Ưu nhược điểm của xạ trị trong

1.10.1. Ưu điểm

Đặc điểm của xạ trị trong là liều xạ giảm rất nhanh từ gần nguồn ra ngoài nên liều tập trung rất cao vào trung tâm bướu, vùng thiếu oxy và ít nhạy tia nhất. Ngược lại liều giảm nhanh lên các mô lành xung quanh giúp bảo vệ mô lành.

Vùng ảnh hưởng hẹp so với toàn cơ thể. Thời gian điều trị ngắn.

1.10.2. Nhược điểm

Xạ trị trong vùng hốc và trong mô nên cần độ chính xác cao, dễ nguy hiểm. Tốn kém chi phí lớn. Nguồn điều trị không nhiều. Chỉ áp dụng cho một số loại ung thư.

Tác dụng phụ thường gặp sau xạ trị

Tác dụng tích cực của xạ trị là tiêu diệt tế bào ung thư song vẫn còn nhiều tác dụng phụ gây tổn hại cho những tế bào lành, tế bào vùng lân cận, nhất là tế bào máu được tạo ra từ tuỷ xương, tế bào chân tóc, tế bào trong miệng, đường tiêu hoá, trong tim, phổi, và hệ thống sinh sản, ảnh hưởng rất lớn tới sức khoẻ người bệnh.

33

- Giảm sức đề kháng

- Thiếu máu (giảm số lượng hồng cầu)

- Buồn nôn và nôn, mệt mỏi, chán ăn, sụt cân

- Rụng tóc: thường khởi phát từ 3-4 tuần sau chu kỳ điều trị đầu tiên

- Đặc biệt lưu ý, ung thư tăng nguy cơ hình thành huyết khối và việc hoá trị càng khiến nguy cơ này tăng cao hơn, gây nguy hiểm đến tính mạng.

Trên thực tế đa số bệnh nhân ung thư chỉ tập trung vào điều trị mà chưa được chú trọng đến việc hạn chế đến mức thấp nhất tác dụng phụ (có hại) của Hoá trị và Xạ trị. Đây chính là nguyên nhân dẫn đến tình trạng suy kiệt, sức khoẻ ngày càng giảm sút trầm trọng. Nhiều bệnh nhân ung thư chết do suy kiệt trước khi chết vì khối ung thư. Điều này cho thấy cần phải lưu tâm tới tác dụng phụ của xạ trị.

Bệnh nhân ung thư phải đối mặt với rất nhiều hậu quả từ chính căn bệnh này gây ra, thêm vào đó những tác dụng phụ từ việc sử dụng hoá chất trị liệu đã ảnh hưởng một phần không nhỏ vào tâm lý và thể chất của người bệnh. Vì thế, sự cần thiết là phải lưu ý đến những tác dụng không mong muốn của hoá chất gây ra là hết sức quan trọng để từ đó có những biện pháp tích cực trong việc giảm thiểu những tác dụng phụ cho bệnh nhân, nhằm nâng cao chất lượng điều trị và mang lại những lợi ích thiết thực hơn cho người bệnh.

Để hạn chế tác dụng phụ (có hại) này của quá trình xạ trị, hãng dược phẩm M.B & Richard Pharma của Mỹ đã sản xuất ra thực phẩm chức năng Procell có tác dụng bảo vệ an toàn các tế bào cho bệnh nhân điều trị ung thư bằng liệu pháp Hoá trị và Xạ trị, nâng đỡ cho người bệnh có đủ sức theo được hết các liệu pháp điều trị nặng nề, tăng cường thể lực cho bệnh nhân.

34

CHƯƠNG 2. CHƯƠNG TRÌNH MCNP

MCNP(Monte Carlo N - Particle) là chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mô phỏng các quá trình vật lý hạt nhân đối với các hạt 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 vận chuyển neutron, photon và electron , và giải các bài toán vận chuyển bức xạ ba 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.

Chương trình MCNP được cung cấp tới người dùng thông qua Trung tâm Thông tin An toàn bức xạ (Radiation Safety Infomation Computational Center - RSICC) ở Oak Ridge, Tennessee và ngân hàng dữ liệu của Nuclear Energy Agency (NEA/OECD) ở Pari, Pháp.

Ở Việt Nam, trong những năm gần đây các tính toán bằng chương trình MCNP đã được triển khai ở Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt, Trung tâm Nghiên cứu & Triển khai Công Nghệ Bức xạ Thành Phố Hồ Chí Minh, Viện Khoa học & Kỹ thuật Hạt nhân Hà Nội, Viện Năng Lượng Nguyên Tử Việt Nam, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên ĐHQG-HCM ...Những tính toán này tập trung chủ yếu trong các lĩnh vực tính toán tới hạn lò phản ứng và phân bố trường liều bức xạ, đặc trưng phổ và hiệu suất của hệ phổ kế gamma.

35

2.1. Dữ liệu hạt nhân và phản ứng của MCNP 2.1.1. Các thư viện dữ liệu được sử dụng 2.1.1. Các thư viện dữ liệu được sử dụng

MCNP sử dụng thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục. Nguồn cung cấp dữ liệu chủ yếu cho MCNP gồm có:

- The Evaluated Nuclear Data File (ENDF)

- The Evaluated Nuclear Data Library (ENDL)

- The Activation Library (ACTL) (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});

- Applied Nuclear Science (T-2) Group tại phòng thí nghiệm Los Alamos.

Các dữ liệu hạt nhân được xử lý theo định dạng thích hợp đối với MCNP bằng chương trình NJOY.

2.1.2. Các bảng số liệu

Các bảng số liệu hạt nhân đối với các tương tác neutron, các tương tác photon được

tạo ra do neutron, phép đo liều hay kích hoạt neutron tán xạ nhiệt S(, ). Mỗi bảng số liệu 

có trong MCNP được tạo danh sách trong file xsdir. Những người sử dụng có thể chọn các bảng số liệu đặc thù qua các kí hiệu nhận dạng duy nhất đối với mỗi bảng ZAID. Các kí hiệu nhận dạng này có chứa số nguyên tử Z, số khối A và kí hiệu xác nhận thư viện ID.

Có hơn 500 bảng dữ liệu tương tác neutron khả dĩ cho khoảng 100 đồng vị và nguyên tố khác nhau. Các số liệu tạo photon từ phản ứng của neutron cũng được cho trong các bảng tương tác này.

Về photon, dữ liệu cung cấp cho các quá trình tương tác với vật chất, nguyên tố có bậc số Z từ 1 đến 94 như tán xạ kết hợp, tán xạ không kết hợp, hấp thụ quang điện với khả năng phát bức xạ huỳnh quang và quá trình tạo cặp. Các phân bố góc tán xạ được điều chỉnh bằng các thừa số dạng nguyên tử và các hàm tán xạ không đàn hồi. Các tiết diện của gần 2000 phản ứng kích hoạt và liều lượng học cho hơn 400 hạt nhân bia ở các mức kích thích và cơ bản. Các tiết diện này có thể sử dụng như hàm phụ thuộc năng lượng trong MCNP để xác định tốc độ phản ứng nhưng không thể được dùng như các tiết diện vận chuyển.

36

2.2. Cấu trúc của MCNP

MCNP được viết trên nền tảng ngôn ngữ lập trình ANSI-Standard Fortran 90. Các

thủ tục chính trong MCNP gồm có [6]:

IMCN khởi động

- Đọc input file (INP) và lấy kích thước.

- Khởi tạo kích thước của các biến.

- Đọc lại input file lần nữa để lấy thông số.

- Khởi động thủ tục cho nguồn phát (source).

- Khởi động thủ tục cho tally.

- Khởi động thủ tục cho vật liệu (material) và các file dữ liệu.

- Tính thể tích và diện tích của cell.

PLOT đồ họa hình học XACT tính toán tiết diện

- Đọc các thư viện

- Loại bỏ các dữ liệu neutron nằm ngoài khoảng năng lượng khảo sát trong bài toán.

- Đưa vào giãn nở Doppler và tính toán tiết diện toàn phần tương ứng trong trường

hợp nhiệt độ trong bài toán cao hơn nhiệt độ của số liệu có trong thư viện.

- Truy xuất các thư viện mutigroup.

- Truy xuất các thư viện electron, tính toán các quãng chạy, tán xạ, phân bố góc…

MCRUN chạy chương trình

- Phát hạt từ nguồn

- Tìm khoảng cách đến biên để vào cell kế tiếp. (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});

- Tìm tiết diện toàn phần của neutron, tán xạ neutron có khả năng tạo photon.

- Tìm tiết diện toàn phần của photon, tán xạ photon có khả năng tạo electron.

- Sử dụng xấp xỉ bremsstrahlung (TTB) trong trường hợp không khảo sát electron.

- Tính vết của hạt.

37

- Tính toán các tally detector hoặc DXTRAN.

- Tính toán các tally mặt, cell hoặc độ cao xung.

2.3. Thực thi MCNP5

2.3.1. Các bước thực hiện bài toán mô phỏng

Quá trình mô phỏng của hiện tượng vật lý trong MCNP5 được thực hiện như sau:

Phần quan trọng trong MCNP là xây dựng input file. Trong input file này các thông tin về cấu trúc hình học và vật liệu đo, các thông số nguồn, loại hạt quan tâm, số hạt cần gieo… được khai báo chi tiết. Từ các thông số nhận được, MCNP5 sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân để tính toán, theo dõi sự kiện lịch sử của hạt từ khi phát ra từ nguồn cho đến hết thời gian sống của nó và ghi nhận lại.

Một input file chuẩn được chia làm 3 phần chính: phần định nghĩa các ô, phần định nghĩa các mặt và phần định nghĩa dữ liệu:

- Phần định nghĩa các ô dựa trên việc mô tả các mặt biên, liên kết lại với nhau tạo

thành và được lấp đầy bởi vật chất đồng nhất tương ứng.

- Phần định nghĩa các mặt bằng việc mô tả dạng hình học của mặt và các thông số vị

trí kích thước tương ứng. INPUT Định nghĩa ô Định nghĩa mặt Mode MCNP5 Khởi tạo Tính toán hình học Mô phỏng các quá trình Truy xuất dữ liệu

OUTPUT

Các bảng kết quả Các bảng số liệu

38

- Phần định nghĩa dữ liệu cần phải khai báo: vật liệu cấu tạo các ô, độ quan trọng của

các ô, thông số của nguồn, loại đánh giá cần tính toán, số hạt gieo, thời gian tính toán.

Sau đây là cấu trúc của một input file chuẩn: Tiêu đề và thông tin về input file nếu cần Cell cards (định nghĩa các ô mạng)

….

Dòng trống

Surface cards (định nghĩa các mặt) ….

Dòng trống

Data cards (Mode cards, material cards, source cards, tally cards,…) ….

Ngoài ra ta có thể sử dụng “c” để chú thích đầu dòng hoặc “$” để chú thích cuối dòng mà quá trình mà MCNP không thực thi.

39

2.3.2. Giao diện MCNP5 (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});

Hình 2.1. Giao diện visual editor

2.3.3. Các loại tally đánh giá

MCNP cung cấp 7 tally chuẩn cho neutron, 6 tally chuẩn cho gamma và 4 tally chuẩn cho electron. Tất cả tally được chuẩn hóa trên một hạt phát ra trừ bài toán KCODE. Các tally cơ bản này có thể được thay đổi bởi người dùng theo nhiều cách khác nhau. Bảng 2.1 trình bày các loại tally sử dụng trong chương trình MCNP , bảng 2.2 trình bày các công thức tính, đơn vị tương ứng với tally dùng trong chương trình MCNP.

40

Bảng 2.1. Các loại tally [6]

Tally Mô tả

F1:N hay F1:P hay F1:N Dòng mặt

F2:N hay F2:P hay F2:E Thông lượng mặt

F4:N hay F4:P hay F4:E Ước lượng độ dài vết của thông lượng Cell

F5a:N hay F5a:P Thông lượng ở DET vòng hay điểm

F6:N hay F6:P hay F6:N,P Năng lượng để lại trung bình trong Cell

F7:N Năng lượng trung bình phân hạch để lại trong cell

F8:N , F8:P, F8:E hay F8:P,E Phân bố năng lượng xung được tạo ra trong DET

Bảng 2.2. Các đại lượng tương ứng của tally [6]

Fn *Fn

Tally Đại lượng Đơn vị Hệ số Đơn vị

F1 W E MeV F2 W / ( μ .A) 1/cm2 E MeV/cm2 F4 W.Tl/V 1/cm2 E MeV/cm2 F5 2 W.P e /2πR  1/cm2 E MeV/cm2

F6 W.T(E).H(E).ρ / ma MeV/g 1,60219E-22 Jerks/g

F7 W.T σ (E).Q.ρ / m i f a MeV/g 1,60219E-22 Jerks/g

41

CHƯƠNG 3. ĐÁNH GIÁ PHÂN BỐ SUẤT LIỀU TỪ NGUỒN XẠ TRỊ TRONG SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5

3.1. Mô hình bài toán 3.1.1. Phantom

Trong khóa luận này tác giả dựa trên mô hình bệnh nhân bị bệnh phổi và được xạ trị

bằng nguồn 133Xe hoặc 99mTc. Phantom sử dụng là MIRD–5. Sử dụng chương trình MCNP5

để tính liều và các khảo sát một số ảnh hưởng cơ quan lân cận và một số vấn đề liên quan khác.

42

3.1.2. Nguồn sử dụng

Trong khoá luận này tác giả sử dụng hai nguồn 99mTc và 133Xe. Nguồn Tecneti 99mTc

phát gamma chu kì bán rã 6,02 h, có phổ năng lượng đa năng, khối lượng riêng là 11 g/cm3.

Nguồn vào cơ thể theo cơ chế phát gamma. (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});

Nguồn Xenon 133Xe phát gamma chu kì bán rã 5,243 ngày, có phổ năng lượng đa

năng, khối lượng riêng là 3,507 g/cm3. Nguồn vào cơ thể theo cơ chế phát gamma.

Hình 3.2trình bàysơ đồmức năng lượng phát beta và gamma của các nguồn xạ trị

99mTc và 133Xe. Bảng 3.1 và 3.2 liệt kê các giá trị mức năng lượng gamma của hai nguồn

này.

a. Đồng vị 99mTc b. Đồng vị 133Xe

Hình 3.2. Sơ đồ mức năng lượng phát beta của các nguồn xạ trị [7]

Bảng 3.1. Các mức năng lượng gamma của Tecneti 99mTc [7]

Năng lượng (keV) Xác suất phát (%)

140,511 89,06

142,63 0,0187

43

Bảng 3.2. Các mức năng lượng gamma của Xenon 133Xe [7]

Năng lượng (keV) Xác suất phát (%)

80,9979 37,00000 30,9731 25,00000 30,6254 13,54000 35,0530 7,31000 79,6142 0,28000 160,6120 0,06800 302,8508 0,00580 383,8485 0,00280 223,2368 0,00017

3.1.3. Tính toán suất liều hấp thụ trong MCNP5 a. Tính toán suất liều dùng tally *F8 a. Tính toán suất liều dùng tally *F8

Trong chương trình MCNP, để tính toán liều hấp thụ tại một vị trí cell chúng tôi sử dụng tally *F8. Giá trị *F8 được tính bằng công thức:

N i i 1 1 *F8 E N    (3.1) với N là số hạt gieo.

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:

6

*F8(MeV) 1

D(rad) (1, 602.10 erg / MeV)

rad m 10erg g               (3.2)

44 Mà 1 rad = 100 Gy nên: 10 *F8(MeV) D(Gy) 1, 602.10 m   (3.3)

với m (g) là khối lượng cell.

Giá trị m được xác định dựa vào thể tích và mật độ cell cần quan tâm.

m (g) = V (cm3).d (g/cm3) (3.4)

b. Khảo sát phân bố suất liều dùng FMESH

FMESH card là một thẻ 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.

Cú pháp: FMESHn:pl (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});

n loại tally (hiện nay chỉ được sử dụng cho tally F4), pl loại hạt (N, P hay E).

Các biến được dùng trong FMESH: GEOM: dạng hình học của lưới, ORIGIN: gốc toạ độ của mạng lưới,

AXS, VEC các vector tham chiếu cho lưới hình trụ, IMESH, JMESH, KMESH khoảng cách chia thô,

IINTS, JINTS, KINTS: các khoảng chia mịn tính từ ORIGIN, OUT xuất theo mặt phẳng nào.

c. Mô hình bài toán

Hình 3.3 trình bày mô hình các cell phổi và cơ quan xung quanh vẽ bằng MCNP5, trong đó:

Màu hồng là nguồn 99mTc hoặc 133Xe.

Màu xanh bao bên ngoài màu hồng là khối u phổi. Màu xanh lơ là hình dạng của phổi trái và phải.

45

Và một số cơ quan lân cận nguồn.

Hình 3.3. Mô hình các cell phổi và cơ quan xung quanh vẽ bằng MCNP5

Trong khóa luận này, chúng tôi tính toán tính liều hấp thụ của đồng vị phóng xạ đặt tại khối u ở phổi và ảnh hưởng của bức xạ lên các cơ quan bên cạnh.

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