐻: Số nguyên tử Hidro có trong 1kg mô (=601024 nguyên tử/kg)

+ 𝜎𝐻: Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt của Hidro (=0.3310-24 cm2)

+ 𝑄: Năng lượng của tia gamma trong phản ứng (2.22MeV)

+ 𝑓: Tỉ lệ hấp thụ tia gamma 2.22MeV

1.3.2.3 Liều neutron nhanh

Hình 5: Biểu đồ minh họa phản ứng của 1 H với neutron nhiệt

Liều neutron nhanh Dn, chủ yếu có từ phản ứng proton giật lùi 1H(n, n’)1H các proton giật lùi được giải phóng khi các neutron nhanh tán xạ đàn hồi với proton

Chùm neutron nhiệt được sử dụng để chiếu xạ khu vực giải phẫu để cung cấp các neutron nhiệt cho phản ứng bắt bởi các hạt nhân 10B thường bị nhiễm với các neutron nhanh (En > 10keV) Các neutron nhanh này không giống như các neutron

có năng lượng thấp hơn, chúng không bị hấp thụ lúc đầu khi tương tác trong mô mà chủ yếu là tán xạ và bị nhiệt hóa trong những va chạm với 1H để đóng góp liều chủ yếu thông qua các proton giật lùi được tạo ra có LET cao Liều neutron nhanh được tính bởi công thức:

𝐷𝑛 = 𝜙𝑛 𝑁𝐻 𝜎𝐻 𝐸𝑛 𝑓 × 1.6 × 10−13 ( 3 ) Trong đó:

+ 𝐷𝑛 : Liều neutron nhanh (Gy)

+ 𝐸𝑛: Năng lượng của neutron nhanh (MeV)

+ 𝑓: Hệ số hấp thụ năng lượng của các neutron nhanh trong mô

1.3.2.4 Liều neutron nhiệt

Liều neutron nhiệt Dp sinh ra từ phản ứng 14N(n, p)C14: Hầu hết các neutron đến từ neutron nhiệt trong phản ứng hạt nhân Năng lượng giải phóng được lắng đọng tại chỗ Liều lắng đọng được gọi là liều neutron nhiệt (hay liều proton)

Hình 6: Biểu đồ minh họa phản ứng của 1 H với neutron nhanh

Hình 7: Biểu đồ minh họa phản ứng của 14 N với neutron nhiệt

7

14 + 𝑛01 → 146𝐶+ 𝐻11 + 0.63𝑀𝑒𝑉 Trong khi tiết diện hấp thụ neutron tương ứng của 14N là 1.7barns thấp hơn 10B ba bậc Neutron nhiệt cũng có thể bị hấp thụ 2.2% bởi 14N trong não bình thường để sinh

ra một proton và 14C thông qua phản ứng bắt neutron, giải phóng năng lượng khoảng 0.63MeV Phản ứng bắt neutron này là cơ chế chiếm ưu thế bởi các neutron nhiệt có đóng góp liều hấp thụ cục bộ trong mô bình thường Liều neutron nhiệt được tính theo công thức

𝐷𝑝 = 𝜙𝑡ℎ 𝑁𝑁 𝜎𝑁 𝑄 × 1.6 × 10−13 ( 4 ) Trong đó:

+ Với 𝜙𝑡ℎ: Dòng neutron nhiệt (n/cm2)

+ 𝑁𝑁: Số nguyên tử Nito có trong 1kg mô (=1.491024 nguyên tử/kg)

+ 𝜎𝑁: Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt của Nito (=1.8110-24cm2)

+ 𝑄: Năng lượng giải phóng từ phản ứng (= 0.63 MeV)

1.3.3 Liều trọng số sinh học

Để ước tính hiệu ứng sinh học của tổng liều trong suốt quá trình BNCT là rất khó khăn do nó là phức hợp của bức xạ LET cao và thấp với hiệu ứng sinh học khác nhau của mỗi loại Do đó, để tính đến những khác biệt về chất lượng bức xạ, mỗi thành phần liều được nhân với giá trị hiệu ứng sinh học tương đối (RBE) được xác định bằng thực nghiệm, thường sử dụng các mẫu động vật, đối với mô được chiếu xạ

và cụ thể tương ứng với bức xạ photon LET thấp Các yếu tố liên quan đến phân phối sinh học của hợp chất borat được sử dụng trong liệu pháp được xếp vào RBE để tạo

ra một yếu tố hiệu ứng sinh học hợp phần (CBE) cho thành phần liều boron đặc trưng cho mỗi hợp chất boron và mô Tổng liều trọng số là tổng của tất cả các thành phần liều được trọng số bởi RBE hoặc CBE thích hợp và được biểu thị bằng Gyw (trọng số Gray) để cho biết đây là liều trọng số Liều trọng số được cho là xấp xỉ tương đương với hiệu quả của cùng một liều bức xạ photon

Tổng liều trọng số sinh học theo Gy được viết:

𝐷𝑏𝑤 = 𝑤𝑐 𝐷𝐵 + 𝑤 𝐷+ 𝑤𝑛 𝐷𝑛+ 𝑤𝑝 𝐷𝑝 ( 5 ) Trong đó:

+ 𝐷𝑏𝑤: Tổng liều trọng số sinh học (Gy)

+ 𝐷𝐵; 𝐷 ; 𝐷𝑛 𝑣à 𝐷𝑝: Là liều Boron; liều gamma; liều neutron nhanh và liều neutron nhiệt, tương ứng (Gy)

+ 𝑤𝑐: Hệ số sinh học hợp phần của hợp chất chứa Boron (CBE)

+ 𝑤 ; 𝑤𝑛 ;𝑣à 𝑤𝑝: Là các hệ số sinh học của các bức xạ gamma; neutron nhanh và neutron nhiệt, tương ứng (RBE)

Việc tính toán trọng số (hệ số) sinh học đối với khối u và các mô bình

thường trong BNCT yêu cầu ba thông số cơ bản:

(i) nồng độ boron trong khối u và bình thường mô

(ii) Các yếu tố CBE cho hợp chất boron đặc biệt trong khối u và trong tất cả các

mô bình thường trong lĩnh vực điều trị, và RBE của các thành phần LET cao của chùm tia tới khối u và cho các mô bình thường có liên quan

Các hệ số RBE và CBE đã được nghiên cứu cho hợp chất BPA trên động vật thí nghiệm được thể hiện trong bảng sau:

Bảng 3: Các hệ số RBE/CBE đã sử dụng phổ biến trong BNCT cho mô não người

Hirdo (proton giật lùi) 1H(n,n’)1H 3.2

1.4 Giới thiệu chương trình MCNP

MCNP (Monte Carlo N-Particle) là chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mô phỏng các quá trình vật lí hạt nhân đối với neutron, photon, electron (các quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa các tia bức xạ với vật chất, thông lượng neutron, ) Chương trình ban đầu được phát triển bởi nhóm Monte Carlo

và hiện nay là nhóm Transport Methods Group (nhóm XTM) của phòng Applied Theoretical & Computational Physics Division (X Division) ở Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos (Los Alamos National Laboratory - Mỹ) Trong mỗi hai hoặc

ba năm họ lại cho ra một phiên bản mới của chương trình

Đây là một công cụ tính toán rất mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển neutron, photon và electron, và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều, phụ thuộc thời gian, năng lượng liên tục trong các lĩnh vực từ thiết kế lò phản ứng đến bảo vệ bức

xạ và vật lý y học với các miền năng lượng neutron từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng photon và electron từ 1 keV đến 1000 MeV Chương trình này

là công cụ mô phỏng được thiết lập rất tốt cho phép người sử dụng xây dựng các dạng hình học phức tạp và mô phỏng dựa trên các thư viện hạt nhân Sự phức tạp của tương tác photon cũng được xử lý trong chương trình MCNP Chương trình điều khiển các quá trình này bằng cách gieo số theo quy luật thống kê cho trước và mô phỏng được thực hiện trên máy tính vì số lần thử cần thiết thường rất lớn

MCNP có khoảng 44000 dòng FORTRAN và 1000 dòng lệnh C, trong đó có khoảng 400 chương trình con Ngày nay, tại Los Alamos có khoảng 250 người dùng

và trên thế giới có hơn 3000 người dùng trong hơn 200 cơ sở ứng dụng

1.4.1 Phương pháp Monte Carlo

Phương pháp Monte Carlo là tên gọi để chỉ nhóm các thuật toán sử dụng việc lấy mẫu ngẫu nhiên để thu được lời giải cho bài toán đặt ra Tên gọi của phương pháp này được đặt theo tên của một thành phố ở Monaco, nơi nổi tiếng với các sòng bạc,

có lẽ là do phương pháp này dựa vào việc gieo các số ngẫu nhiên, tuy nhiên việc gieo

số ngẫu nhiên để giải các bài toán đã xuất hiện từ rất lâu rồi

Một trong những bài toán đầu tiên có sử dụng phương pháp gieo ngẫu nhiên

đó là bài toán Cây kim Buffon được đưa ra vào năm 1772 Tới khoảng giữa thế kỉ 19, một số người đã thực hiện các thí nghiệm, mà trong đó họ ném một cây kim trong một một cách tình cờ lên trên một tấm bảng theo các đường thẳng song song và đã suy ra giá trị của n từ việc đếm các điểm giao nhau giữa các cây kim và các đường

Vào năm 1899, Lord Rayleigh chỉ ra rằng một bước đi ngẫu nhiên một chiều không có vật hấp thụ có thể cung cấp một lời giải xấp xỉ cho một phương trình vi phân parabolic Năm 1931, Kolmogorov chỉ ra mối liên hệ giữa các quá trình ngẫu nhiên Markov và các phương trình vi tích phân tất định Vào đầu thế kỉ 20, các trường dạy thống kê ở Anh đã đưa vào một lượng nhỏ các công trình Monte Carlo khá đơn giản Hầu hết trong số này chỉ để dạy học sinh và ít khi được sử dụng cho công việc nghiên cứu hoặc khám phá

Phương pháp Monte Carlo chỉ được thực sự sử dụng như một công cụ nghiên cứu khi việc chế tạo bom nguyên tử được nghiên cứu trong suốt thời kì chiến tranh

thế giới lần thứ hai Công việc này đòi hỏi phải có sự mô phỏng trực tiếp các vấn đề mang tính xác suất liên quan đến sự khuếch tán neutron ngẫu nhiên trong vật liệu phân hạch Vào tháng 11/1947, John von Neumann đã gửi một lá thư cho Robert Richtmyer, lãnh đạo của Bộ phận Lý thuyết tại Los Alamos, đề nghị sử dụng phương pháp thống kê để giải các bài toán khuếch tán và hệ số nhân của neutron trong các thiết bị phân hạch Cùng năm đó, Fermi phát minh ra một thiết bị cơ khí tên là FERMIAC theo dõi sự phát triển của neutron trong các vật liệu phân hạch bằng phương pháp Monte Carlo Cũng vào khoảng năm 1948, Fermi, Metropolis và Ulam thu được ước lượng của phương pháp Monte Carlo cho trị riêng của phương trình Schrodinger

Năm 1954, tuyển tập báo cáo về phương pháp Monte Carlo đầu tiên được viết bởi Herman Kahn và cuốn sách đầu tiên được xuất bản bởi NXB Cashwell & Everett vào năm 1959 Vào khoảng năm 1970, những lý thuyết mới phát triển về độ phức tạp của tính toán bắt đầu cung cấp độ chính xác hơn và cơ sở lý luận thuyết phục cho việc

sử dụng phương pháp Monte Carlo

Ngày nay, cùng với sự phát triển của máy tính điện tử, các phương pháp Monte Carlo ngày càng được áp dụng rộng rãi trong các nghiên cứu khoa học và công nghệ, đặc biệt là công nghệ hạt nhân

1.4.2 Lịch sử phát triển của MCNP

Tại Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos, phương pháp Monte Carlo đã được bắt đầu ứng dụng từ những năm 1940, và chương trình MCNP là một trong những sản phẩm ra đời từ việc ứng dụng này Tiền thân của nó là một chương trình Monte Carlo vận chuyển hạt mang tên là MCS được phát triển tại Los Alamos từ năm

1963 Tiếp theo MCS là MCN được viết năm 1965 Chương trình MCN có thể giải bài toán các neutron tương tác với vật chất hình học 3 chiều và sử dụng các thư viện

số liệu vật lý

MCN được hợp nhất với MCG (chương trình Monte Carlo gamma xử lý các photon năng lượng cao) năm 1973 để tạo ra MCNG - chương trình ghép cặp neutron-gamma Năm 1973, MCNG được hợp nhất với MCP (chương trình Monte Carlo photon với xử lý vật lý chi tiết đến năng lượng 1 keV) để mô phỏng chính xác các tương tác neutron-photon và trở thành MCNP từ đó Mặc dù đầu tiên MCNP có nghĩa

là Monte Carlo neutron-photon song hiện nay nó lại mang ý nghĩa là Monte Carlo N hạt, ở đây N có thể là neutron, photon và electron

Các phiên bản của MCNP

 MCNP3 được viết lại hoàn toàn và công bố năm 1983 MCNP3 là phiên bản đầu tiên được phân phối quốc tế Các phiên bản tiếp theo MCNP3A và 3B lần lượt được ra đời tại phòng thí nghiệm quốc gia Los Almos trong suốt thập niên

1980

 MCNP4 được công bố năm 1990, cho phép việc mô phỏng được thực hiện trên các cấu trúc máy tính song song MCNP4 cũng đã bổ sung vận chuyển electron

 MCNP4A được công bố năm 1993 với các điểm nổi bật là phân tích thống kê được nâng cao, nhiều tải đặt bộ xử lý được phân phối để chạy song song trên

 MCNP4C2 có bổ sung thêm các đặc trưng mới như hiệu ứng quang hạt nhân

và các cải tiến cửa số trọng số, được công bố năm 2001

 MCNP5 được công bố vào năm 2003 cùng với việc cập nhật các quá trình tương tác mới chẳng hạn như các hiện tượng va chạm quang hạt nhân, hiệu ứng giãn nở Doppler,

 Ngoài ra còn có thêm phiên bản MCNPX với các mức năng lượng và chủng loại hạt được mở rộng

Mô tả hình học trong MCNP được khai báo thông qua Cell cards và Surface

Cards Surface card là nơi khai báo các mặt hình học được dùng trong mô phỏng,

chẳng hạn mặt phẳng, mặt cầu, mặt trụ Cell cards là nơi khai báo các cell Cell là vùng không gian được hình thành bởi các mặt được khai báo ở phần Surface cards Mật độ vật chất ở từng cell cũng được khai báo ở mục này Data cards là nơi khai

báo thông số vật liệu, dữ liệu hạt nhân, loại hạt được sử dụng trong mô phỏng…

Hình học của MCNP thể hiện là hình học có cấu hình 3 chiều tuỳ ý MCNP

xử lí các hình học trong hệ toạ độ Descartes MCNP có một chương trình dựng sẵn

để kiểm tra lỗi của dữ liệu đầu vào, thêm vào đó khả năng vẽ hình học của MCNP cũng giúp người dùng kiểm tra các lỗi hình học Sử dụng các mặt biên được xác

định trên các Cell card và Surface card, MCNP theo dõi sự chuyển động của các

hạt qua các hình học, tính toán các chỗ giao nhau của các quỹ đạo vết với các mặt biên và tìm khoảng cách dương nhỏ nhất của các chỗ giao Nếu khoảng cách tới lần

va chạm kế tiếp lớn hơn khoảng cách nhỏ nhất, hạt sẽ rời khỏi cell đang ở Sau đó, tại điểm giao thu được trên bề mặt, MCNP sẽ xác định cell tiếp theo mà hạt sẽ vào bằng cách kiểm tra giá trị của điểm giao (âm hoặc dương) đối với mỗi mặt được liệt

kê trong cell Dựa vào kết quả đó, MCNP tìm được cell đúng ở phía bên kia và tiếp tục quá trình vận chuyển

Ngoài việc sử dụng các bảng dữ liệu có sẵn trong MCNP, người dùng còn có thể sử dụng các dữ liệu được tái tạo từ các dữ liệu gốc bên ngoài thông qua một chương trình chuyển đổi chẳng hạn như NJOY hay là các dữ liệu mới được đưa vào trong MCNP bởi chính bản thân người dùng Có tất cả 9 loại dữ liệu hạt nhân trong MCNP (X-5 Team 2003):

 Tương tác neutron có năng lượng liên tục

 Tương tác neutron phản ứng rời rạc

 Tương tác quang nguyên tử năng lượng liên tục

 Tương tác quang hạt nhân năng lượng liên tục

 Các tiết diện để tính liều cho neutron

 Neutron S(α,β) nhiệt

 Tương tác neutron, cặp neutron/photon

 Tương tác photon

 Tương tác electron

Các dữ liệu hạt nhân được đưa vào trong MCNP qua phần khai báo ở tiểu

mục material card trong data card

Kết quả khi chạy mô phỏng sẽ được ghi lại trong file output được tạo trong

cùng một thư mục chứa file input

1.4.4 Tally trong MCNP

Trong MCNP có nhiều loại tally tính toán khác nhau Người sử dụng có thể

dùng các tally (đánh giá) này để thực hiện các tính toán liên quan đến dòng hạt,

thông lượng hạt, năng lượng hạt để lại trong cell Các tally trong MCNP đều được

chuẩn hoá trên một hạt phát ra, ngoại trừ một vài trường hợp đối với nguồn tới hạn

MCNP cung cấp 7 tally chuẩn cho neutron, 6 tally chuẩn cho photon và 4 tally chuẩn

cho electron Các loại tally chính trong MCNP được tòm tắt trong bảng sau:

Bảng 4: Ký hiệu của các tally và loại hạt được áp dụng

Ký

F1 Dòng qua bề mặt Neutron, photon,

F6 Năng lượng trung bình để lại trong

một cell Neutron, photon, MeV/g

F7 Năng lượng một phân hạch để lại

F8 Phân bố độ cao xung trong một cell Photon, electron Số xung

Ngoài các tally chuẩn, MCNP còn có một loại tally đặc biệt, đó là tally dạng

lưới xếp chồng (mesh tally) Tính năng này cho phép người dùng kiểm đếm các hạt

trên lưới mà không phụ thuộc vào cấu hình hình học Hiện tại, mesh tally chỉ sử dụng

được với tally F4 Mesh tally được sử dụng bằng cách dùng thẻ FMESH, vì chỉ sử

dụng được với tally F4, nên số đếm ở mesh tally phải kết thúc bằng số 4 và không

được trùng với bất kỳ số nào được sử dụng để xác định đây là một tally F4

CHƯƠNG 2: TÍNH TOÁN PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG VÀ LIỀU VỚI MÔ HÌNH PHANTOM NƯỚC BẰNG MCNP

2.1 Mô hình tính toán

Các tế bào não của con người có 75% là nước, do đó để dể dàng hơn trong tính toán phân bố thông lượng và liều trong BNCT ta dùng mô hình phantom nước Trong nghiên cứu này nhóm nghiên cứu sử dụng phantom có kích thước 18x16x25 cm, vỏ phantom làm bằng thủy tinh hữu cơ, có bề dày 0.5 cm Kích thước của phantom này tương đương với kích thước đầu của một người trưởng thành Để mô phỏng khối u trong não người, nhóm nghiên cứu đặt một hình cầu có bán kính 2cm chứa dung dịch

10B vào tâm của phantom

Nguồn neutron dùng trong mô phỏng có dạng hình đĩa có bán kính 5cm, phát neutron đơn hướng song song với trục Oz, hướng đến phantom, cách phantom 15cm Nguồn neutron dùng trong mô phỏng có phân bố năng lượng chủ yếu là neutron nhiệt, phần trên nhiệt có thể bỏ qua

Ngoài sử dụng cấu hình này, tôi sử dụng thêm một cấu hình mới của kênh 2 Nguồn này có dạng hình đĩa, phát neutron đơn hướng song song với trục Oz, hướng đến phantom, cách phantom 15cm, có bán kính nhỏ hơn chỉ 3.61cm nhưng có thông lượng lớn hơn Cấu hình nguồn mới được trình bày trong phụ lục B

2.2 Lập tệp input cho phần mềm MCNP

Hình 8: Mô hình phantom nước được thiết kế trong thực nghiệm