TÍNH TOÁN PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG NEUTRON VÀ PHÂN BỐ LIỀU TRONG BNCT TRÊN PHANTOM HÌNH HỘP BẰNG MCNP

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

i


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

ii


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
1.2.1 Tập 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
1.3.2 Các 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
1.3.3 Liều 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
1.4.4 Tally 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
iii


2.4 Phổ neutron kênh 2 lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt ........................................... 27
2.4.1 Phổ neutron ở kênh 2 lò Đà Lạt ............................................................................ 27
2.4.2 Phổ 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

iv


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

v


DANH MỤC HÌNH ẢNH
Hình 1: Sơ đồ minh họa phản ứng của 10 B 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 1 H với neutron nhiệt................................... 13
Hình 6: Biểu đồ minh họa phản ứng của 1 H 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

vi


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.

1


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

10 B

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

10 B.

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

2


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 pdihydroxyborylphenylalanine C9 H1210 BNO4 (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 10 B 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

10 B

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 cùng các nguyên tử 10 B 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.

3

Hình 1: Sơ đồ minh họa phản ứng của

10 B

với neutron nhiệt

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

4


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 1 H; 12 C; 14N và 16O có
trong mô chỉ tương ứng là 0.332 barn; 0.0034 barn; 1.81 barn 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).

5


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 [Bl2 H12 ]-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 Na2 Bl0H10 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,
Na2B12 H11 SH) 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

6


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 (ElZaria 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

7


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/cm2 s) 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 10 9 cm-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 10 6 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,

8


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=

𝑑𝐸
𝑑𝑚

Trong 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

9


Đơn vị liều tương đương trong hệ SI là Sievert (kí hiệu là Sv) hay Rem (1Sv
= 100 rem)
Trọng số bức xạ (WR): Là các hệ số nhân đối với liều hấp thụ dùng để tính tới
tính hiệu quả tương đối của các loại bức xạ khác nhau trong việc gây ảnh hưởng đến
sức khỏe của con người.
Bảng 1: Bảng trọng số liều bức xạ

Loại bức xạ và dải năng lượng

WR

Gamma với năng lượng bất kỳ

1

Chùm điện tử với năng lượng bất kỳ

1

Neutron:

< 10 keV

5

10 keV đến 100 keV

10

> 100 keV đến 2 MeV

20

> 2 MeV đến 20 MeV

10

> 20 MeV

5

Hạt proton có năng lượng trên 2 MeV

5

Hạt alpha, mảnh phân hạch, hạt nhân nặng

20

Liều hiệu dụng: Là tổng liều tương đương của từng cơ quan hoặc mô (T) nhân
với trọng số mô (WT ) tương ứng:
𝐻 = ∑ 𝑊𝑇 𝐻𝑇 = ∑ 𝑊𝑇 ∑ 𝑊𝑅 𝐷𝑇.𝑅
𝑇

𝑇

𝑅

Trong đó: DT ,R là liều hấp thụ trung bình trong cơ quan hoặc mô T (đơn vị của
liều hiệu dụng cũng giống như đơn vị của liều tương đương); W T là trọng số mô.
Trọng số mô (WT ): Là các hệ số nhân của liều tương đương đối với cơ quan
hoặc tổ chức mô dùng cho mục đích an toàn bức xạ để tính đến độ nhạy cảm bức xạ
khác nhau của các cơ quan và tổ chức mô đối với các hiệu ứng ngẫu nhiên của bức
xạ.

10

Bảng 2: Bảng trọng số mô

Cơ quan hoặc mô

WT

Cơ quan hoặc mô

WT

Cơ quan sinh dục

0.20

Gan

0.05

Tủy sống

0.12

Thực quản

0.05

Ruột kết

0.12

Tuyến giáp

0.05

Phổi

0.12

Da

0.01

Dạ dày

0.12

Bề mặt xương

0.01

Bàng quang

0.05

Các bộ phận còn lại

0.05

Vú

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

10 B

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
10

𝐵+

1

0𝑛(0.025𝑒𝑉)

→

11

4

10B(n,α)7Li

𝐻𝑒2 + 7𝐿𝑖 + 2.79(𝑀𝑒𝑉 ) (6%)
𝐵{ 4
𝐻𝑒2 + 7𝐿𝑖 + 2.34(𝑀𝑒𝑉 )(94%)

11


BNCT có lợi thế với khả năng bắt các neutron nhiệt của 10B. Tiết diện hấp thụ
của 10 B 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

10 B

hình thành hạt nhân không bền

11 B* ,

hạt

nhân này phân rã trong khoảng thời gian khoảng 10-15 giây tạo thành các hạt nhân
4 He

và 7Li. Tuy nhiên, 94% hạt nhân

11 B*

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 10 B sẽ lắng đọng năng lượng của chúng dọc theo quãng chạy tương đối ngắn đối
với các tế bào chứa các hạt nhân

10 B.

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:
𝜋

√
𝐷𝐵 (𝐺𝑦) = 𝜙𝑡ℎ . . 𝜎𝑎𝐵−10 (𝐸0 ).
2

𝑤
( 𝐵−10)𝑁𝐴
100

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

12


+ 𝑤𝐵−10: Phần trăm khối lượng của 10B
+ 𝑊𝐵 −10: Khối lượng nguyên tử của

10 B

(=10.01293g/mol)

+ 𝑁𝐴 : Số Avogadro (=6.021023 hạt/mol)
+ 𝑄: Năng lượng đã giải phóng cho các hạt Alpha và Liti trong phản ứng (= 2.34MeV)
1.3.2.2 Liều gamma
Liều gamma được hình thành từ sự nhiểm bẩn chùm neutron tới (các tia

gamma lẫn trong chùm neutron tới) và các tia gamma được sinh ra từ phản ứng 1H(n,
)2H. Liều gamma trong mô chủ yếu do hidro trong mô hấp thụ các neutron nhiệt theo
phản ứng
1
1𝐻

+ 10𝑛 → 21𝐷 +  + 2.22𝑀𝑒𝑉

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

Để tính toán liều gamma, liều gamma thường được chia thành 2 thành phần:
thành phần gamma lẫn trong chùm neutron tới và thành phần gamma sinh ra trong
các phản ứng 1H(n, )2H. Tuy nhiên, sự đóng góp liên quan đến các gamma tới có
LET thấp thường là nhỏ trong trường hợp chùm neutron được thiết kế tốt.
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 1 H (Gy)
+ 𝜙𝑡ℎ : Dòng neutron nhiệt (n/cm2)
+ 𝑁𝐻 : Số nguyên tử Hidro có trong 1kg mô (=6010 24 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

13

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

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

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

10 B

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

14 N(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 7: Biểu đồ minh họa phản ứng của

14

14 N

với neutron nhiệt


14
7𝑁

+ 10𝑛 →

14
6𝐶

+ 11𝐻 + 0.63𝑀𝑒𝑉

Trong khi tiết diện hấp thụ neutron tương ứng của
bậc. Neutron nhiệt cũng có thể bị hấp thụ 2.2% bởi
ra một proton và

14 C

14 N

14 N

là 1.7barns thấp hơn

10 B

ba

trong não bình thường để sinh

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10-24 cm2)
+ 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
Trong đó:
+ 𝐷𝑏𝑤 : Tổng liều trọng số sinh học (Gy)

15

(5)