Sử dụng MCNP trên PHANTON hình hộp để tính toán thông lượng NEUTRON

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 c ấu 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


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

10

7

B có khả năng bắt được neutron chậm để giải phóng Li, 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

10

B 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 Na 2B12H11SH (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 p-dihydroxyborylphenylalanine
10

C9H12 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 10B 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

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 1H; 12C; 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 [Bl2H12]-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 Na2Bl0H10 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,

Na2B12H11SH) 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 (El-Zaria 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
2

tỷ số giữa thông lượng neutron trên nhiệt (n/cm s) và thông lượng bức xạ nền không
2

mong muốn (n/cm s) 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 9cm2 -1

.s 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
6

2

lượng ở lối ra khoảng 10 n/cm s), 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:
=

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 W R. 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:
=

×

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:
=∑

=∑

∑

.

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); WT 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 10B 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 10B(n,α)7Li
4

+

7

+ 2.79(

)(6%)

2

10

+

1
0

(0.025

)→

11

{

4

+

2

11

7

+ 2.34(

)(94%)

BNCT có lợi thế với khả năng bắt các neutron nhiệt của 10B. Tiết diện hấp
thụ của 10B 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 10B hình thành hạt nhân không bền 11B*, 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 11B* 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
10

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

−10

√
( )=

ℎ

.

( ).

−10

2

.

0

−10

Trong đó:
+ : Liều Boron (Gy)
+
+

ℎ

: Dòng neutron nhiệt (n/cm2)

−10

)
100

.

( 0): Tiết diện phản ứng (n,) của neutron có năng lượng 0.025eV

12

(1)


+ −10: Phần trăm khối lượng của 10B
+ : Khối lượng nguyên tử của B (=10.01293g/mol)
+ : Số Avogadro (=6.021023 hạt/mol)
10

−10

+ : 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
1

H(n, )2H. Liều gamma trong mô chủ yếu do hidro trong mô hấp thụ các neutron
nhiệt theo phản ứng
1
1

+

1
0

→

2
1

+  + 2.22

1

Hình 5: Biểu đồ minh họa phản ứng của 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:
=



.

(2)

. . . × 1.6 × 10 −13

ℎ

Trong đó:

+  : Liều gamma sinh ra trong phản ứng giữa neutron nhiệt với 1H (Gy)
+ : Dòng neutron nhiệt (n/cm )
+ : Số nguyên tử Hidro có trong 1kg mô (=601024 nguyên tử/kg)
ℎ

2

+ : Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt của Hidro (=0.33 10-24 cm2)
+ : Năng lượng của tia gamma trong phản ứng (2.22MeV)
+ : 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 1H(n, n’)1H
các proton giật lùi được giải phóng khi các neutron nhanh tán xạ đàn hồi với proton.

1

Hình 6: Biểu đồ minh họa phản ứng của 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 10B 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:
=

.

.

(3)

. . × 1.6 × 10 −13

Trong đó:
+  : Liều neutron nhanh (Gy)
+ : Năng lượng của neutron nhanh (MeV)
+ : 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 14N(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
7

1

14

1

+ 0 → 6 + 1+ 0.63
Trong khi tiết diện hấp thụ neutron tương ứng của 14N là 1.7barns thấp hơn 10B ba
bậc. Neutron nhiệt cũng có thể bị hấp thụ 2.2% bởi 14N trong não bình thường để
sinh ra một proton và 14C 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.
=

.

(4)

. . × 1.6 × 10 −13

ℎ

Trong đó:

: Dòng neutron nhiệt (n/cm2)

+

Với

+

: Số nguyên tử Nito có trong 1kg mô (=1.491024 nguyên tử/kg)

+

: Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt của Nito (=1.81 10-24cm2)

+

: Năng lượng giải phóng từ phản ứng (= 0.63 MeV)

ℎ

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:
(5)

=.+.+.+.

Trong đó:
+: Tổng liều trọng số sinh học (Gy)

15


;;

+
+
+

à : Là liều Boron; liều gamma; liều neutron nhanh và liều neutron nhiệt, tương ứng (Gy)

: Hệ số sinh học hợp phần của hợp chất chứa Boron (CBE)


; ; à : Là các hệ số sinh học của các bức xạ gamma; neutron nhanh và neutron nhiệt, tương ứng (RBE)

Việc tính toán trọng số (hệ số) sinh học đối với khối u và các mô bình
thường trong BNCT yêu cầu ba thông số cơ bản:
(i) nồng độ boron trong khối u và bình thường mô
(ii) Các yếu tố CBE cho hợp chất boron đặc biệt trong khối u và trong tất cả
các mô bình thường trong lĩnh vực điều trị, và RBE của các thành phần
LET cao của chùm tia tới khối u và cho các mô bình thường có liên quan.
Các hệ số RBE và CBE đã được nghiên cứu cho hợp chất BPA trên động vật
thí nghiệm được thể hiện trong bảng sau:
Bảng 3: Các hệ số RBE/CBE đã sử dụng phổ biến trong BNCT cho mô não người

Thành phần liều

RBE/CBE

Boron – mô khỏe

1.3

Boron – mô khối u

3.8

Hirdo (proton giật lùi) 1H(n,n’)1H
Nito (bắt neutron nhiệt)

3.2
3.2

Gamma

1

1.4 Giới thiệu chương trình MCNP
MCNP (Monte Carlo N-Particle) là chương trình ứng dụng phương pháp
Monte Carlo để mô phỏng các quá trình vật lí hạt nhân đối với 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.

16


Đây là một công cụ tính toán rất mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển neutron,
photon và electron, và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 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. Sự phức tạp
của tương tác photon cũng được xử lý trong chương trình MCNP. Chương trình điều
khiển các quá trình này bằng cách gieo số theo quy luật thống kê cho trước và mô
phỏng được thực hiện trên máy tính vì số lần thử cần thiết thường rất lớn.
MCNP có khoảng 44000 dòng FORTRAN và 1000 dòng lệnh C, trong đó có
khoảng 400 chương trình con. Ngày nay, tại Los Alamos có khoảng 250 người dùng
và trên thế giới có hơn 3000 người dùng trong hơn 200 cơ sở ứng dụng.
1.4.1 Phương pháp Monte Carlo
Phương pháp Monte Carlo là tên gọi để chỉ nhóm các thuật toán sử dụng việc
lấy mẫu ngẫu nhiên để thu được lời giải cho bài toán đặt ra. Tên gọi của phương
pháp này được đặt theo tên của một thành phố ở Monaco, nơi nổi tiếng với các sòng
bạc, có lẽ là do phương pháp này dựa vào việc gieo các số ngẫu nhiên, tuy nhiên
việc gieo số ngẫu nhiên để giải các bài toán đã xuất hiện từ rất lâu rồi.
Một trong những bài toán đầu tiên có sử dụng phương pháp gieo ngẫu nhiên đó là
bài toán Cây kim Buffon được đưa ra vào năm 1772. Tới khoảng giữa thế kỉ 19, một số
người đã thực hiện các thí nghiệm, mà trong đó họ ném một cây kim trong một một cách
tình cờ lên trên một tấm bảng theo các đường thẳng song song và đã suy ra giá trị của n từ
việc đếm các điểm giao nhau giữa các cây kim và các đường.

Vào năm 1899, Lord Rayleigh chỉ ra rằng một bước đi ngẫu nhiên một chiều
không có vật hấp thụ có thể cung cấp một lời giải xấp xỉ cho một phương trình vi

phân parabolic. Năm 1931, Kolmogorov chỉ ra mối liên hệ giữa các quá trình ngẫu
nhiên Markov và các phương trình vi tích phân tất định. Vào đầu thế kỉ 20, các
trường dạy thống kê ở Anh đã đưa vào một lượng nhỏ các công trình Monte Carlo
khá đơn giản. Hầu hết trong số này chỉ để dạy học sinh và ít khi được sử dụng cho
công việc nghiên cứu hoặc khám phá.
Phương pháp Monte Carlo chỉ được thực sự sử dụng như một công cụ nghiên
cứu khi việc chế tạo bom nguyên tử được nghiên cứu trong suốt thời kì chiến tranh

17


thế giới lần thứ hai. Công việc này đòi hỏi phải có sự mô phỏng trực tiếp các vấn đề
mang tính xác suất liên quan đến sự khuếch tán neutron ngẫu nhiên trong vật liệu
phân hạch. Vào tháng 11/1947, John von Neumann đã gửi một lá thư cho Robert
Richtmyer, lãnh đạo của Bộ phận Lý thuyết tại Los Alamos, đề nghị sử dụng
phương pháp thống kê để giải các bài toán khuếch tán và hệ số nhân của neutron
trong các thiết bị phân hạch. Cùng năm đó, Fermi phát minh ra một thiết bị cơ khí
tên là FERMIAC theo dõi sự phát triển của neutron trong các vật liệu phân hạch
bằng phương pháp Monte Carlo. Cũng vào khoảng năm 1948, Fermi, Metropolis và
Ulam thu được ước lượng của phương pháp Monte Carlo cho trị riêng của phương
trình Schrodinger.
Năm 1954, tuyển tập báo cáo về phương pháp Monte Carlo đầu tiên được
viết bởi Herman Kahn và cuốn sách đầu tiên được xuất bản bởi NXB Cashwell &
Everett vào năm 1959. Vào khoảng năm 1970, những lý thuyết mới phát triển về độ
phức tạp của tính toán bắt đầu cung cấp độ chính xác hơn và cơ sở lý luận thuyết
phục cho việc sử dụng phương pháp Monte Carlo.
Ngày nay, cùng với sự phát triển của máy tính điện tử, các phương pháp
Monte Carlo ngày càng được áp dụng rộng rãi trong các nghiên cứu khoa học và
công nghệ, đặc biệt là công nghệ hạt nhân.
1.4.2 Lịch sử phát triển của MCNP

Tại Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos, phương pháp Monte Carlo
đã được bắt đầu ứng dụng từ những năm 1940, và chương trình MCNP là một trong
những sản phẩm ra đời từ việc ứng dụng này. Tiền thân của nó là một chương trình
Monte Carlo vận chuyển hạt mang tên là MCS được phát triển tại Los Alamos từ
năm 1963. Tiếp theo MCS là MCN được viết năm 1965. Chương trình MCN có thể
giải bài toán các neutron tương tác với vật chất hình học 3 chiều và sử dụng các thư
viện số liệu vật lý.
MCN được hợp nhất với MCG (chương trình Monte Carlo gamma xử lý các
photon năng lượng cao) năm 1973 để tạo ra MCNG - chương trình ghép cặp
neutron-gamma. Năm 1973, MCNG được hợp nhất với MCP (chương trình Monte
Carlo photon với xử lý vật lý chi tiết đến năng lượng 1 keV) để mô phỏng chính xác
các tương tác neutron-photon và trở thành MCNP từ đó. Mặc dù đầu tiên MCNP có
nghĩa là Monte Carlo neutron-photon song hiện nay nó lại mang ý nghĩa là Monte
Carlo N hạt, ở đây N có thể là neutron, photon và electron.

18


Các phiên bản của MCNP
 MCNP3 được viết lại hoàn toàn và công bố năm 1983. MCNP3 là phiên bản
đầu tiên được phân phối quốc tế. Các phiên bản tiếp theo MCNP3A và 3B lần
lượt được ra đời tại phòng thí nghiệm quốc gia Los Almos trong suốt thập
niên 1980.
 MCNP4 được công bố năm 1990, cho phép việc mô phỏng được thực hiện
trên các cấu trúc máy tính song song. MCNP4 cũng đã bổ sung vận chuyển
electron.
 MCNP4A được công bố năm 1993 với các điểm nổi bật là phân tích thống kê
được nâng cao, nhiều tải đặt bộ xử lý được phân phối để chạy song song trên
cụm các trạm (workstation).
 MCNP4B được công bố năm 1997 với việc tăng cường các quá trình vật lý

của photon và đưa vào các toán tử vi phân nhiễu loạn,...
 MCNP4C được công bố năm 2000 với các tính năng của electron được cập
nhật, xử lý cộng hưởng không phân giải,...
 MCNP4C2 có bổ sung thêm các đặc trưng mới như hiệu ứng quang hạt nhân
và các cải tiến cửa số trọng số, được công bố năm 2001.
 MCNP5 được công bố vào năm 2003 cùng với việc cập nhật các quá trình
tương tác mới chẳng hạn như các hiện tượng va chạm quang hạt nhân, hiệu
ứng giãn nở Doppler,...
 Ngoài ra còn có thêm phiên bản MCNPX với các mức năng lượng và chủng
loại hạt được mở rộng.
1.4.3 Tệp input cho MCNP
Phần input file của chương trình MCNP được mô tả như sau: (Shultis & Faw
2011)
Tiêu đề và thông tin về input file (tùy chọn)
Cell Cards
<Nội dung khai báo>
<một dòng trống bắt buộc>
Surface Cards
<Nội dung khai báo>
<một dòng trống bắt buộc>
Data Cards
<Nội dung khai báo>

19


Mô tả hình học trong MCNP được khai báo thông qua Cell cards và Surface
Cards. Surface card là nơi khai báo các mặt hình học được dùng trong mô phỏng,
chẳng hạn mặt phẳng, mặt cầu, mặt trụ. Cell cards là nơi khai báo các cell. Cell là
vùng không gian được hình thành bởi các mặt được khai báo ở phần Surface cards.

Mật độ vật chất ở từng cell cũng được khai báo ở mục này. Data cards là nơi khai
báo thông số vật liệu, dữ liệu hạt nhân, loại hạt được sử dụng trong mô phỏng…
Hình học của MCNP thể hiện là hình học có cấu hình 3 chiều tuỳ ý. MCNP
xử lí các hình học trong hệ toạ độ Descartes. MCNP có một chương trình dựng sẵn
để kiểm tra lỗi của dữ liệu đầu vào, thêm vào đó khả năng vẽ hình học của MCNP
cũng giúp người dùng kiểm tra các lỗi hình học. Sử dụng các mặt biên được xác
định trên các Cell card và Surface card, MCNP theo dõi sự chuyển động của các hạt
qua các hình học, tính toán các chỗ giao nhau của các quỹ đạo vết với các mặt biên
và tìm khoảng cách dương nhỏ nhất của các chỗ giao. Nếu khoảng cách tới lần va
chạm kế tiếp lớn hơn khoảng cách nhỏ nhất, hạt sẽ rời khỏi cell đang ở. Sau đó, tại
điểm giao thu được trên bề mặt, MCNP sẽ xác định cell tiếp theo mà hạt sẽ vào bằng
cách kiểm tra giá trị của điểm giao (âm hoặc dương) đối với mỗi mặt được liệt kê
trong cell. Dựa vào kết quả đó, MCNP tìm được cell đúng ở phía bên kia và tiếp tục
quá trình vận chuyển.
Ngoài việc sử dụng các bảng dữ liệu có sẵn trong MCNP, người dùng còn có
thể sử dụng các dữ liệu được tái tạo từ các dữ liệu gốc bên ngoài thông qua một
chương trình chuyển đổi chẳng hạn như NJOY hay là các dữ liệu mới được đưa vào
trong MCNP bởi chính bản thân người dùng. Có tất cả 9 loại dữ liệu hạt nhân trong
MCNP (X-5 Team 2003):
 Tương tác neutron có năng lượng liên tục







Tương tác neutron phản ứng rời rạc
Tương tác quang nguyên tử năng lượng liên tục
Tương tác quang hạt nhân năng lượng liên tục

Các tiết diện để tính liều cho neutron
Neutron S(α,β) nhiệt
Tương tác neutron, cặp neutron/photon

 Tương tác photon
 Tương tác electron
Các dữ liệu hạt nhân được đưa vào trong MCNP qua phần khai báo ở tiểu
mục material card trong data card.
20


Kết quả khi chạy mô phỏng sẽ được ghi lại trong file output được tạo trong
cùng một thư mục chứa file input.
1.4.4 Tally trong MCNP
Trong MCNP có nhiều loại tally tính toán khác nhau. Người sử dụng có thể
dùng các tally (đánh giá) này để thực hiện các tính toán liên quan đến dòng hạt,
thông lượng hạt, năng lượng hạt để lại trong cell. Các tally trong MCNP đều được
chuẩn hoá trên một hạt phát ra, ngoại trừ một vài trường hợp đối với nguồn tới hạn.
MCNP cung cấp 7 tally chuẩn cho neutron, 6 tally chuẩn cho photon và 4 tally
chuẩn cho electron. Các loại tally chính trong MCNP được tòm tắt trong bảng sau:
Bảng 4: Ký hiệu của các tally và loại hạt được áp dụng

Ký
Công dụng

Loại hạt

Đơn vị

Dòng qua bề mặt

Neutron, photon,
electron

Số hạt

Thông lượng trung bình qua bề mặt

Neutron, photon,
electron

Số hạt/cm2

F4

Thông lượng trung bình trong một cell

Neutron, photon,
electron

Số hạt/cm2

F6

Năng lượng trung bình để lại trong
một cell

Neutron, photon,

MeV/g

F7

Năng lượng một phân hạch để lại
trong một cell

Neutron

MeV/g

F8

Phân bố độ cao xung trong một cell

Photon, electron

Số xung

hiệu
F1

F2

Ngoài các tally chuẩn, MCNP còn có một loại tally đặc biệt, đó là tally dạng
lưới xếp chồng (mesh tally). Tính năng này cho phép người dùng kiểm đếm các hạt
trên lưới mà không phụ thuộc vào cấu hình hình học. Hiện tại, mesh tally chỉ sử
dụng được với tally F4. Mesh tally được sử dụng bằng cách dùng thẻ FMESH, vì chỉ
sử dụng được với tally F4, nên số đếm ở mesh tally phải kết thúc bằng số 4 và
không được trùng với bất kỳ số nào được sử dụng để xác định đây là một tally F4.

21


CHƯƠNG 2: TÍNH TOÁN PHÂN BỐ THÔNG LƯỢNG VÀ
LIỀU VỚI MÔ HÌNH PHANTOM NƯỚC BẰNG MCNP
2.1 Mô hình tính toán
Các tế bào não của con người có 75% là nước, do đó để dể dàng hơn trong
tính toán phân bố thông lượng và liều trong BNCT ta dùng mô hình phantom nước.
Trong nghiên cứu này nhóm nghiên cứu sử dụng phantom có kích thước 18x16x25
cm, vỏ phantom làm bằng thủy tinh hữu cơ, có bề dày 0.5 cm. Kích thước của
phantom này tương đương với kích thước đầu của một người trưởng thành. Để mô
phỏng khối u trong não người, nhóm nghiên cứu đặt một hình cầu có bán kính 2cm
chứa dung dịch 10B vào tâm của phantom.

Hình 8: Mô hình phantom nước được thiết kế trong thực nghiệm

Nguồn neutron dùng trong mô phỏng có dạng hình đĩa có bán kính 5cm, phát
neutron đơn hướng song song với trục Oz, hướng đến phantom, cách phantom
15cm. Nguồn neutron dùng trong mô phỏng có phân bố năng lượng chủ yếu là
neutron nhiệt, phần trên nhiệt có thể bỏ qua.
Ngoài sử dụng cấu hình này, tôi sử dụng thêm một cấu hình mới của kênh 2.
Nguồn này có dạng hình đĩa, phát neutron đơn hướng song song với trục Oz, hướng
đến phantom, cách phantom 15cm, có bán kính nhỏ hơn chỉ 3.61cm nhưng có thông
lượng lớn hơn. Cấu hình nguồn mới được trình bày trong phụ lục B
2.2 Lập tệp input cho phần mềm MCNP

22


Trong nghiên cứu này tôi tiến hành tính phân bố thông lượng neutron và liều

trong hai trường hợp không có khối boron và có khối boron. Để thuận tiện cho tính
phân bố, dọc theo hướng chùm neutron ta thiết kế các cell dạng lát cắt sau đó sử
dụng tally F4 để đo thông lượng neutron trung bình trong các cell. Tuy nhiên, làm
như vậy sẽ phải khai báo nhiều cell và làm phức tạp cấu hình. Thay vì sử dụng tally
F4 tôi sử dụng tally FMESH4, lúc này ta sẽ đo được thông lượng neutron trung bình
dọc theo hướng chùm neutron mà không cần khai bác các cell dạng lát cắt, việc này
sẽ giúp tiết kiệm thời gian cũng như làm đơn giản cấu hình đi rất nhiều.
FMESHn (Superimposed Mesh Tally) là một card giúp cho người dùng có
thể tạo một mạng lưới (mesh) các ô và ước lượng các giá trị (liều, năng lượng,...)
trong mỗi ô này. Kết quả được ghi vào một tập tin riêng biệt với tên mặc định là
MESHTAL.
Cú pháp:

FMESHn:pl các biến

Trong đó:
n
pl

loại tally (hiện nay FMESH chỉ dùng được cho tally F4).
loại hạt (N, P hay E)

Các từ khoá có thể được nhập theo bất kỳ thứ tự nào. Bảng 5 tóm tắt các từ
khóa và liệt kê các giá trị mặc định. Hình học mặc định là hộp chữ nhật, điểm
ORIGIN mặc định là (0,0,0), và định dạng OUT mặc định là cột. Đối với lưới hình
trụ, trục hình trụ mặc định song song với trục z của hình học MCNP, và mặt phẳng
phân nửa xác định θ=0 là chiều dương hình học MCNP của trục X. Các lưới có thể
được sử dụng kết hợp với DE, DF, FC, và thẻ FM.
Bảng 5: Các từ khóa và ý nghĩa trong thẻ FMESH

Biến

Ý nghĩa

Giá trị mặc định

GEOM

Dạng hình học của lưới, GEOM=REC là mạng
lưới hình hộp, GEOM=CYL là mạng lưới hình trụ

REC

ORIGIN

Gốc toạ độ của mạng lưới, góc trái bên dưới của
hình hộp, hay tâm của vòng tròn đáy trong trường
hợp của hình trụ

0,0,0

AXS,

Các vector tham chiếu cho trường hợp lưới hình

0,0,1

VEC

trụ

1,0,0

23