Luận án tiến sĩ nghiên cứu đánh giá các thành phần liều phục vụ nghiên cứu bnct trên kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân đà lạt

Luận án tiến sĩ đánh giá các thành phần liều phục vụ nghiên cứu BNCT trên kênh ngang lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, ứng dụng trong y học hạt nhân.

• Tác giả: Phạm Đăng Quyết
• Người hướng dẫn: PGS. Nguyễn Nhị Điền
• Trường học: Đại học Đà Lạt
• Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử và hạt nhân
• Đề tài: Nghiên Cứu Đánh Giá Thành Phần Liều BNCT Trên Kênh Ngang Lò Phản Ứng Hạt Nhân Đà Lạt
• Loại tài liệu: luận án tiến sĩ
• Năm xuất bản: 2020
• Địa điểm: Hà Nội

Tóm tắt

I. Nghiên cứu

Nghiên cứu về BNCT (Boron Neutron Capture Therapy) tập trung vào việc phát triển các phương pháp điều trị ung thư não bằng cách sử dụng phản ứng bắt neutron của boron. Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt là cơ sở chính để thực hiện các thí nghiệm này. Nghiên cứu này nhằm đánh giá các thành phần liều trong quá trình điều trị, bao gồm liều neutron và liều gamma. Các kết quả từ nghiên cứu này có thể mở ra hướng điều trị mới cho các bệnh nhân ung thư não tại Việt Nam.

1.1. Phương pháp nghiên cứu

Phương pháp nghiên cứu bao gồm mô phỏng và thực nghiệm trên kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Các mô phỏng được thực hiện bằng chương trình MCNP5 để tính toán thông lượng neutron và liều hấp thụ. Thực nghiệm được tiến hành để xác nhận các kết quả mô phỏng, sử dụng các thiết bị đo lường như TLD (ThermoLuminescence Dosimeter) và PGNAA (Prompt Gamma Neutron Activation Analysis).

1.2. Kết quả nghiên cứu

Kết quả nghiên cứu cho thấy sự tương quan cao giữa mô phỏng và thực nghiệm. Thành phần liều BNCT được đánh giá chính xác, bao gồm liều neutron và liều gamma. Các kết quả này đóng góp quan trọng vào việc tối ưu hóa quy trình điều trị BNCT tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.

II. Đánh giá

Đánh giá các thành phần liều trong BNCT là bước quan trọng để đảm bảo hiệu quả và an toàn của phương pháp điều trị. Các thành phần liều bao gồm liều neutron, liều gamma và liều từ bức xạ thứ cấp. Việc đánh giá này được thực hiện thông qua các mô phỏng và thực nghiệm trên kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.

2.1. Đánh giá liều neutron

Liều neutron được đánh giá dựa trên thông lượng neutron và hệ số KERMA (Kinetic Energy Released per unit Mass). Các kết quả cho thấy thông lượng neutron tại kênh ngang đạt đủ điều kiện để thực hiện BNCT. Việc tối ưu hóa chiều dài phin lọc và ống chuẩn trực cũng được nghiên cứu để tăng hiệu quả điều trị.

2.2. Đánh giá liều gamma

Liều gamma được đo lường bằng TLD và so sánh với kết quả mô phỏng. Các kết quả cho thấy liều gamma trong quá trình BNCT nằm trong giới hạn an toàn. Việc đánh giá này giúp đảm bảo rằng bệnh nhân không bị ảnh hưởng bởi bức xạ gamma quá mức trong quá trình điều trị.

III. Thành phần liều BNCT

Thành phần liều BNCT bao gồm liều neutron, liều gamma và liều từ bức xạ thứ cấp. Các thành phần này được đánh giá chi tiết thông qua mô phỏng và thực nghiệm. Kết quả cho thấy các thành phần liều đạt yêu cầu để thực hiện BNCT một cách hiệu quả và an toàn.

3.1. Liều neutron

Liều neutron được tính toán dựa trên thông lượng neutron và hệ số KERMA. Các kết quả cho thấy thông lượng neutron tại kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đủ để thực hiện BNCT. Việc tối ưu hóa chiều dài phin lọc và ống chuẩn trực cũng được nghiên cứu để tăng hiệu quả điều trị.

3.2. Liều gamma

Liều gamma được đo lường bằng TLD và so sánh với kết quả mô phỏng. Các kết quả cho thấy liều gamma trong quá trình BNCT nằm trong giới hạn an toàn. Việc đánh giá này giúp đảm bảo rằng bệnh nhân không bị ảnh hưởng bởi bức xạ gamma quá mức trong quá trình điều trị.

IV. Kênh ngang lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

Kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt là nơi thực hiện các thí nghiệm BNCT. Kênh này được thiết kế đặc biệt để tạo ra dòng neutron nhiệt phù hợp cho việc điều trị ung thư não. Các nghiên cứu đã chỉ ra rằng kênh ngang này đáp ứng được các yêu cầu về thông lượng neutron và liều gamma cho BNCT.

4.1. Thiết kế kênh ngang

Kênh ngang được thiết kế với các phin lọc và ống chuẩn trực để tạo ra dòng neutron nhiệt. Các thông số vật lý của kênh ngang được mô phỏng và thực nghiệm để đảm bảo hiệu quả điều trị BNCT. Kết quả cho thấy kênh ngang đáp ứng được các yêu cầu về thông lượng neutron và liều gamma.

4.2. Hiệu quả của kênh ngang

Hiệu quả của kênh ngang được đánh giá thông qua các thí nghiệm BNCT. Các kết quả cho thấy kênh ngang có thể tạo ra dòng neutron nhiệt đủ mạnh để thực hiện BNCT. Việc tối ưu hóa thiết kế kênh ngang cũng được nghiên cứu để tăng hiệu quả điều trị.

V. Phản ứng hạt nhân

Phản ứng hạt nhân là cơ sở của phương pháp BNCT. Phản ứng bắt neutron của boron (10B) tạo ra các hạt alpha và lithium, gây thiệt hại chọn lọc đến tế bào ung thư. Các nghiên cứu đã chỉ ra rằng phản ứng này có hiệu quả cao trong việc điều trị ung thư não.

5.1. Cơ chế phản ứng

Phản ứng bắt neutron của boron (10B) tạo ra các hạt alpha và lithium, gây thiệt hại chọn lọc đến tế bào ung thư. Các nghiên cứu đã chỉ ra rằng phản ứng này có hiệu quả cao trong việc điều trị ung thư não. Cơ chế phản ứng được mô tả chi tiết trong các tài liệu nghiên cứu.

5.2. Hiệu quả điều trị

Hiệu quả điều trị của BNCT được đánh giá thông qua các thí nghiệm lâm sàng. Các kết quả cho thấy BNCT có thể kéo dài thời gian sống của bệnh nhân ung thư não. Việc tối ưu hóa các thông số điều trị cũng được nghiên cứu để tăng hiệu quả điều trị.

Trích đoạn nội dung tài liệu

MỞ ĐẦU Theo thống kê của Quỹ nghiên cứu ung thư Quốc tế, năm 2012 trên toàn thế giới có khoảng 14,1 triệu trường hợp mắc bệnh ung thư, trong đó có khoảng 1,8% số bệnh nhân liên quan đến não [93]. Riêng ở Mỹ, năm 2012 ước tính có khoảng 4.200 trường hợp trẻ em dưới 20 tuổi được chNn đoán với u não nguyên phát [7]. Tại Việt Nam, mỗi năm cả nước có thêm khoảng 150.000 ca mắc bệnh mới và 75.000 ca tử vong do ung thư, trong đó, ung thư não và các bệnh lý về não là khá phổ biến, với tỷ lệ mắc phải tương đối cao, đặc biệt là ở nhóm tuổi từ 15 đến 30 chiếm khoảng 30% [94]. U não là một khối các tế bào phát triển bất bình thường trong não.

Sự tăng trưởng của khối u xuất hiện như là kết quả của sự phát triển không kiểm soát được của tế bào. Có 2 loại u não là u não nguyên phát và u não di căn. U não nguyên 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 thường gặp 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 không được điều trị [7].

Phẫu thuật, hóa trị và xạ trị là 3 phương pháp phổ biến để điều trị ung thư. Tuy nhiên, xạ trị vẫn là phương pháp có hiệu quả cao trong điều trị các loại khối u ác tính ở thể rắn [47]. Xạ trị (chữa trị bằng bức xạ) là phương pháp được áp dụng để điều trị các khối u thông qua sự tương tác của bức xạ đối với các tế bào. Trong đó, xạ trị bằng phản ứng bắt neutron (Neutron Capture Therapy – NCT) là một kỹ thuật được thiết kế để phá hủy khối u ở cấp độ tế bào, dựa trên sự chuyển đổi năng lượng tuyến tính cao (Linear Energy Transfer – LET) của các hạt nhân nặng mang điện [48].

Một số nguyên tố như 10B, 6Li, 157Gd và 235U có thể được sử dụng trong NCT đã được giới thiệu và bàn luận trong các tài liệu [76, 81]. Tuy nhiên, 6Li và 235U không có sẵn, khó tạo thành hợp chất để dùng trong NCT [76], hơn nữa 235U còn có tính phóng xạ [81]. Trong đó, 157Gd đã được lựa chọn để nghiên cứu chữa trị ung thư gan [81] với hàm lượng khoảng 140 ppm, 10B có 1 thể sử dụng để chữa trị ung thư phổi [22] nhưng chủ yếu vẫn là chữa trị ung thư não [81] với hàm lượng nằm trong khoảng từ 30-60 ppm [66]. Sau khi Goldhaber phát hiện ra tiết diện bắt neutron nhiệt cao bất thường của 10B (σ = 3837 barn; 1 barn = 10-24 cm2) năm 1934 [48].

Năm 1936 Locher [19, 23, 45, 76] đã đưa ra ý niệm về phương pháp xạ trị bằng phản ứng bắt neutron của hạt nhân 10B (Boron Neutron Capture Therapy – BNCT) để chữa trị ung thư não (Hình 1. Bởi vì năng lượng giải phóng trong phản ứng này có thể gây thiệt hại một cách chọn lọc đến tế bào ung thư mà các phương pháp điều trị khác khó thực hiện được [23, 87]. Vì vậy BNCT đã được đề nghị như một khả năng để điều trị u não vào năm 1951 [23]. Nghiên cứu đầu tiên liên quan đến sự phù hợp của phản ứng 10 B(n, α) 7 Li trong xạ trị đã được báo cáo bởi Kruger, Zahl, Cooper và Dunning [36].

Các nghiên cứu lâm sàng đầu tiên của BNCT cho các khối u não sử dụng chùm nơtrôn nhiệt để chiếu xạ đã được thực hiện tại Mỹ trong thập niên 50 [35]. Tuy nhiên, những thử nghiệm này đã không thành công, nguyên nhân là do (i) hàm lượng của 10B tập trung trong khối u thấp và/hoặc tỷ lệ của hàm lượng 10B trong khối u 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 các kiểm tra lâm sàng với BNCT, kết hợp cả phẫu thuật (mở hộp sọ) và xạ trị với chùm nơtrôn nhiệt để điều trị khoảng 100 bệnh nhân bị các khối u GBM. Thời gian sống trung bình của những bệnh nhân này 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 [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 phát triển và thiết lập các chùm nơtrôn ứng dụng trong việc triển khai phương pháp BNCT. Ở châu Âu, thực nghiệm xạ trị khối u thần kinh đệm bằng BNCT đã 2 được thực hiện lần đầu tại lò phản ứng (LPƯ) thông lượng cao (High Flux Reactor – HFR) ở Petten của Hà Lan vào tháng 11/1997 [78]. Trong giai đoạn đầu của tiến trình nghiên cứu phát triển phương pháp BNCT, các thông tin về liều nơtrôn và gamma được đánh giá trên cơ sở số liệu trong lĩnh vực vật lý LPƯ. Tuy nhiên, sự phân bố phổ năng lượng nơtrôn và gamma tại các kênh thực nghiệm BNCT có sự khác biệt đáng kể so với phổ năng lượng nơtrôn và gamma trong vùng hoạt LPƯ [78].

Do đó, nghiên cứu chuyên sâu nhằm đánh giá chính xác các đặc trưng về phân bố phổ năng lượng, liều nơtrôn, liều gamma và liều do bức xạ thứ cấp phát sinh trong phản ứng BNCT là rất 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 dụng phương pháp BNCT một cách hiệu quả nhất. Các bài toán vật lý quan trọng trong phạm vi phương pháp BNCT cần thiết được quan tâm nghiên cứu cả về lý thuyết, tính toán mô phỏng và thực nghiệm có thể 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 xác định các đặc trưng phân bố thông lượng nơtrôn, liều hấp thụ nơtrôn và gamma trong mô hình phantom; (iii) tính toán các thành phần liều từ phản ứng bắt nơtrôn trong 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 các vật liệu dẫn dòng nơtrôn cũng như từ vùng hoạt của LPƯ [87].

Thêm vào đó, trong khối u và mô không chỉ có nguyên tố 10B được tập trung mà còn có các nguyên tố khác tồn tại như: nitơ, hydro, v. Vì vậy, liều hấp thụ trong BNCT bao gồm có 4 thành phần liều thường được quan tâm, đó là: (i) liều bor; (ii) liều nơtrôn nhiệt; (iii) liều nơtrôn nhanh; và (iv) liều gamma [20, 31, 41, 77]. Tuy nhiên, chỉ có 2 thành phần liều đầu tiên có đóng góp chủ yếu và chỉ có thể được xác 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 gamma tức thời (Prompt Gamma Neutron Activation Analysis – PGNAA) [26, 27, 57, 62].

Trong lịch sử, những nguồn nơtrôn tốt nhất có thông lượng cần thiết cho BNCT được lấy ra từ LPƯ nghiên cứu [17, 23, 58]. Trong đó, LPƯ nghiên cứu dùng nơtrôn nhiệt thường được sử dụng để tiến hành các thử nghiệm. Nghiên cứu BNCT đã được tiến hành tại: Lò phản ứng nghiên cứu y học Brookhaven (Brookhaven Medical Research Reactor – BMRR), Lò phản ứng của Viện công nghệ Massachusetts (Massachusetts Institute of Technology Reactor – MITR), Lò phản ứng HFR và một số cơ sở khác [23]. Có hai phương pháp để tạo ra chùm nơtrôn có thông lượng phù hợp tại vị trí điều trị bên ngoài của một LPƯ nhiệt [12, 18].

Việc cải tiến thiết kế các kênh ngang hoặc cột nhiệt của LPƯ nghiên cứu để tạo dòng nơtrôn nhiệt cho nghiên cứu BNCT [77] thường được tính toán và mô phỏng bằng một số chương trình điển hình như: DORT (discrete ordinates), I- GUN, MacNCTPLAN, AUTOVOX, SERA, MCNP (Monte Carlo N – Particle), v. Tuy nhiên, MCNP vẫn là chương trình được sử dụng phổ biến nhất vì nó là một công cụ tính toán mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển nơtrôn, gamma và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều [70, 90] được sử dụng trong các lĩnh vực từ thiết kế LPƯ đến an toàn bức xạ và vật lý y học với các miền năng lượng của nơtrôn từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng gamma từ 1 keV đến 10 MeV. Tại Nhật Bản, năm 1995 Matsumoto đã sử dụng MCNP để thiết kế các chùm nơtrôn nhiệt và chùm nơtrôn trên nhiệt phục vụ cho BNCT tại LPƯ TRIGA Mark II với công suất 100 kW [58]. Matsumoto đã sử dụng Graphite làm chất làm chậm và Bismuth để che chắn gamma trong cột nhiệt, kết quả đạt 4 được với thông lượng nơtrôn nhiệt và tỷ số suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt tương ứng là 1,5×109 n.

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, với phin lọc Si và Bi. Thông lượng nơtrôn nhiệt và tỷ số suất liều gamma trên thông lượng nơtrôn nhiệt tại vị trí chiếu mẫu tương ứng là 2,6×109 n. Ở Việt Nam, LPƯ Đà Lạt đã được khôi phục, nâng cấp và đạt tới hạn lần đầu vào lúc 19:50 ngày 01/11/1983, đưa vào hoạt động chính thức với công suất danh định 500 kW vào ngày 20/3/1984. LPƯ Đà Lạt có 4 kênh ngang dẫn dòng nơtrôn, trong đó có 3 kênh xuyên tâm và 1 kênh tiếp tuyến.

Cho đến nay đã có 3 kênh 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 sử dụng 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 dòng nơtrôn có chất lượng tốt như: dòng nơtrôn thuần nhiệt và dòng nơtrôn đơn năng trên nhiệt 2 keV, đã được tạo ra bằng kỹ thuật phin lọc với thông lượng khoảng 1,5×106 n.