NGHIÊN cứu LIỀU hấp THỤ từ NGUỒN xạ TRỊ áp sát đối với PHAN TOM MIRD 5 BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5

Qua các thập kỷ áp dụng kỹ thuật mô phỏng Monte Carlo, việc mô phỏng phân bố liều quanh các nguồn trong xạ trị áp sát ngày càng đạt được mức độ chi tiết hơn, chẳng hạn việc tính hệ số ch

II-P-1.11

NGHIÊN CỨU LIỀU HẤP THỤ TỪ NGUỒN XẠ TRỊ ÁP SÁT ĐỐI VỚI PHAN TOM MIRD-5

BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5 Trương Thị Hồng Loan 1,2 , Ngô Văn Thương 1 , Trần Ái Khanh 3 , Nguyễn Thị Cẩm Thu 1 ,

Nguyễn Thị Trúc Linh 2 , Lưu Đặng Hoàng Oanh 1 , Lương Tiến Phát 1 ,

1Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, ĐHQG- HCM

2Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, ĐHQG- HCM

3Đại học Tiền Giang

TÓM TẮT

Trong công trình này, phân bố liều hấp thụ trong phantom MIRD-5 từ nguồn gamma đặt trong phổi trái của phantom được đánh giá bằng chương trình MCNP5 Nguồn xạ trị được khảo sát bao gồm 133 Xe và 99m Tc Trong mô hình này nguồn xạ dạng hình cầu bán kính 0,5cm và hình trụ bán kính đáy 0,5cm, chiều cao 0,667cm có hoạt độ 0,1Ci được khảo sát Chú ý trong tính toán này thời gian cho mỗi đợt xạ trị là 4 giờ Kết quả cho thấy nguồn dạng trụ phân bố tập trung hơn dạng hình cầu do

đó ảnh hưởng lên mô lành ít hơn Với cùng hoạt độ, nguồn 133 Xe gây liều trung bình lớn hơn nguồn

99m Tc

Từ khóa: MCNP, MIRD-5, xạ trị trong, phân bố suất liều, an toàn bức xạ

GIỚI THIỆU

Hiện nay có 3 phương pháp chính để điều trị ung thư là: phẫu thuật, hoá trị và xạ trị Việc lựa chọn phương pháp điều trị phụ thuộc vào nhiều yếu tố như loại bệnh, giai đoạn của bệnh, điều kiện điều trị của bệnh viện, vị trí khối u và tình trạng của bệnh nhân Trong những năm gần đây, xạ trị áp sát được phát triển rất mạnh mẽ trong

đó phải kể đến sự ra đời của máy điều trị xạ trị áp sát suất liều cao được sử dụng ở các nước phát triển trên thế giới

Xạ trị áp sát là phương thức điều trị trong đó nguồn phát bức xạ (nguồn đồng vị phóng xạ kín) được đặt áp sát hay bên trong khối u Ưu điểm của nó là phân bố liều tập trung vào khối u và ít ảnh hưởng đến các mô lành, nhờ quy luật giảm theo bình phương khoảng cách Tuy nhiên, do liều cung cấp cho bệnh nhân là khá lớn, bất kỳ một sai sót nào trong việc cấp liều cho bệnh nhân đều có thể dẫn đến những nguy hiểm cho các mô lành, do đó việc xác định chính xác liều trong xạ trị áp sát là một việc vô cùng quan trọng

Trong nửa đầu thế kỉ 20 đến những năm 1960, việc tính phân bố liều xạ trị áp sát lâm sàng được sử dụng bằng cách tra bảng dựa trên việc đo buồng ion hóa và tích phân Sievert Vào năm 1971, dựa trên mô hình phân

bố liều của nguồn xạ trị áp sát đối xứng trụ trong môi trường chất lỏng hay rắn, Krishnaswamy đã thiết lập nền móng cho việc mô phỏng tính liều trong xạ trị áp sát dùng phương pháp Monte Carlo Qua các thập kỷ áp dụng

kỹ thuật mô phỏng Monte Carlo, việc mô phỏng phân bố liều quanh các nguồn trong xạ trị áp sát ngày càng đạt được mức độ chi tiết hơn, chẳng hạn việc tính hệ số chồng chập (build-up) đối với nguồn điểm đẳng hướng cho

sự phân bố liều trong xạ trị áp sát bởi Berger, Webb và Fox, và trong bài báo nổi tiếng của Meisberger [2] Nhiều cách tiếp cận 3D tinh vi hơn được nghiên cứu sau đó, đi đầu là Williamson [3]

Để góp phần đánh giá ảnh hưởng của bức xạ lên cơ quan trong cơ thể trong quá trình điều trị, tác giả xây dựng bài toán đánh giá phân bố suất liều từ nguồn đồng vị phóng xạ trong xạ trị trong lên cơ quan xung quanh, đánh giá khả năng ảnh hưởng đến cơ quan lành, đến nhân viên điều trị, đến người nuôi bệnh, Điều này nhằm để hạn chế tối đa các rủi ro trong quá trình điều trị Giải pháp cho những vấn đề nêu trên cũng chính là mục đích của công trình này

VẬT LIỆU VÀ PHƯƠNG PHÁP

Trong công trình này chúng tôi dựa trên mô hình bệnh nhân bị ung thư tại lá phổi trái và được yêu cầu xạ trị bằng nguồn 133Xe hoặc 99mTc Phantom người MIRD5 [4] được sử dụng để mô tả bệnh nhân Để mô phỏng

mô hình này chúng tôi sử dụng chương trình MCNP5 [5] Đó là một chương trình mô phỏng vận chuyển bức xạ bằng phương pháp Monte Carlo do phòng thí nghiệm Los Alamos xây dựng Từ mô hình xây dựng được, tính toán phân bố suất liều và khảo sát một số ảnh hưởng cơ quan lân cận và một số vấn đề liên quan khác Hình 1 trình bày sơ đồ mức năng lượng phát beta và gamma của các nguồn xạ trị 99mTc và 133Xe

Đồng vị 99mTc Đồng vị 133Xe

Hình 1 Sơ đồ mức năng lượng phát beta và gamma của các nguồn xạ trị [6]

Trong chương trình MCNP, để tính toán liều hấp thụ tại một vị trí cell chúng tôi sử dụng tally *F8 Đơn vị đánh giá tally *F8 là MeV Nhưng để xét liều hấp thụ cho mô cơ quan ta sử dụng đơn vị là rad hoặc Gy Trong MCNP không có tính năng đổi từ MeV sang rad hoặc Gy nên sau khi chạy chương trình xong (MeV) ta sẽ sử dụng công thức sau để đổi sang đơn vị liều hấp thụ các bộ phận trong các mô:

10

*F8(MeV)

m



với m (g) là khối lượng cell Giá trị của m được xác định dựa vào thể tích và mật độ cell cần quan tâm:

Để khảo sát phân bố suất liều mặt chúng tôi dùng tally FMESH FMESH là một công cụ giúp cho người dùng có thể tạo một mạng lưới các ô và ước lượng các giá trị (liều, năng lượng, ) trong mỗi ô này Ưu điểm của việc sử dụng FMESH là giúp giảm thời gian tính toán với những cấu hình phức tạp bao gồm nhiều voxel

Để tính liều hấp thụ trong các cơ quan cơ thể bằng chương trình MCNP, chúng tôi mô tả nguồn có hai dạng: hình cầu bán kính 0,5 cm phát đẳng hướng và dạng trụ bán kính đáy 0,5 cm và chiều cao 0,667 cm

KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN

Mức liều giới hạn cho phép

Trước khi đánh giá mức độ ảnh hưởng của suất liều hấp thụ từ nguồn đồng vị xạ trong, chúng tôi tính toán mức liều giới hạn cho phép của các cơ quan trong cơ thể trong một lần xạ trị

Ta có 1 Sv = 1 Gy.QF với QF là hệ số chất lượng tuỳ thuộc vào loại bức xạ Đối với tia gamma QF = 1 Do

đó trong trường hợp này ta có 1 Sv = 1 Gy

Giả sử một ca xạ trị mất 4 giờ Bệnh nhân cần xạ trị 1 tháng một lần Tổng cộng 6 lần trong một năm Sử dụng giá trị suất liều giới hạn trong [1] cho một số cơ quan, ta tính toán được giá trị liều giới hạn cho trường hợp này Kết quả trình bày trong bảng 1

Bảng 1 Giá trị liều giới hạn của các cơ quan

Gy/h

Nguồn dạng hình cầu

Trong mô hình này tác giả sử dụng nguồn xạ dạng hình cầu bán kính 0,5 cm và hình trụ bán kính đáy 0,5

cm có hoạt độ 0,1 Ci để mô phỏng suất liều hấp thụ của một số cơ quan bằng chương trình MCNP5 Kết quả được trình bày trong bảng 2 Số lịch sử hạt được chọn sao cho sai số thống kê trong mô phỏng dưới 1%

Bảng 2.Giá trị liều tích lũy trong 4h từ nguồn hình cầu tại các cơ quan (Gy)

Kết quả cho thấy liều tích lũy ảnh hưởng lên các cơ quan từ 133Xe là lớn hơn 41 lần so với từ nguồn

xạ99mTc Điều này có thể giải thích là do năng lượng gamma trung bình phát ra từ đồng vị 133Xe cao hơn so với 99mTc

Hình 2.a cho thấy đối với nguồn hình cầu 99mTc, các vùng bị ảnh hưởng (vùng có giá trị suất liều lớn hơn giá trị cho phép cho trong bảng 1) là từ -17 cmđến 28 cm theo trục x và từ 35 đến 82 cm theo trục z Do đó cáccơ quan có thể bị ảnh hưởng gồm có tim, phổi và tuyến ức nếu bị chiếu liên tục trong một năm là 6 đợt mỗi đợt 4 giờ Kết quả thống kê được cho trong bảng 3

Tương tự trong hình 2.b., đối với nguồn hình cầu 133Xe vùng ảnh hưởng từ -25 cm đến 45 cm theo trục x và

từ 25 đến 100 cm theo trục z Những mô cơ thể có thể bị ảnh hưởng là gần như hầu hết cơ quan nội tạng cơ thể nếu bị chiếu liên tục trong một năm là 6 đợt mỗi đợt 4 giờ Kết quả thống kê được cho trong bảng 3 để so sánh với nguồn 99mTc

a.99mTc b.133Xe

Hình 2 Phân bố liều tích lũy trong cơ quan đối với nguồnxạ dạng hình cầu

Bảng 3 Giá trị liều tích lũy của các cơ quan bị ảnh hưởng với nguồn xạ dạng cầu (Gy)

Kết quả cho thấy tầm ảnh hưởng của liều tích lũy lên cơ quan cơ thể khi sử dụng nguồn 133Xe sẽ cao hơn

và rộng hơn nhiều so với dùng nguồn 99mTc

Nguồn dạng hình trụ

Tương tự, chúng tôi mô phỏng phân bố liều khắp phantom bệnh nhân khi đặt nguồn dạng trụ có bán kính đáy 0,5cm, chiều cao 0,667cm, hoạt độ 0,1 Ci tại phổi trái trong cùng điều kiện khảo sát với nguồn hình cầu đã trình bày ở trên mục 3.2 Kết quả được trình bày trong bảng 4 Số lịch sử hạt được chọn sao cho sai số thống kê trong mô phỏng dưới 1 %

Bảng 4.Giá trị liều tích lũy trong 4h từnguồn hình trụ tại các cơ quan (Gy)

Bảng 4 bên trên trình bày liều tích lũy (Gy) từ nguồn hình trụ lên cơ quan khác nhau Kết quả cho thấy đối với nguồn 133Xe thì giá trị liều tích lũy lên các cơ quan là lớn hơn trung bình 27 lần so với sử dụng nguồn 99mTc Hình 3 cho thấy đối với nguồn hình trụ 99mTc vùng ảnh hưởng từ -17 cm đến 28 cm theo trục x và từ 35 đến 82 cm theo trục z Những mô cơ thể có thể bị ảnh hưởng gồm phổi, tim, tuyến ức Giá trị liều tích lũy ảnh hưởng đến các cơ quan được thống kê tại bảng 5

Đối với nguồn hình trụ 133Xe vùng ảnh hưởng từ -20 cm đến 40 cm theo trục x và từ 27 đến 95 cm theo trục z Những mô cơ thể có thể bị ảnh hầu hết các cơ quan vùng bụng của cơ thể Giá trị liều tích lũy ảnh hưởng đến các cơ quan được thống kê tại bảng 5

a.99mTc b.133Xe

Hình 3 Phân bố liều tích lũy trong cơ quan đối với nguồnxạ dạng hình trụ Bảng 5 So sánh giá trị liều tích lũy tại các cơ quan bị ảnh hưởng với nguồn dạng trụ (Gy)

Từ các giá trị thu được cho thấy: đối với nguồn99mTc hình học dạng cầu và dạng trụ thì giá trị liềutích lũy nhận được ảnh hưởng lên cơ quan cơ thể gần như giống nhau

Hình 4 trình bày mô hình khoanh vùng liều ảnh hưởng lên mô và vùng lân cận trên phantom MIRD-5, phantom vẽ từ MCNP và phân bố liều tích lũy mặt (x, z) vẽ bằng Matlab

Kết quả cho thấy, tại vùng điều trị đối với nguồn dạng trụ, suất liều ảnh hưởng cao hơn so với nguồn hình khối cầu Nhưng ảnh hưởng đến mô xung quanh có khuynh hướng giảm hơn so với nguồn có dạng cầu Đỉnh của

2 nguồn điều trị dùng trong xạ trị tập trung tại vùng khối u và lan rộng xa chậm hơn nên ảnh hưởng chính vào vùng bệnh nên có ưu thế hơn hình học dạng cầu và sử dụng nguồn 99mTc an toàn hơn sử dụng nguồn 133Xe

Hình 4 Khoanh vùng liều ảnh hưởng lên mô và vùng lân cận

Để dễ nhận diện chúng tôi dùng Matlab vẽ phân bố liều 3D của hai dạng nguồn tích lũy trong cơ quan lân cận, kết quả cho trong Hình 5

Hình 5 Phân bố liều 3D đối với nguồn133Xedạng trụ (a) và dạng cầu (b) Với nguồn133Xe, liều tính trên mặt cầu bán kính 50cm với tâm là tâm nguồn xạ trong 4h có giá trị là 4,17.10-6Gy Trong quy chuẩn an toàn phóng xạ liều được phép giới hạn cho nhân viên làm việc trong một năm (50 tuần với tuần làm 6 ngày, một ngày làm 8 tiếng) là 20 mSv/năm.[3]

Như vậy liều giới hạn cho phép tính trung bình trong 1 giờ là:

h / mSv 10 3 , 8 8 6 50

Trong 4 giờ liều giới hạn cho phép đối với nhân viên điều trị là:

Gy 2 , 33 mSv 10 32 , 3 4 10 3 ,

Giả sử nhân viên (có chiều cao 180 cm và chiều rộng khoảng 30 cm) đứng cách xa tâm nguồn xạ R = 50

cm, khi đó diện tích cơ thể bị phơi chiếu được tính gần đúng theo dạng hình chữ nhật: Sp  180.30  5400

cm2.Nếu ta coi nguồn phát là đẳng hướng, vùng liều tại khoảng cách R là một khối cầu có diện tích là 2

4 R  , khi

đó hệ số hình học phơi chiếu tại khoảng cách R được tính gần đúng như sau:

p

Như vậy người đứng cách tâm nguồn xạ 50 cm nhận liều trong 4 giờ là:

4,17.10 0,17  0,7089.10 Gy  0,7089 Gy   33, 2 Gy  (6) Kết quả cho thấy suất liều nhận được dưới mức an toàn cho phép Vậy khi điều trị cần tính toán lựa chọn khoảng cách tiếp xúc với người bệnh cũng như biện pháp che chắn an toàn bức xạ trong y tế cho phù hợp

KẾT LUẬN

Trong công trình này với mục đích “Nghiên cứu phân bố liều hấp thụ từ nguồn xạ trị áp sát đối với phantom MIRD-5 bằng chương trình MCNP5” chúng tôi đã xây dựng được mô hình mô phỏng phantom người

và nguồn đồng vị phóng xạ dùng để điều trị Ở đây đã nghiên cứu sử dụng hai loại nguồn đồng vị phóng xạ phát gamma thường được sử dụng trong y học hạt nhân là 133Xe và 99mTc với hai dạng hình cầu và hình trụ.Từ mô hình xây dựng được, tính toán phân bố liều hấp thụ xung quanh vị trí đặt nguồn xạ trị và đánh giá mức độ ảnh hưởng lên cơ quan xung quanh cũng như đối với người nuôi bệnh, nhân viên và bác sĩ tham gia điều trị

STUDYON ABSORBED DOSE FROM THE BRACHYTHERAPY SOURCE FOR MIRD-5

PHANTOM BY USING MCNP5 CODE Truong Thi Hong Loan 1,2 , Ngo Van Thuong 1 ,Tran Ai Khanh 3 , Nguyen Thi Cam Thu 1 ,

Nguyen Thi Truc Linh 2 , Luu Dang Hoang Oanh 1 , Luong Tien Phat 1

1Faculty of Physics and Engineering Physics, University of Science,VNU-HCM

2Nuclear Technique Laboratory, University of Science, VNU – HCM

3Tien Giang University

ABSTRACT

In this work, the distribution of absorbed dose in the phantom MIRD-5 from the gamma source placed in the left lung of phantom were estimated by using MCNP5 code Xe-133 and Tc-99m were

studied as photon emitter used in radiotherapy In this model the spherical radiation sources with

radius of 0.5cm and a cylindrical with bottom radius of 0.5cm were surveyed In this calculation, the

phantom was exposed from one of these sources with its activity of 0.1Ci for a 4 hour treatment The

results show that dose distribution for cylindrical source is more focused than for spherical source

Therefore healthy tissue will be less vulnerable With the same activity, Xe-133 caused a higher

averaged dose than Tc-99m source

Keywords: MCNP, MIRD-5, brachytherapy, dose distribution, radiation safety

TÀI LIỆU THAM KHẢO

[1] Châu Văn Tạo (2004), An toàn bức xạ ion hóa, Nhà xuất bản Đại học Quốc Gia TP.HCM

[2] Meisberger LL, Keller RJ, Shalek RJ (1968), The effective attenuation in water of the gamma rays of

gold 198, iridium 192, cesium 137, radium 226, and cobalt 60, Radiology 1968 May;90 (5):953-957

[3] Thomadsen BR1, Williamson JF, Rivard MJ, Meigooni AS, Anniversary paper: past and current

issues, and trends in brachytherapy physics, Med Phys 2008 Oct;35 (10):4708-23

[4] Walter S Snyder (1978), nm/mird Pamphlet No 5 Revised, Health Physics Division, Oak Ridge

National Laboratory, Oak Ridge, Tennessce 37830

[5] X-5 Monte Carlo Team (2003), MCNP- A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5,

Los Alamos National Laboratory

[6] http://laraweb.free.fr