Hình 2 .5 Cố định phantom trên khung
Hình 2.10 Hình ảnh trên phim của các hệ chuẩn trực khác nhau
Qua các hình ảnh trên, với các ống chuẩn trực khác nhau ta thu được kích thước của đường đồng liều khác nhau. Với những ống chuẩn trực lớn hơn, các đường đồng liều 90%, 50% lớn hơn. Những vùng chiếu xạ xung quanh tâm cơ khí thì nằm bên trong đường đồng liều 90%.
Suất liều hấp thụ giảm nhanh ở ngoài vùng điều trị.
Bảng 2.7: Độ rộng của đường đồng liều và vùng tối trên phim.
Kích thước ống chuẩn trực- khơng gian Đường đồng liều 90%(mm) Đường đồng liều 50% (mm) Vùng tối (mm) Đường đồng liều 80% (mm) Trung bình đường liều 50% (mm) Trung bình đường liều 90% (mm) 18-XY 12,6 22,9 5,15 15,8 18-XZ 15,3 22,7 3,7 18,2 22,8 14 14-XY 10,4 13,7 1,65 12,9 13,5 11,3 14-XZ 12,2 13,3 0,55 14,4 8-XY 4,1 9,9 2,9 6 8-XZ 5 9,8 2,4 7,1 9,8 4,6 4-XY 3,2 5,2 1 4,5 4-XZ 3 6,3 1,65 4,2 5,7 3,1
Những chùm tia tạo vùng tối nhỏ được sử dụng nhiều cho xạ phẫu. Với nguồn có kích thước nhỏ thì vùng tối sẽ nhỏ; ống chuẩn trực cách xa nguồn và đủ dày để tránh bức xạ bị rò rỉ và làm hội tụ chùm tia.
QA và tính tốn liều máy gamma knife quay bằng phương pháp mô phỏng Monte Carlo
2.4.5 Kiểm tra độ chính xác thời gian điều trị.
- Thực hiện 3 quá trình điều trị với thời gian 5, 10, 15 phút. - Dùng đồng hồ có thể dừng chính xác mỗi q trình điều trị. - Ghi lại thời gian đã định và thời gian trên đồng hồ.
Kết quả thu được trong bảng 3.8
Bảng 2.8: Kết quả kiểm tra độ chính xác thời gian điều trị
Thời gian điều trị (s)
Thời gian chiếu xạ (s)
Thời gian trên đồng hồ (s) error ΔT (s) 300 Sec 300 300 0 600 Sec 600 601 1 900 Sec 900 900,1 0,1
Qua bảng trên ta thấy thời gian điều trị với hệ thống RGS bị chênh 1s so với thời gian dự định, với sự chênh lệch đó thì thiết bị vẫn hoạt động tốt và thỏa mãn yêu cầu.
2.4.6 Kiểm tra rò rỉ bức xạ
Sử dụng detector để đo liều bức xạ trong phịng khi nguồn đóng.
Khi detector hiện giá trị lớn hơn giá trị tiêu chuẩn cho phép thì tín hiệu cảnh báo sẽ báo động, khi đó hệ thống sẽ phải được kiểm tra độ an toàn và sửa chữa lại.
CHƯƠNG III: TÍNH TỐN MƠ PHỎNG PHÂN BỐ LIỀU CHO THIẾT BỊ XẠ PHẪU GAMMA KNIFE QUAY BẰNG PHƯƠNG PHÁP MONTE CARLO 3.1 Phương pháp Monte-Carlo [14,15,19]
Phương pháp Monte-Carlo là một phương pháp số giải các bài toán bằng mô phỏng các đại lượng ngẫu nhiên. Phương pháp Monte-Carlo khơng giải phương trình vận chuyển hạt một cách tường minh mà nhận các kết quả bằng mô phỏng các hạt riêng rẽ và ghi lại một số hành xử của hạt (các đánh giá). Trạng thái trung bình của hạt trong hệ vật lý khi đó được rút ra từ trạng thái trung bình của các hạt mô phỏng.
Phương pháp mô phỏng Monte- Carlo rất thích hợp khi giải các bài toán phức tạp không thể mơ hình bằng các chương trình máy tính theo các phương pháp tất định. Thật vậy, trong lĩnh vự y học, với sự phát triển của các thiết bị kỹ thuật cao dùng trong điều trị bệnh nhân thì u cầu chính xác trong việc tính tốn liều chiếu ngày càng được quan tâm, trong khi đó việc giải bài tốn với các cấu hình phức tạp dường như không thể thực hiện bằng các phương pháp giải tích thơng thường. Vì vậy, sử dụng phương pháp Monte- Carlo trong việc mô phỏng sự vận chuyển bức xạ đã trở nên rất phổ biến trong việc tính tốn phân bố liều trong kỹ thuật xạ trị để điều trị bệnh nhân. Hình 4.1 cho thấy khi cấu trúc hình học càng phức tạp, càng gần với thực tế thì mức độ khó khăn của việc giải quyết bài tốn theo phương pháp giải tích càng tăng nhanh so với phương pháp Monte Carlo.
Hình 3.1: So sánh phương pháp Monte Carlo với các phương pháp giải tích về thời gian tính tốn và độ phức tạp của cấu hình.
QA và tính tốn liều máy gamma knife quay bằng phương pháp mơ phỏng Monte Carlo
3.2 Chương trình MCNP5 [14,16,27]
Chương trình MCNP (Monte Carlo N-Particle) là chương trình do phịng thí nghiệm Los Alamos của Mỹ xây dựng và phát triển từ năm 1963 đến nay. Đây là chương trình ứng dụng phương pháp Monte-Carlo để mơ phỏng các q trình vật lý hạt nhân đối với nơtron, photon, electron mang tính thồng kê.
Chương trình có một số đặc điểm:
Chươngtrình có thể sử dụng để mô phỏng vận chuyển các hạt nơtron, photon, electron riêng rẽ hoặc mô phỏng vận chuyển kết hợp các hạt với nhau.
Năng lượng nơtron từ 10-11MeV đến 20 MeV đối với tất cả các đồng vị và tới 150 MeV đối với một số đồng vị. Đối với photon và electron thì năng lượng từ 1 keV tới 1 GeV.
MCNP cho phép tính dịng qua bề mặt (surface current), mật độ dịng qua bề mặt (surface flux), tính qng đường mật độ dịng trong cell (track length estimate of cell flux), mật độ dòng tại một điểm, tính quãng đường theo năng lượng phận hạch, và phân bố năng lượng của các xung trong điểm đo.
Ngồi ra chương trình cịn có khả năng tính tốn giá trị hệ số nhân nơtron hiệu dụng đối với môi trường phân hạch.
3.2.1 Số liệu và phản ứng hạt nhân
Các nguồn số liệu hạt nhân chủ yếu là thư viện các số liệu hạt nhân và các thư viện kích hoạt thu thập từ Livemore, và các đánh giá từ nhóm khoa học hạt nhân ứng dụng ở Los -Alamos. Dữ liệu hạt nhân này được xử lý để đưa về dạng phù hợp với chương trình MCNP bằng một số mã như là mã NJOY. Các thư viện dữ liệu hạt nhân đã được xử lý sẽ vẫn giữ đủ chi tiết so với đánh giá ban đầu và khả thi để mơ phỏng chính xác mục đích của người đánh giá. Các nguồn cung cấp dữ liệu hạt nhân chủ yếu cho MCNP gồm:
The Evaluated Nuclear Data File (ENDF)
The Activation Library (ACTL)
Applied Nuclear Science (T_2) Group tại phịng thí nghiệm Los Alamos
Các bảng số liệu hạt nhân hiện có đối với các tương tác nơtron, các tương tác photon và các photon được tạo ra do nơtron, phép đo liều hay kích hoạt nơtron và tán xạ của nơtron trong mơi trường có tính đến chuyển động nhiệt của các phần tử. Mỗi bảng số liệu sẵn có trong MCNP được lập danh sách trên tệp thư mục XSDIR. Người sử dụng có thể lựa chọn các bảng số liệu hạt nhân qua các ký hiệu nhận dạng duy nhất ZAID đối với mỗi bảng. Nhìn chung, các ký hiệu nhận dạng này chứa số nguyên tử Z, số khối A và thư viện riêng ID.
Trên 836 bảng tương tác hạt nhân được sử dụng cho xấp xỉ 100 đồng vị và nguyên tố khác nhau. Có nhiều bảng dùng cho một đồng vị đơn lẻ vì dữ liệu được lấy từ những giá trị khác nhau, vì khoảng nhiệt độ khác nhau và dung sai khi xử lý khác nhau. Dữ liệu các phản ứng photon tạo nơtron được đưa vào là một phần của các bảng tương tác nơtron khi các dữ liệu này được bao gồm trong đánhgiá.
Bảng tương tác photon hiện có cho tất cả các nguyên tố có Z = 1 tới Z = 100. Dữ liệu trong bảng tương tác photon cho phép MCNP đếm số tán xạ đàn hồi, khôngđàn hồi, hấp thụ quang điện với xác suất phát huỳnh quang và tạo cặp.
Tiết diện phản ứng cho gần 2000 phản ứng liên quan tới hơn 400 hạt nhân bia ở trạng thái bền và kích thích là một phần của bộ số liệu hạt nhân trong MCNP.
3.2.2. Vật lý
Vật lý về tương tác nơtron, photon và electron là vấn đề cơ bản trong MCNP. Để thiết lập dữ liệu đầu vào một cách chính xác và để hiểu kết quả đầu ra thì trước tiên cần tìm hiểu hai khái niệm quan trọng trong MCNP đó là trọng số hạt (particle weight) và đường đi của hạt (particle track).
3.2.3 Điều kiện để mô phỏng một chương trình MCNP
Nguồn mơ phỏng phải là nguồn thực bao gồm các thơng số: Năng lượng, góc tán xạ, khoảng không gian phân bố và thời gian phụ thuộc.
QA và tính tốn liều máy gamma knife quay bằng phương pháp mô phỏng Monte Carlo
Vật liệu phải được xác định đầy đủ và chính xác kể cả việc khai báo độ tinh khiết bao nhiêu phần tram.
3.2.4. Cấu trúc của MCNP [22]
Phần quan trọng để có một chương trình MCNP chính là tệp đầu vào (Input file). Trong tệp đầu vào, các thông số như hạt cần gieo, các thơng số chính xác của nguồn được khai báo, các thông số về phantom như kích thước và chất liệu. Qua các thơng số nhận được MCNP sử dụng thư viện số liệu hạt nhân và các q trình tính tốn, gieo số ngẫu nhiên tuân theo quy luật phân bố, ghi lại sự kiện lịch sử phát ra từ nguồn cho đến hết thời gian sống của nó. Khả năng mơ tả hình học ba chiều của MCNP rất tốt trong tệp số liệu đầu vào chuẩn được chia ra làm 3 phần là định nghĩa mặt (surface card), định nghĩa ô mạng (cell card) và định nghĩa dữ liệu.
Định nghĩa mặt là các dạng tồn phương liên kết tạo thành các ơ mạng. Gồm các
loại mặt và kí hiệu như sau:
Mặt phẳng:
PX 1.0 là mặt phẳng vng góc với trục x tại điểm x = 1,0 cm. PY -10.0 là mặt phẳng vng góc với trục y tại điểm y = -10,0 cm. PZ 1.0 là mặt phẳng vng góc với trục z tại điểm z = 1,0 cm.
Mặt cầu:
SO 100.1 là mặt cầu có tâm tại gốc tọa độ và có bán kính là 100,1 cm.
SY 10.0 3.0 là mặt cầu có tâm nằm trên trục y tại điểm y = 10,0 cm và có bán kính 3.0 cm.
S 1.0 2.0 4.5 2.0 là mặt cầu có tâm tại điểm có tọa độ (1.0, 2.0, 4.5) và có bán kính 2.0 cm.
Mặt trụ:
CY 1.0 là mặt trụ nằm trên trục y có bán kính 1.0 cm.
C/Z 3.0 5.0 2.4 là mặt trụ song song với trục z có tâm nằm tại tọa độ (x, y) = (3, 5)cm và có bán kính 2,4cm.
Ngồi ra MCNP cịn được sử dụng để viết các mặt khác nhau như mặt nón, mặt elip, mặt parabol hay mặt hypebol.
Định nghĩa ô mạng (Cell)
Cell được định nghĩa là sự giao nhau của một hay nhiều mặt, mỗi cell được xác định bởi một số nhất định. Trong mỗi cell ta cần khai báo vật liệu, mật độ vật chất. Ví dụ:
c Cell cards
1 0 -1 cell số một là cell trống nằm bên cạnh mặt 1 (theo chiều âm).
1 -2,7 1 -2 cell số hai là cell làm bang vật liệu 1 có mật độ vật chất là 2,7 g/cm3 nằm bên cạnh mặt 2 (theo chiều âm).
2 0 -2 cell số 3 là cell trống nằm bên trong cell 2.
Định nghĩa vật liệu
Đây là phần khai báo các vật liệu trong quá trình mơ phỏng.Vật liệu được định nghĩa bằng một chữ số đứng trước chữ M. Ví dụ vật liệu số 4 được viết là M4.
Vật liệu được xác định bằng số nguyên tử của nguyên tố theo sau đó là số khối, thành phần phần tram của nguyên tố đó trong vật chất.
Trong định nghĩa dữ liệu cần khai báo: nguồn, vật liệu cấu tạo các ô mạng, loại đánh giá cần tính tốn, số hạt được gieo sắp xếp theo trình tự:
Các dịng thơng báo Blank line
Dịng thơng báo tên bài tốn
Định nghĩa các cell Blank line Định nghĩa surface Blank line Định nghĩa dữ liệu 3.2.5. Tally trong MCNP
MCNP cung cấp các loại tally để tính năng lượng của các hạt truyền trong môi trường vật chất. Sự khác nhau giữa các loại tally có thể ảnh hưởng đến tính chính xác của việc tính tốn liều. Tùy mục đích tính tốn khác nhau mà ta sử dụng loại tally nào tương ứng. MCNP cung cấp tất cả là 7 loại tally gồm F1, F2, F3, F4, F5, F6, F7, F8, ngoài ra
QA và tính tốn liều máy gamma knife quay bằng phương pháp mơ phỏng Monte Carlo trong chương trình MCNP5 người ta cịn cung cấp thêm một loại tally là tally Fmesh. Tuy nhiên trong phạm vi của luận văn chỉ sử dụng 2 loại tally là tally F4 và tally Fmesh để xác định liều hấp thụ trong phantom.
Tally F4: được sử dụng để xác định độ dài vết ứng với các khoảng năng lượng được chia. Các kết quả ghi nhận được trong tally F4 là độ dài vết của các photon có năng lượng tương ứng đi qua các voxel trong một cell. Khi hạt đi qua một voxel thì nó sẽ bỏ lại năng lượng do tương tác với các vật chất trong cell đó. Hình 4.2 biểu diễn quá trình vận chuyển của hạt qua một voxel.
Nếu gọi Φ là thông lượng và TL là chiều dài đường đi của hạt (cm), V là thể tích của một voxel (cm3) thì Φ được xác định theo công thức:
𝛷 = ∑𝑇𝐿 𝑉
Vết của đường đi của hạt trong tally được tính theo cơng thức 𝑊𝑇𝐿𝑉