Ứng dụng phần mềm Olinda để tính liều trong y học hạt nhân

ng lực lớn cho tôi hoàn thành khóa học. Tôi xin gửi lời cảm ơn sâu sắc đến TS. Nguyễn Đông Sơn, thầy là người đã trực tiếp hướng dẫn, động viên và tạo mọi điều kiện thuận lợi cho tôi thực hiện luận văn này. Tôi xin cảm ơn các thầy cô đã giảng dạy tôi tận tình trong suốt thời gian qua, các thầy cô trong hội đồng phản biện đã dành thời gian đọc và góp ý cho luận văn được hoàn chỉnh hơn. Cuối cùng tôi xin cảm ơn gia đình, bạn bè đã luôn bên cạnh và ủng hộ tôi. 1BMỤC LỤC 3TLỜI CẢM ƠN3T .......................................................................................................................... 2 3TMỤC LỤC3T ................................................................................................................................ 3 3TDANH MỤC CÁC KÍ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT3T ............................................................... 5 3TMỞ ĐẦU3T .................................................................................................................................. 1 3TCHƯƠNG 1: PHƯƠNG PHÁP MIRD TÍNH LIỀU CHIẾU TRONG TRONG Y HỌC HẠT NHÂN3T .............................................................................................................................. 4 3T1.1.Nguyên lý đánh dấu phóng xạ3T ................................................................................................................. 4 3T1.2.Phương pháp MIRD tính liều chiếu trong3T ................................................................................................ 5 3T1.2.1.Các khái niệm cơ bản3T ....................................................................................................................... 6 3T1.2.2.Phương pháp MIRD cơ bản3T ............................................................................................................ 12 3T1.3.Nguồn dữ liệu tính liều chiếu trong3T ....................................................................................................... 18 3T1.3.1.Tỉ lệ hấp thụ riêng và giá trị S3T ........................................................................................................ 19 3T1.3.2.Hoạt độ tích lũy3T ............................................................................................................................. 19 3T1.3.2.1.Các thiết bị ghi đo 3T ..................................................................................................................... 21 3T1.3.2.2.Phương pháp tính hoạt độ tích lũy3T ............................................................................................. 21 3TCHƯƠNG 2: PHẦN MỀM OLINDA/EXM TÍNH LIỀU CHIẾU TRONG TRONG Y HỌC HẠT NHÂN [35,36]3T.......................................................................................................26 3T2.1.Giới thiệu chung3T .................................................................................................................................... 26 3T2.2.Sử dụng chương trình OLINDA3T ............................................................................................................ 27 3T2.3. Các tính năng của OLINDA3T ................................................................................................................. 28 3T2.4. Phương pháp tính liều trong OLINDA3T .................................................................................................. 35 3T2.5.Đầu ra của OLINDA3T ............................................................................................................................. 48 3T2.6. Sử dụng các file có sẵn trong OLINDA3T ................................................................................................ 49 3TCHƯƠNG 3: ỨNG DỤNG PHẦN MỀM OLINDA ĐỂ TÍNH LIỀU CHIẾU TRONG VỚI DƯỢC CHẤT PHÓNG XẠ P18PF-FDG3T ....................................................................................50 3T .1.Đặc điểm dược chất phóng xạ P18PF-FDG [14,48,49]3T ................................................................................ 50 3T .2.Dữ liệu động học của P18PF-FDG [13,14,24]3T ............................................................................................ 51 3T .2.1. Dữ liệu động học FDG từ nghiên cứu của T. Hays (Mĩ) [13,14]3T .................................................... 51 3T .2.2.Dữ liệu động học từ nghiên cứu của Mejia (Nhật Bản) [24]3T............................................................ 58 3T .3.Tính liều hấp thụ P18PF-FDG bằng OLINDA3T............................................................................................. 66 3T .3.1.Tính liều từ dữ liệu động học của T. Hays (Mĩ)3T .............................................................................. 66 3T .3.1.1.So sánh kết quả tính liều bằng OLINDA với các nguồn khác3T ..................................................... 66 3T .3.1.2.Đánh giá đóng góp của beta và photon tới tổng liều3T ................................................................... 70 3T .3.1.3.So sánh liều hiệu dụng trong chẩn đoán YHHH dùng FDG với chẩn đoán CT và X quang3T ........ 73 3T .3.2.Tính liều từ dữ liệu động học của Nhật Bản (Mejia)3T ....................................................................... 74 3T .3.2.1.Vai trò của việc hiệu chỉnh khối lượng trong tính liều bằng OLINDA phù hợp với từng đối tượng bệnh nhân3T ............................................................................................................................................. 74 3T .3.2.2.Tính liều hấp thụ cho đối tượng bệnh nhân Châu Âu - Châu Mĩ, Nhật Bản và Việt Nam3T............ 78 3T .3.3.Tính liều từ dữ liệu động học của ICRP3T ......................................................................................... 86 3TKẾT LUẬN3T .............................................................................................................................91 3T ÀI LIỆU THAM KHẢO3T ......................................................................................................93 3TPHỤ LỤC3T ................................................................................................................................97 2BDANH MỤC CÁC KÍ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT Các kí hiệu A Hoạt độ phóng xạ A% Hoạt độ tích luỹ D Liều hấp thụ D& Suất liều hấp thụ DF Hệ số liều E Năng lượng f Tỉ lệ hoạt độ hấp thụ HRT Liều tương đương k Hằng số tỉ lệ m Khối lượng cơ quan N Số hạt nhân phân rã trong cơ quan nguồn S Giá trị S SAF Tỉ lệ hấp thụ riêng SEE Năng lượng hấp thụ hiệu dụng φ Tỉ lệ hấp thụ riêng ϕ Tỉ lệ hấp thụ ∆ Năng lượng trung bình trên một đơn vị hoạt độ tích luỹ TRb Thời gian bán rã sinh học TRp Thời gian bán rã vật lý TRe Thời gian bán rã hiệu dụng bλ Hằng số bán rã sinh học pλ Hằng số bán rã vật lý λe Hằng số bán rã hiệu dụng RW Trọng số bức xạ WT Trọng số mô Các chữ viết tắt CT Computed Tomography DCPX Dược Chất Phóng Xạ ĐVPX Đồng Vị Phóng Xạ EDE Effective Dose Equivalent ED Effective Dose FDG Fluorodeoxyglucose (P18PF-FDG) GI Gastrointestinal tract IAEA International Atomic Energy Agency ICRP International Commission on Radiological Protection LET Linear Energy Transfer MIRD Medical International Radiation Dose PET Positron Emission Tomography RIDIC Radiation Internal Dose Information Center YHHN Y Học Hạt Nhân 3BMỞ ĐẦU Y học hạt nhân là chuyên ngành nghiên cứu, ứng dụng các đồng vị phóng xạ trong chẩn đoán và điều trị bệnh. Nó phát triển cùng với sự phát triển của khoa học kĩ thuật đặc biệt là vật lý hạt nhân, bắt nguồn từ sự kiện Becquerel phát hiện ra hiện tượng phóng xạ năm 1896, Pierre và Marie Curie tách được hai chất phóng xạ tự nhiên Radium và Polonium vào năm 1898, sau đó là việc tạo ra các đồng vị phóng xạ nhân tạo từ khoảng 1940 đã tạo tiền đề cho việc chẩn đoán và điều trị bằng đồng vị phóng xạ dựa trên nguyên lý đánh dấu Hesevy [3,40]: “cơ thể sống không có khả năng phân biệt các đồng vị của cùng một nguyên tố nên khi đưa vào cơ thể sống các đồng vị khác nhau của cùng một nguyên tố thì chúng tham gia vào các phản ứng sinh học và chịu sự chuyển hóa như nhau”. Hơn nửa thế kỉ phát triển, Y học hạt nhân đã chứng minh được hiệu quả, độ an toàn và lợi ích kinh tế của nó. Trên thế giới, mỗi ngày có hàng ngàn bệnh nhân được điều trị bằng đồng vị phóng xạ với tỷ lệ thành công cao so với các phương pháp khác. Đóng góp của Y học hạt nhân trong chẩn đoán là rất đáng kể với con số 40 ngàn bệnh nhân mỗi ngày [26], và đang có xu hướng tăng lên khá nhiều cùng với sự tiến bộ của các kĩ thuật ghi đo SPECT, PET hay liên kết giữa SPECT/CT và PET/CT. Ở nước ta, Y học hạt nhân hình thành và phát triển bắt đầu từ những năm 1960 với việc thành lập “Đơn vị nghiên cứu phóng xạ” tại bệnh viện Bạch Mai và “Khoa phóng xạ y học” tại học viện Quân y. Đến nay chúng ta đưa vào hoạt động lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt cung cấp dược chất phóng xạ, đồng thời có thêm khoa Y học hạt nhân của bệnh viện Chợ Rẫy và khoảng 20 cơ sở trong cả nước thực hiện chẩn đoán cho khoảng 500 nghìn bệnh nhân [5,52], và điều trị cho hàng ngàn bệnh nhân bị các bệnh về tuyến giáp, ung thư và khối u mỗi năm. Chúng ta có nhiều thuận lợi là được hỗ trợ từ các nước phát triển cùng với tiến bộ của khoa học kĩ thuật, nên ngành Y học hạt nhân phát triển nhanh chóng. Tuy nhiên những trở ngại chúng ta gặp phải là không nhỏ. Đó là nguồn dược chất phóng xạ không đủ cung cấp trong nước nên phải nhập khẩu từ nước ngoài với giá thành cao, vận chuyển và bảo quản khó khăn, điều kiện để đảm bảo an toàn phóng xạ chưa đáp ứng đủ, hạn chế về nguồn tài chính, nguồn nhân lực cũng như thiếu cơ sở có tính đồng bộ để thực hiện hết chức năng của ngành Y học hạt nhân [2]. Mục tiêu của Y học hạt nhân trong chẩn đoán là dùng đồng vị phóng xạ với vai trò là chất đánh dấu để thăm dò, đánh giá hoạt động chức năng của các cơ quan trong cơ thể, từ đó phát hiện bệnh lý mà không gây tác hại nào lên bệnh nhân. Còn trong điều trị, ta phải dùng liều phóng xạ tương đối lớn dựa trên tác dụng tiêu diệt tế bào của bức xạ lên cơ thể sống để làm thay đổi chức năng hay hủy diệt tổ chức bệnh. Tuy nhiên, tổ chức lành cũng có thể bị ảnh hưởng gây tổn hại đáng kể đến bệnh nhân nếu việc tính toán liều không chính xác. Do đó cần tính liều cung cấp cho bệnh nhân sao cho tất cả các tổ chức trong cơ thể tác hại không đáng kể trong chẩn đoán và các tổ chức lành không bị ảnh hưởng nghiêm trọng khi điều trị mà vẫn đạt được hiệu quả tối ưu. Hiện nay phương pháp tính liều chiếu trong MIRD được sử dụng bởi Ủy Ban Quốc Tế về An Toàn Phóng Xạ ICRP là phương pháp được đánh giá cao và ngày càng phổ biến. Bên cạnh đó những phần mềm tính liều được phát triển để giảm thiểu thời gian và độ phức tạp trong tính toán liều như MIRDOSE, OLINDA/EXM. Trong đó OLINDA là phần mềm được tổ chức Quản lý thuốc và thực phẩm FDA khuyến cáo sử dụng để tham khảo giá trị liều chiếu trong, từ đó đưa ra quyết định cung cấp liều phù hợp với bệnh nhân trong chẩn đoán và điều trị. Phần mềm này hiện nay được sử dụng rộng rãi vì những tiện ích của nó như thời gian tính liều nhanh, nhiều đồng vị phóng xạ và mô hình được đưa vào, đồng thời cho kết quả tính liều với khá phù hợp với phần mềm tính liều MIRDOSE, đồng thời khắc phục một số hạn chế của MIRDOSE [35]. Một vấn đề đặt ra cho nhân viên Vật lý khi tham gia vào Y học hạt nhân là tìm hiểu, áp dụng, cải tiến các phương pháp tính liều một cách khoa học, chính xác và phù hợp với từng đối tượng bệnh nhân. Điều này hết sức cần thiết vì việc áp dụng Y học hạt nhân trong chẩn đoán, điều trị ở Việt Nam và thế giới còn nhiều hạn chế, vì nhiều lý do như chi phí, công sức và độ phức tạp trong việc tính liều chiếu trong nên việc cấp liều cho bệnh nhân là theo hoạt độ cố định, mà không tính riêng cho từng trường hợp. Điều đó sẽ dẫn tới tình trạng bệnh nhân có thể nhận một liều lớn hơn cần thiết gây ra những tổn hại không đáng có cho các mô lành và những hậu quả lâu dài cho sức khỏe của bệnh nhân. Hoặc bệnh nhân có thể nhận một liều thấp hơn cần thiết không mang lại hiệu quả tốt nhất trong điều trị và chẩn đoán dẫn tới nhiều hệ lụy. Trong điều kiện có thể, luận văn sẽ tìm hiểu và ứng dụng phần mềm OLINDA để tính liều trong chẩn đoán, điều trị bằng đồng vị phóng xạ sao cho chính xác và khả thi nhất với đối tượng là bệnh nhân Việt Nam, cụ thể là tính liều với dược chất P18PF-FDG trong chẩn đoán và theo dõi tiến triển của bệnh ung thư – một căn bệnh đe dọa mọi quốc gia, mọi đối tượng và là nguyên nhân gây tử vong cao thứ hai trong nhóm bệnh không lây nhiễm. Từ mục tiêu trên, nội dung của luận văn sẽ bao gồm 3 chương. Chương 1 trình bày cơ sở lý thuyết, bao gồm những vấn đề như nguyên lý sử dụng đồng vị phóng xạ và phương pháp MIRD tính liều chiếu trong Y học hạt nhân, đó là các kiến thức cơ bản để khảo sát chương 2 và 3. Chương 2 sẽ tìm hiểu phần mềm tính liều chiếu trong OLINDA/EXM với các chức năng, mô hình, giao diện và cách sử dụng. Chương cuối cùng – chương 3, sẽ trình bày ứng dụng của phần mềm OLINDA tính liều chiếu trong khi tiêm dược chất phóng xạ P18PF-FDG vào cơ thể bệnh nhân để chẩn đoán và theo dõi tiến triển của bệnh ung thư với dữ liệu động học từ các nghiên cứu của Mĩ và Nhật Bản, từ đó hiệu chỉnh liều cho đối tượng là người Việt Nam. 4BCHƯƠNG 1: PHƯƠNG PHÁP MIRD TÍNH LIỀU CHIẾU TRONG TRONG Y HỌC HẠT NHÂN Chương này giới thiệu nguyên lý đánh dấu phóng xạ sử dụng trong YHHN; phương pháp MIRD tính liều chiếu trong, cách xác định hệ số hấp thụ riêng và giá trị S, đồng thời tìm hiểu các kĩ thuật ghi đo và phương pháp xác định hoạt độ tích lũy. 10B .1.Nguyên lý đánh dấu phóng xạ YHHN là một chuyên ngành của y học bao gồm việc sử dụng các đồng vị phóng xạ để chẩn đoán, điều trị bệnh và nghiên cứu y học. Việc ứng dụng các đồng vị phóng xạ này chủ yếu dựa trên hai kĩ thuật cơ bản: kĩ thuật đánh dấu phóng xạ và dùng bức xạ phát ra từ đồng vị phóng xạ để tạo ra các hiệu ứng sinh học mong muốn lên tổ chức sống. Kĩ thuật trên dựa trên nguyên lý đánh dấu Hevesy [3,40]: “cơ thể sống không có khả năng phân biệt các đồng vị của cùng một nguyên tố nên khi đưa vào cơ thể sống các đồng vị khác nhau của cùng một nguyên tố thì chúng tham gia vào các phản ứng sinh học và chịu sự chuyển hóa như nhau”. Vì vậy khi biết một nguyên tố hóa học hay một chất nào đó tham gia vào quá trình chuyển hóa ở một tổ chức hoặc cơ quan nào đó cần chẩn đoán, điều trị, có thể dùng đồng vị của nguyên tố hóa học đó hoặc chất đó được đánh dấu bằng đồng vị phóng xạ và đưa vào cơ thể. Chất này sẽ di chuyển tới và tập trung tại vị trí cần chẩn đoán, điều trị. Các ĐVPX rất ít khi dùng dưới dạng nguyên tố mà phần lớn ở dưới dạng hợp chất hữu cơ hoặc vô cơ. Dược chất phóng xạ là những hợp chất đánh dấu hạt nhân phóng xạ được điều chế dưới dạng thuốc uống hoặc tiêm dùng trong chẩn đoán và điều trị. Như vậy DCPX gồm hai thành phần: dược chất dùng để đánh dấu và nhân phóng xạ. Việc đưa DCPX vào trong cơ thể bệnh nhân có thể thực hiện bằng hai cách: Tiêm vào tĩnh mạch hay cho uống DCPX. Do quá trình chuyển hóa trong cơ thể, DCPX sẽ tập trung tại cơ quan đích. Tiêm trực tiếp vào các hốc trong cơ thể (khớp xương, hốc trong phổi,…). Dược chất phóng xạ sẽ nằm trong các hốc đó và không tan vào máu, tức không tham gia vào quá trình trao đổi chất. DCPX có đầy đủ tính chất và yêu cầu của một loại dược chất thông thường ngoài đặc tính phóng xạ của nó. Đặc điểm của một DCPX lý tưởng: Vô khuẩn, không gây sốt Cấu trúc ít bị phân hủy do thời gian và do pha chế Được hấp thụ hoàn toàn, nhanh chóng và chỉ riêng cơ quan đích Nhanh chóng và hoàn toàn đào thải ra khỏi cơ thể Có đặc tính vật lý phù hợp với chỉ tiêu và kĩ thuật ghi đo Tiện sử dụng và độ an toàn cao, tính kinh tế cao Được cung cấp thuận lợi, nhanh chóng, nồng độ ít thay đổi. Khi đưa dược chất phóng xạ vào cơ thể, bức xạ do nó phát là một con dao hai lưỡi. Một mặt nó gây ra những hiệu ứng sinh học mong muốn lên tổ chức sống như tiêu diệt các tổ chức bệnh lý trong cơ thể khi điều trị; hay hấp thụ mạnh trong cơ quan cần chẩn đoán, trải qua quá trình sinh hóa để xác định cơ quan đó có bị rối loạn chức năng hay không. Mặt khác nó gây ra những ảnh hưởng nhất định lên các tổ chức lành và gây ra những hiệu ứng lâu dài làm tổn hại sức khỏe của bệnh nhân. Do đó cần có phương pháp xác định liều cấp cho bệnh nhân, đặc biệt là liều hấp thụ để vừa đảm bảo hiệu quả chẩn đoán, điều trị, vừa đảm bảo an toàn cho bệnh nhân. Liều hấp thụ gây bởi nguồn đặt bên trong cơ thể được gọi là liều chiếu trong (internal dose). 1B .2.Phương pháp MIRD tính liều chiếu trong Hiện nay việc tính liều chiếu trong trong YHHN chủ yếu sử dụng các kĩ thuật, phương trình và các nguồn dữ liệu được phát triển bởi Ủy ban MIRD (Medical Internal Radiation Dose) của Mỹ [32, 33]. MIRD sử dụng hệ thống các kí hiệu và đại lượng để tính liều hấp thụ trong cơ quan bia từ phân rã phóng xạ trong cơ quan nguồn. Những tính toán này phụ thuộc: Năng lượng phát ra trong mỗi phân rã phóng xạ Khối lượng của các cơ quan Chu kì phân rã vật lý và sinh học Mô hình toán học chuẩn (phantom) và mô hình sinh – động học chuẩn Phần mềm máy tính, trước đây là MIRDOSE, hiện giờ dùng OLINDA Bảng tính liều ứng với một đơn vị hoạt độ ban đầu của các DCPX khác nhau Để đảm bảo an toàn trong sử dụng dược chất phóng xạ đưa vào cơ thể, điều cần thiết là cần xác định liều hấp thụ mà bệnh nhân nhận được bao nhiêu. Nó không được đo trực tiếp mà được tính toán từ những giả định và những quy trình chuẩn, dựa trên các phantom (vật giả người) hay các mô hình toán học mô tả cơ thể người. Sau đây chúng ta sẽ tìm hiểu những khái niệm cơ bản, phương trình cơ bản và các kỹ thuật sử dụng trong phương pháp MIRD. 2B1.2.1.Các khái niệm cơ bản Phương pháp MIRD được sử dụng để tính liều hấp thụ của vùng hay cơ quan nhận bức xạ từ cơ quan hoặc vùng phát bức xạ. Vùng hay cơ quan nhận bức xạ được gọi là vùng bia hay cơ quan bia, kí hiệu rRkR, gọi tắt là bia. Vùng hay cơ quan phát bức xạ được gọi là vùng nguồn hay cơ quan nguồn, kí hiệu rRhR, gọi tắt là nguồn [31]. Bia và nguồn có thể là hai cơ quan riêng biệt và cũng có thể trùng nhau. Các DCPX được đưa vào cơ thể người qua đường chích hay uống, đến tập trung tại các cơ quan và phát bức xạ. Mục đích của việc tính liều là xác định liều hấp thụ tại các cơ quan bia khi biết sự phân bố DCPX tại các cơ quan nguồn. Dạng hình học của các cơ quan bia và cơ quan nguồn được mô phỏng bằng mô hình giải phẫu chuẩn gọi là phantom MIRD. Hình 1.1. Hình ảnh bên ngoài của phantom MIRD [32] Liều hấp thụ tại bia phụ thuộc vào các tính chất của bức xạ như năng lượng, khối lượng, điện tích và quan trọng nhất là quãng chạy trong mô. Để đơn giản, bức xạ được chia làm 2 loại [32]: Loại bức xạ xuyên thấu là những bức xạ có khả năng đi được quãng đường dài trước khi tương tác và mất năng lượng, nghĩa là có quãng chạy dài. Những bức xạ được xem là bức xạ xuyên thấu là photon có năng lượng lớn hơn 10 keV. Loại bức xạ không xuyên thấu là những bức xạ bị suy giảm dễ dàng, năng lượng của nó bị hấp thụ ở khoảng cách ngắn so với nơi nó phát ra, nghĩa là có quãng chạy ngắn. Loại này gồm bức xạ alpha, bêta, electron và photon năng lượng nhỏ hơn 10 keV. Bảng 1.1. Tính chất của các bức xạ phát ra từ dược chất phóng xạ [39] Loại bức xạ Khối lượng tương đối Điệ n tích Loại năng lượng Quãng chạy trong mô mềm α βP+P βP- Electron biến hoán Electron auger Tia X Tia gamma 7,400 1 1 1 1 0 0 +2 +1 -1 -1 -1 0 0 4- 8MeV <2MeV <2MeV <2MeV <50Ke V <80Ke V <2MeV µm mm mm mm mm mm đến cm cm đến m Bảng 1.2. Những kí hiệu, đại lượng và đơn vị sử dụng trong MIRD [39] Kí hiệu Đại lượng Đơn vị thường dùng Đơn vị trong hệ SI A Hoạt độ phóng xạ Ci Bq A% Hoạt độ tích lũy Ci-h Bq-s D Liều hấp thụ rad (100erg/s) Gy (1J/kg) D& Suất liều hấp thụ rad/s Gy/s H Liều tương đương Rem Sv H& Suất liều tương đương rem/s Sv/s S Liều trung bình trên một đơn vị hoạt độ tích lũy rad/ Ci hµ − Gy/Bq-s ∆ Năng lượng trung bình trên một đơn vị hoạt độ tích lũy g-rad/ Ci hµ − kg-Gy/Bq-s τ Thời gian lưu trú h s iE Năng lượng ứng với hạt i eV J (cả eV) in Tần suất phát hạt i ϕ Tỷ lệ hấp thụ φ Tỷ lệ hấp thụ riêng gP -1 kgP-1 m Khối lượng cơ quan g kg *T Thời gian bán rã h s λ∗ Hằng số phân rã hP -1 sP-1 ∗ - T và λ có thể là thời gian bán rã và hằng số phân rã vật lý, sinh học hoặc hiệu dụng. Ý nghĩa của một số đại lượng: Hoạt độ phóng xạ A là đại lượng đặc trưng cho mỗi loại hạt nhân về tốc độ phân rã. Hoạt độ tích lũy A% tại một cơ quan nguồn trong khoảng thời gian từ tR1R đến tR2R được xác định bởi: 2 1 1 2( ) ( ) t t A t t A t dt− = ∫% (1.1) Hoạt độ tích lũy là tổng số phân rã xảy ra trong khoảng thời gian từ tR1R đến tR2 Rtrong cơ quan nguồn mà ta quan tâm. Nó tương ứng với phần diện tích dưới đường cong diễn tả hoạt độ A(t) theo thời gian. Với tR1R, tR2R là thời điểm bắt đầu và kết thúc của khoảng thời gian quan tâm. Hình 1.2. Đường cong hoạt độ thời gian [31] Hoạt độ tích lũy là đại lượng phụ thuộc quá trình trao đổi chất của cơ thể và đặc điểm của đồng vị phóng xạ, tức phụ thuộc vào cả hai yếu tố vật lý và sinh học. Liều hấp thụ D là lượng năng lượng được hấp thụ từ bức xạ ion hóa trong một đơn vị khối lượng vật chất : D = E/m (1.2) Trong đó, E là năng lượng hấp thụ trong khối vật chất quan tâm, m là khối lượng của khối vật chất đó. Đơn vị liều hấp thụ trong hệ SI là gray (Gy): 1Gy = 1J/kg Ngoài ra người ta còn dùng đơn vị rad: 1 rad = 10P-2PGy. Suất liều hấp thụ D&là liều hấp thụ trong một đơn vị thời gian. Đơn vị là Gy/s hay rad/s. Liều tương đương H gây bởi một loại bức xạ lên cơ thể sống là tích số giữa liều hấp thụ và một hệ số đặc trưng cho loại bức xạ đó, hệ số này không có đơn vị và được gọi là hệ số chất lượng W RRR . H = WRRR.D (1.3) Đơn vị của H trong hệ SI là sievert (Sv) hoặc rem: 1Sv = 100 rems. Suất liều tương đương H&là liều tương đương hấp thụ trong một đơn vị thời gian. Đơn vị là Sv/s hoặc rem/s Năng lượng trung bình trên một đơn vị hoạt độ tích lũy ∆ : trong quá trình phân rã hạt nhân có nhiều loại hạt được phát ra, tần suất phát mỗi loại hạt trên một phân rã là nRiR, với năng lượng trung bình là ERiR, khi đó ta có: R .i i ik n E∆ = R (1.4) Với k là hệ số phụ thuộc đơn vị, trong hệ SI, k = 1. Và .i i i E n E=∑ (1.5) Suy ra .i i k E∆ = ∆ =∑ Liều trung bình trên một đơn vị hoạt độ tích lũy S là một đại lượng không phụ thuộc thời gian, được xác định bởi: i i i S φ= ∆∑ (1.6) Thời gian lưu trú τ của mỗi nhân phóng xạ ở một cơ quan nguồn được định nghĩa là tỉ số giữa hoạt độ tích lũy tại cơ quan nguồn đó và hoạt độ ban đầu AR0R : 0 A A τ = % (1.7) Hoạt độ tích lũy trong cơ quan nguồn r RhR bằng tích của hoạt độ ban đầu AR0R và thời gian lưu trú τ , tức bằng với hoạt độ tích lũy tới thời điểm τ khi AR0R không bị suy giảm do quá trình phân rã vật lý hay sinh học, nên τ còn được gọi là là thời gian sống hiệu dụng hay thời gian sống trung bình của hoạt độ ban đầu AR0 R. Vì hoạt độ tích lũy phụ thuộc hai yếu tố phân rã vật lý và phân rã sinh học nên thời gian lưu trú cũng phụ thuộc hai yếu tố này. Tỉ lệ hấp thụ ϕ đối với một cơ quan bia là tỉ số giữa phần năng lượng hấp thụ trong cơ quan bia và toàn bộ năng lượng phát ra từ cơ quan nguồn. Tỉ lệ hấp thụ riêngφ là hệ số hấp thụ trên một đơn vị khối lượng của cơ quan bia. Chu kì bán rã T và hằng số phân rã λ : dược chất phóng xạ khi đưa vào cơ thể, ngoài quá trình phân rã vật lý, còn có thể bị mang đi khỏi mô do quá trình trao đổi chất của cơ thể, nghĩa là bị phân rã sinh học. Vì thế ta trong tính toán ta phải dùng hằng số phân rã hiệu dụng eλ , là tổng của hằng số phân rã sinh học bλ , và hằng số phân rã vật lý pλ : e b pλ λ λ= + (1.8) Do đó chu kì bán hủy hiệu dụng TRe Rsẽ là: (1.9) Hay b p e b p T T T T T × = + Với TRb Rlà chu kì bán rã sinh học và TRpR là chu kỳ bán rã vật lý. 23B1.2.2.Phương pháp MIRD cơ bản Trong phương pháp MIRD, người ta giả thiết rằng sự phân bố dược chất phóng xạ trong cơ quan nguồn là đồng nhất [39]. Các đồng vị phóng xạ tập trung trong cơ thể phát ra bức xạ đẳng hướng, những vị trí gần nơi tập trung nhân phóng xạ sẽ nhận được liều cao hơn những vị trí xa. 1 1 1 e b pT T T = + Để tính liều hấp thụ ta dựa vào lượng dược chất phóng xạ cung cấp cho cơ thể bệnh nhân, loại phóng xạ, đặc điểm nguồn và bia. Ta xét trường hợp đơn giản nhất, khi nguồn và bia trùng nhau và thể tích bia lớn so với quãng chạy của bức xạ đủ để bia hấp thụ hết năng lượng bức xạ do nguồn phát ra. Đầu tiên ta sẽ tính suất liều hấp thụ. Suất liều hấp thụ Vì suất liều hấp thụ là năng lượng hấp thụ trong một đơn vị thời gian của một đơn vị khối lượng vật chất, nó thay đổi theo hoạt độ phóng xạ trong một đơn vị khối lượng của vật chất hấp thụ và năng lượng phát ra do sự biến đổi hạt nhân. Chẳng hạn một mô có kích thước rất lớn, tất cả năng lượng phát ra đều được hấp thụ, vì vậy nếu chúng ta xác định được năng lượng phát ra trong một đơn vị thời gian, chúng ta sẽ biết được năng lượng hấp thụ trong một đơn vị thời gian. Năng lượng phát xạ trong một đơn vị thời gian được tính bằng công thức: '.px E n E t t n = (1.10) Trong đó ERpxR/t là năng lượng phát xạ trên một đơn vị thời gian n/t là số phân rã hạt nhân trên một đơn vị thời gian E = E’/n là năng lượng trên một phân rã Vì hoạt độ phóng xạ là số dịch chuyển hạt nhân trên một đơn vị thời gian, nên công thức trên được viết lại thành: . pxE A E t = (1.11) Vì đang xét trường hợp năng lượng phát xạ được hấp thụ hết trong vật chất nên năng lượng hấp thụ bằng năng lượng phát xạ, suy ra suất liều hấp thụ: . .. htE Ak E t m m = (1.12) Trong đó ERhtR/t.m chính là suất liều hấp thụ Suy ra . . AD k E m =& (1.13) Với k là hệ số tỉ lệ, có giá trị phụ thuộc vào đơn vị sử dụng. Ví dụ, để tính suất liều theo đơn vị rad/h nếu A có đơn vị là μCi và m là g, E là MeV trên một phân rã, thì k sẽ có giá trị là 2,13 và được xác định như sau: 1 4 63600 13,7.10 ( ) 1,6.10 100 rad A Ci s s erg radD E MeV ergh m g Ci h MeV g µ µ − −            = ×                     & 2,13. .rad AD E h m  ⇔ =    & (1.14) Như đã biết ở trên, năng lượng trung bình phát ra trong mỗi phân rã là một hằng số, tích số k.E được ký hiệu là Δ trong công thức của MIRD: . i i k E∆ = = ∆∑ Suy ra . . i i A AD m m = ∆ = ∆∑& (1.15) Công thức này được áp dụng trong trường hợp nguồn và bia trùng nhau và bia có kích thước đủ lớn để có thể hấp thụ hết năng lượng do nguồn phát ra. Từ công thức tính suất liều cho trường hợp đơn giản nguồn trùng bia, ta cần thiết lập một công thức tính suất liều tổng quát hơn cho cả trường hợp nguồn và bia không trùng nhau hoặc khi nguồn và bia trùng nhau nhưng thể tích của bia không đủ lớn để hấp thụ hết năng lượng bức xạ do nguồn phát ra. Khi đó ta mở rộng công thức ở trên bằng cách bổ sung vào công thức một hệ số tỉ lệ hấp thụ ϕ - cho biết tỉ lệ giữa phần năng lượng hấp thụ tại bia so với toàn bộ năng lượng phát ra từ nguồn. Suất liều hấp thụ trong trường hợp này được xác định như sau: ( ) . . ( ) . . ( )h hk h k h i i k h ik k A AD r r r r r r m m ϕ ϕ← = ∆ ← = ∆ ←∑& (1.16) Có thể biểu diễn qua hệ số tỉ lệ hấp thụ riêngφ : ( ) . . ( )k h h i i k h i D r r A r rφ← = ∆ ←∑& (1.17) Với ( )k hD r r←& là suất liều hấp thụ tại cơ quan bia rRkR từ cơ quan nguồn rRhR, ARhR là hoạt độ tại cơ quan nguồn, mRkR là khối lượng bia, i∆ là năng lượng trung bình trên một phân rã của loại bức xạ thứ i, ϕ RiR(rRkR←rRhR) là tỉ lệ hấp thụ đối với loại bức xạ thứ i, φ R iR(rRkR←rRhR) là tỉ lệ hấp thụ riêng đối với loại bức xạ thứ i, (rRkR ← rRhR) để chỉ rằng bức xạ từ nguồn rRhR đến bỏ năng lượng trong bia rRkR. Thông tin về loại bức xạ và năng lượng phát ra từ các nhân phóng xạ dùng trong YHHN thường được biết rất rõ, do đó ΔRiR thường được xem như đã biết, khối lượng của cơ quan bia mRkR có thể được đo hay ước lượng dựa trên các phép chẩn đoán hình ảnh, hoạt độ ARhR trong các cơ quan nguồn cũng có thể được xác định từ các phép chẩn đoán hình ảnh YHHN. Việc tính các hệ số tỉ lệ hấp thụ φRiR là một trong những nhiệm vụ chính của phương pháp MIRD. Tỉ lệ hấp thụ và tỉ lệ hấp thụ riêng ứng với từng mức năng lượng của từng loại bức xạ và ứng với cặp nguồn bia xác định được tính và cho ở bảng dữ liệu của MIRD5 [32]. Đối với bức xạ không xuyên thấu, tất cả năng lượng được xem như hấp thụ hết trong cơ quan chứa nguồn và không gây ảnh hưởng tới các cơ quan khác, nên tỉ lệ hấp thụ tại bia khi nguồn và bia trùng nhau là 1φ = , khi nguồn và bia không trùng nhau là 0φ = . Đối với bức xạ xuyên thấu, chỉ một phần năng lượng bức xạ từ cơ quan nguồn được hấp thụ trong cơ quan bia, một phần sẽ thoát ra khỏi cơ thể, nên tỉ lệ hấp thụ sẽ nằm trong khoảng từ 0 đến 1. Hình 1.3. Tính hấp thụ trong mô khác nhau giữa photon và electron, alpha [39] Đối với đồng vị phóng xạ cho trước và cặp nguồn – bia cho trước thì . ( )i i k h i r rφ∆ ←∑ là hằng số, khi đó ta đặt S = . ( )i i k h i r rφ∆ ←∑ , và công thức tính suất liều hấp thụ có thể viết gọn hơn: ( ) . . ( ) . ( )k h h i i k h h k h i D r r A r r A S r rφ← = ∆ ← = ←∑& (1.18) Đa số các trường hợp liều hấp thụ mà một cơ quan bia nhận được là do năng lượng bức xạ từ một số cơ quan nguồn phát tới. Khi có nhiều nguồn h phát bức xạ tới bia ta có công thức tổng quát: ( ) . . ( )k h i i k h h i D r A r rφ= ∆ ←∑ ∑& (1.19) Hay ( ) . ( )k h k h h D r A S r r= ←∑& (1.20) Đây là hai công thức dùng để xác định suất liều hấp thụ tại cơ quan bia kr do năng lượng từ một ._. số cơ quan nguồn chiếu tới khi biết hoạt độ phóng xạ tại nguồn hA và tỉ lệ hấp thụ riêng φ hay hệ số S. Sau khi xác định được suất liều hấp thụ, ta đi thiết lập công thức tính liều hấp thụ. Liều hấp thụ Nếu hoạt độ của nguồn không đổi trong suốt thời gian mà ta quan tâm, liều hấp thụ có thể được tính: D D t= ×& (1.21) Với t là thời gian tình liều. Nếu suất liều có đơn vị là rad/h, thời gian có đơn vị là h, thì liều hấp thụ sẽ có đơn vị là rad. Nếu hoạt độ của nguồn thay đổi, liều hấp thụ sẽ được tính bằng cách lấy tích phân suất liều hấp thụ theo thời gian: 0 ( )D D t dt ∞ = ∫ & (1.22) 0 0 ( ) . ( ). ( ). .h i i k h h i h D A t r r dt A t S dtφ ∞ ∞ = ∆ ← =∑ ∑∫ ∫ (1.23) Thường thì S không thay đổi trong khoảng thời gian quan tâm, nên: 0 ( ).h h D S A t dt ∞ = ∑∫ (1.24) Đồng thời ta có 0 ( ).A A t dt ∞ = ∫% (1.25) Vì tích phân của một đường cong liên tục sẽ bằng diện tích của phần dưới cong, nên hoạt độ tích lũy A%có thể được tính trực tiếp bằng việc đo phần diện tích phía dưới đường cong hoạt độ theo thời gian. Tích phân này cũng có thể được tính xấp xỉ bằng phương pháp hình thang hay bằng một đường cong làm khớp khác. Phương trình liều hấp thụ tại cơ quan bia k do nhận được bức xạ phát ra từ tất cả các cơ quan nguồn h có thể được viết là: ( ) . ( )k h k h h D r A S r r= ←∑ % (1.26) Khi xác định được liều hấp thụ ước lượng cho các cơ quan và liều cần thiết để chẩn đoán hoặc điều trị, ta tính được lượng dược chất phóng xạ (hoạt độ ban đầu AR0R) cần cung cấp sao cho đạt được hiệu quả sử dụng dược chất phóng xạ cao nhất mà vẫn đảm bảo an toàn phóng xạ cho bệnh nhân. Thời gian lưu trú của một đồng vị phóng xạ trong cơ quan nguồn có thể được dùng để thay thế cho hoạt độ tích lũy khi tính liều hấp thụ cho cơ quan bia. 0 hA A τ = % (1.27) Thời gian lưu trú phụ thuộc vào cả phân rã vật lý và phân rã sinh học. Khi sử dụng đại lượng này, công thức tính liều hấp thụ trở thành: 0( ) ( )k k h k h h D r A S r rτ= ←∑ (1.28) Có thể tính liều hấp thụ trên một đơn vị hoạt độ ban đầu cung cấp cho bệnh nhân: 0 . ( )kk h k h h DD S r r A τ= = ←∑ (1.29) Liều tương đương và liều hiệu dụng Liều tương đương H là tích số giữa liều hấp thụ D trong mô và một hệ số đặc trưng cho loại bức xạ đó được gọi là hệ số chất lượng,WRRR : .RH W D= (1.30) Đơn vị của liều tương đương trong hệ SI là Sievert (Sv): ( ) . ( )RH Sv W D Gy= (1.31) Ngoài ra người ta cũng thường dùng đơn vị rem (1Sv = 100rem): (1.32) Liều tương đương được dùng khi khi một cơ quan hay một mô riêng rẽ bị chiếu xạ. Khi chịu cùng một liều tương đương, các cơ quan và mô khác nhau trong cơ thể có thể chịu những mức độ tổn thương khác nhau, do đó độ nhạy bức xạ sẽ khác nhau. Độ nhạy này được đặc trưng bởi một hệ số gọi là trọng số mô, WRTR. Trong trường hợp toàn thân bị chiếu, người ta dùng liều hiệu dụng: .T T T ED W H=∑ (1.33) Liều hiệu dụng và liều tương đương có cùng thứ nguyên với liều hấp thụ nhưng người ta dùng đơn vị Sievert để tránh nhầm lẫn. 12B .3.Nguồn dữ liệu tính liều chiếu trong Từ công thức tổng quát tính liều hấp thụ MIRD, ta thấy liều hấp thụ phụ thuộc vào hai yếu tố: yếu tố động học và yếu tố vật lý. Do đó để tính liều hấp thụ cần xác định đầy đủ hai yếu tố này: ( ) . ( )RH rem W D rad= Yếu tố động học, đây là yếu tố phụ thuộc thời gian, được thể hiện trong đại lượng hoạt độ tích lũy hoặc thời gian lưu trú. Yếu tố này phụ thuộc vào đặc điểm của quá trình tích tụ và phân rã hoạt độ phóng xạ trong vùng nguồn, nghĩa là phụ thuộc vào thời gian bán rã vật lý và thời gian bán hủy sinh học. Yếu tố vật lý, đây là yếu tố độc lập thời gian, thể hiện trong giá trị S. Yếu tố này phụ thuộc vào loại bức xạ và năng lượng bức xạ phát ra; kích cỡ, hình dạng và khoảng cách của vùng nguồn và bia; thành phần cấu tạo của môi trường hấp thụ và môi trường trung gian. 24B1.3.1.Tỉ lệ hấp thụ riêng và giá trị S Để tính tỉ lệ hấp thụ riêng φ hay giá trị S, người ta sử dụng ba kĩ thuật chính: các code vận chuyển Monte Carlo, kĩ thuật tính tổng nhân liều tại một điểm và kĩ thuật xác định giá trị S voxel. Áp dụng các kĩ thuật tính này MIRD đã đưa ra các bảng giá trị cho φ và S (MIRD5 và MIRD11) [32,33] . Tuy nhiên hạn chế của giá trị S là chỉ cho phép tính liều trung bình của một cơ quan bia trên một đơn vị hoạt độ tích lũy của nhân phóng xạ phân bố đồng đều trong một cơ quan nguồn. Khi nguồn không được xem là phân bố đồng đều thì những đánh giá này chỉ gần đúng. Ngoài ra, những giá trị tính toán của S cho ở bảng dữ liệu của MIRD11 [33] là đối với các cơ quan của của một người có khối lượng 70 kg. Đối với trường hợp khối lượng khác thì cần phải có cách tính thích hợp, gọi là kỹ thuật tính theo tỉ lệ (scaling). Kĩ thuật này sẽ được sử dụng trong chương trình OLINDA sẽ trình bày ở chương sau. Khi áp dụng các giá trị S của MIRD, cần chú ý những tính toán này được thiết lập dựa trên một phantom chuẩn đại diện cho một người duy nhất, nên một bệnh nhân cụ thể nào cũng có sự khác biệt ít nhiều so với phantom. Do đó cần có sự hiệu chỉnh để tính liều chính xác hơn. 25B1.3.2.Hoạt độ tích lũy Lựa chọn dữ liệu đầu vào có chất lượng cho mô hình động học của dược chất phóng xạ là rất quan trọng vì nó quyết định đến tính xác của việc tính liều chiếu trong. Dữ liệu nghiên cứu động học thường lấy từ hai nguồn: Những nghiên cứu trên động vật Những nghiên cứu trên con người Để thiết kế và thực hiện tốt một nghiên cứu động học, cần thu thập những dữ liệu chính xác và đầy đủ, đồng thời trình bày dữ liệu theo những đơn vị thích hợp. Dữ liệu cơ bản cần thiết đó là: tỷ lệ hoạt độ ban đầu trong những cơ quan nguồn quan trọng và các mẫu chất bài tiết (phân/nước tiểu). Những dữ liệu này được thu thập từ những nghiên cứu động vật và con người. Trong cả hai nghiên cứu trên cần phải lấy đủ mẫu để đặc trưng cho việc phân phối và tích tụ dược chất phóng xạ trong cơ thể. Nghiên cứu động vật Trong một nghiên cứu động vật, dược chất phóng xạ được đưa vào một số động vật, mà sau đó sẽ chết ở những thời điểm khác nhau, các cơ quan hấp thụ dược chất phóng xạ và được tính hoạt độ (hoặc được ghi hình). Một phương pháp của phép ngoại suy từ dữ liệu động vật ra con người là phương pháp % kg/g của Kirschner và đồng sự [35]. Trong phương pháp này, dữ liệu cần xác định trong các cơ quan bộ phận là % hoạt độ tiêm trong mỗi gam mô, và phải biết khối lượng toàn cơ thể của động vật. Sau đó ngoại suy ra cho con người tương ứng với khối lượng các cơ quan và khối lượng toàn cơ thể con người, như sau: (1.34) Với cq là cơ quan, gRcqR là khối lượng cơ quan tính theo g, kgRtR là khối lượng toàn thân tính theo kg, v ứng với động vật , n ứng với con người [35]. Nghiên cứu con người Trong các nghiên cứu con người, dữ liệu được thu thập từ thiết bị ghi hình định lượng như Gamma Camera, PET, SPECT sử dụng trong YHHN. Ngay khi cung cấp dược chất phóng xạ vào cơ thể phải thực hiện đo lường hoạt độ trong vùng nguồn máy ghi đo. Kết quả thu được của đường cong hoạt độ đối với mỗi vùng nguồn có thể được phân tích bằng những kĩ thuật khác nhau để xác định hoạt độ tích lũy hay thời gian lưu trú của dược chất phóng xạ ở vùng nguồn. Quá trình này ngoài việc sử dụng các thiết bị ghi đo còn phải kết hợp với một số phương pháp để tính hoạt độ tích lũy. % %( ) cqt cq t nnv g x kg x g kg cq        =               31B .3.2.1.Các thiết bị ghi đo Các thiết bị ghi đo sử dụng trong YHHN gồm các thiết bị ghi hình và không ghi hình, các thiết bị này nhằm cung cấp dữ liệu hoạt độ trong vùng nguồn và hình ảnh phân bố của vùng nguồn, tùy mục đích sử dụng để lựa chọn máy ghi đo phù hợp. Các máy đo không ghi hình như buồng ion hóa, ống đếm Geiger – Muller, detector nhấp nháy NaI. Các máy ghi hình định lượng như máy ghi hình nhấp nháy Gamma Camera, máy ghi hình cắt lớp phát xạ đơn photon SPECT, máy ghi hình cắt lớp phát xạ positron PET [7,40,28]. Sau đây chúng ta tìm hiểu một số kĩ thuật ghi hình định lượng: Ghi hình nhấp nháy Gamma Camera: là phương pháp ghi hình phẳng thông thường nhất dùng để định lượng hoạt độ phóng xạ là ghi hình ở hai phía đối diện nhau kết hợp với dữ liệu truyền qua đối tượng và một hệ số chuẩn hệ thống. Phương pháp này chính xác nhất đối với sự phân bố DCPX trong một vùng hoặc trong những vùng phân biệt, không chồng lên nhau. Để xác định hoạt độ tuyệt đối cần phải xác định những vùng quan tâm tương ứng của các vùng nguồn và phải phân biệt chúng với những vùng lân cận hoặc hoạt độ phông. Ghi hình cắt lớp phát xạ đơn photon SPECT: trong ghi ảnh phẳng, hoạt độ tích lũy ở những vùng nằm sau hay những vùng nằm trước vùng quan tâm cũng như sự phân bố không đồng nhất của phông nền có thể ảnh hưởng đến độ chính xác của kết quả đo. Phép ghi hình cắt lớp SPECT cho phép khắc phục nhược điểm này. Kĩ thuật ghi ảnh SPECT có thể xác định độ tập trung hoạt độ ở các vùng khác nhau trong cơ thể. Mặc dù có một vài nguyên nhân làm cho độ chính xác bị hạn chế, nhưng nói chung kĩ thuật SPECT là ưu việt hơn so với việc ghi cặp ảnh phẳng trong việc phân biệt hoạt độ trong vùng nguồn và trong các vùng lân cận. Ghi hình cắt lớp phát xạ positron PET: định lượng thường chính xác hơn SPECT, chủ yếu là do có thể hiệu chỉnh suy giảm dễ hơn. PET còn được dùng để đo hoạt độ của những nguồn phát positron, nhằm mô phỏng những nhân phóng xạ khác có số nguyên tử cùng loại để phục vụ cho việc đánh giá liều với giả định rằng các đồng vị thì có cùng hoạt động sinh động học. 32B1.3.2.2.Phương pháp tính hoạt độ tích lũy Phải thu thập một hệ các phép đo đặc trưng cho quá trình tích tụ và bài tiết. sau đó phân tích các phép đo này để xây dựng một mô hình động học khả thi – dùng để ước lượng hoạt độ tích lũy à cho từng khu vực nguồn quan trọng. Các phương pháp phân tích để xác định à như [35]: Tích phân trực tiếp Có thể lấy tích phân trực tiếp những giá trị đo lường hoạt độ thực bằng một số phương pháp, nó không cho nhiều thông tin nhưng cho phép tính τ dễ dàng hơn. Phương pháp thông thường được sử dụng đó là phương pháp hình thang. Phân tích bình phương tối thiểu Đường cong đặc trưng cho dữ liệu được biểu diễn bằng các biểu thức toán học mà có thể được lấy tích phân trực tiếp. Cách tiếp cận phổ biến nhất là biểu diễn một tập các dữ liệu bằng các số hạng mũ, các số hạng mũ này có thể dễ dàng lấy tích phân. Nói chung, phương pháp tiếp cận này là để giảm thiểu tổng khoảng cách giữa các điểm dữ liệu bằng các đường cong đã được làm khớp. Đường cong này sẽ có dạng: tctbta CeBeAetA −−− ++=)( (1.35) Lấy tích phân biểu thức trên với cận từ không đến vô cùng, ta được hoạt độ tích lũy: (1.36) Mô hình buồng [8,29,35] Để tìm hiểu đặc điểm và hoạt động của một cơ thể sống, có thể mô tả cơ thể như một nhóm các buồng liên kết với nhau qua hệ số tốc độ chuyển hóa. Tính à của mỗi buồng là đi giải một hệ phương trình vi phân mô tả sự chuyển hóa của chất đánh dấu giữa các buồng và sự đào thải của nó khỏi cơ thể. c C b B a AdttA ++=∫ ∞ 0 )( Đường cong hoạt độ theo thời gian là tổng của các số hạng mũ, nhưng không thu được bằng phương pháp bình phương tối thiểu ứng với mỗi buồng mà bằng cách thay đổi hệ số tốc độ chuyển hóa giữa các buồng cho đến khi dữ liệu khớp với mô hình. Một mô hình buồng bao gồm một số buồng giới hạn ứng với tốc độ chuyển hóa vật chất giữa các buồng. Hình sau là một mô hình buồng cụ thể gồm 4 buồng, mỗi buồng được đại diện bằng một hình tròn. Sự chuyển hóa của vật chất giữa các buồng được biểu diễn bằng mũi tên, có thể hai buồng trao đổi qua lại với nhau như buồng 1 và buồng 2, hay buồng 2 và buồng 3; cũng có thể các buồng trao đổi một chiều với nhau như giữa buồng 1 và buồng 3, hay buồng 3 và buồng 4; buồng 1 với môi trường bên ngoài. Hình 1.4. Mô hình buồng gồm các buồng khác nhau, mỗi buồng được đại diện bằng một hình tròn [29] Mô hình buồng được mô tả bằng một hệ các phương trình vi phân. Mỗi phương trình mô tả tốc độ chuyển hóa của các hạt trong một buồng, nó là một hàm theo thời gian. Chẳng hạn với mô hình buồng đang xét, ta có một hệ phương trình vi phân: 1 01 1 21 1 12 2 13 3. . . . df f f f f dt λ λ λ λ= − − + + (1.37) λ43 λ23 λ32 λ01 λ13 λ12 λ21 ∗ 1 2 3 4 2 21 1 12 2 32 2 23 3. . . . df f f f f dt λ λ λ λ= + − − + (1.38) 3 32 2 13 3 23 3 43 3. . . . df f f f f dt λ λ λ λ= + − − − (1.39) 4 43 3. df f dt λ= + (1.40) Trong đó: fRi R(i= 1, 2, 3,…) đặc trưng cho lượng chất đánh dấu trong buồng thứ i, nó là hàm theo thời gian fRiR(t), thường được xem là tỉ lệ của lượng chất đánh dấu ban đầu. λRijR là hệ số tỉ lệ đặc trưng cho tốc độ chuyển hóa, nó là tỉ lệ chất đánh dấu được chuyển hóa từ buồng thứ i sang buồng thứ j trong một đơn vị thời gian, có đơn vị là sP-1P. λR0jR là hệ số tỉ lệ đặc trưng cho tốc độ chuyển hóa bên ngoài mô hình. Như vậy λRijR.fRiR đặc trưng cho lượng chất đánh dấu được chuyển từ buồng thứ j sang buồng thứ i tại thời điểm t. Từ trường hợp trên, có thể đưa ra một phương trình tổng quát: (1.41) (i = 1, 2, 3…, n) Hệ phương trình vi phân trên phụ thuộc vào điều kiện ban đầu f RiR(0), là lượng chất đánh dấu trong mỗi buồng tại thời điểm ban đầu đặc trưng cho động học của chất đánh dấu trong mô hình. Ví dụ trên ứng với điều kiện ban đầu fR1R(0)=1, fR2R(0)=0, fR3R(0)=0, fR4R(0)=0. Giải hệ phương trình vi phân trên ta được fR1R(t), fR2R(t), …, fRnR(t), các đại lượng này là hàm phụ thuộc thời gian, xác định lượng chất đánh dấu trong mỗi buồng. Giả sử quá trình động học giữa các buồng là tuyến tính, nghĩa là lượng chất đánh dấu di chuyển ra ngoài buồng bằng một phần không đổi chất đánh dấu chứa trong buồng đó. Giải hệ phương trình vi phân trên tìm được fRiR(t) là hàm gồm n số hạng mũ: i1 1 i2 2 1 2. . ... . . ...i i i i i df f f f f dt λ λ λ λ= + + − − − 1 ( ) j n t i ij j f t f eλ = = ∑ (1.42) Với λRjR là hằng số phân rã sinh học và fRijR là hệ số hằng số. Nếu là chất đánh dấu nhân phóng xạ, hệ phương trình vi phân trên có thể được viết theo số hạng hoạt độ bằng cách thêm vào yếu tố phân rã vật lý. Khi đó ta thu được phương trình: ( ) ( ). ti if t f t e λ∗ −= (1.43) Với λ là hằng số phân rã vật lý. Phương trình trên được sử dụng để tính hoạt độ tích lũy * i 1 2f (t ,t )% trong buồng thứ i bằng cách lấy tích phân hàm số trên theo t, cận từ tR1R đến tR2R, nếu cận từ 0 đến ∞ ta có: 0 0 (0, ) ( ). ( ). .ti i if f t dt f t e dt λ ∞ ∞ ∗ ∗ −∞ = =∫ ∫% (1.44) Trong chương này chúng ta đã tìm hiểu về nguyên lý đánh dấu phóng xạ và phương pháp MIRD tính liều chiếu trong trong Y học hạt nhân với các kĩ thuật và phương pháp xác định tỉ lệ hấp thụ, giá trị S cũng như hoạt độ tích lũy. Một công cụ khá hữu hiệu để tính liều chiếu trong dựa trên phương MIRD, đó là phần mềm OLINDA/EXM. Sau đây luận văn sẽ tìm hiểu về phần mềm này. 5BCHƯƠNG 2: PHẦN MỀM OLINDA/EXM TÍNH LIỀU CHIẾU TRONG TRONG Y HỌC HẠT NHÂN [35,36] Có một số phần mềm đã được phát triển để tính liều chiếu trong. Trước đây phần mềm được sử dụng rộng rãi nhất là MIRDOSE, nhưng hiện nay phần mềm này đã không được lưu hành nữa do một số hạn chế và đã được thay thế bởi phần mềm OLINDA (đánh giá liều chiếu trong ở mức cơ quan – Organ Level Internal Dose Assessment) của đại học Vanderbilt. 13B2.1.Giới thiệu chung OLINDA 1.0 là phần mềm tính liều chiếu trong trong YHHN, viết bằng ngôn ngữ lập trình Java phát triển từ phần mềm tính liều MIRDOSE. Nhiều tính năng của MIRDOSE được viết lại trong code này và đồng thời thêm vào một số tính năng quan trọng như: Một số mô hình mới về các cơ quan như tuyến tiền liệt, khoang phúc mạc, đầu/não và thận. Mô hình xương và tủy được phát triển để điều trị chính xác hơn cho vùng năng lượng electron thấp. Nhiều nuclide hơn so với MIRDOSE, khoảng trên 800 so với 240 có sẵn trong MIRDOSE, vì thế mô hình liều phát anpha được thêm vào. Chức năng hiệu chỉnh hàm mũ phức tạp để người sử dụng hiệu chỉnh dữ liệu sinh - động học cũng được thêm vào. Chức năng hiệu chỉnh khối lượng cơ quan và trọng số bức xạ cũng được bổ sung. Nếu khối lượng một cơ quan thay đổi, đóng góp của hạt anpha, bêta và electron cấu thành liều sẽ tỷ lệ tuyến tính với khối lượng cơ quan, còn photon tỷ lệ với căn bậc ba của khối lượng cơ quan. OLINDA sử dụng để tính liều chiếu trong trong YHHN, dùng các phantom cho phép tính liều cho các cá nhân trong các độ tuổi khác nhau, với các kích cỡ khác nhau, đồng thời cho cả phụ nữ ở những giai đoạn khác nhau của thai kì. Ngoài ra OLINDA còn tính các giá trị DF – giống như giá trị S trong MIRD cho tất cả các nguồn bia ứng với phantom và nuclide được chọn, để người sử dụng có thể thực hiện các tính toán khác hay kiểm tra các tính toán mà OLINDA thực hiện. Chương trình này không có thư viện dữ liệu động học cho được chất phóng xạ trong YHHN. Người sử dụng phải tính toán những giá trị hoặc dò tìm trong sách, tài liệu. Những hạn chế của code OLINDA/EXM Để liều ước lượng tính bằng OLINDA chính xác thì dữ liệu động học phải được nghiên cứu cẩn thận, chính xác trước khi sử dụng trong y học và các mục đích khác. Một số giả định quan trọng và hạn chế của OLINDA: Chất phóng xạ con không liên quan đến chất phóng xạ mẹ trong bất cứ dữ liệu phân rã nào, nghĩa là liều ước lượng cho một nhân phóng xạ không bao gồm nhân con. Sự đóng góp của nhân con vào tổng liều phải được tính riêng. Liều ước lượng tính từ code này không được sử dụng để đánh giá rủi ro cho một bệnh nhân riêng biệt mà được áp dụng cho phantom chuẩn đại diện cho người Châu Âu – Châu Mĩ. Trong mô hình cầu, sự nội suy tuyến tính giữa các khối lượng hình cầu nhưng không liên quan đến kích thước của chúng, do đó có thể không đưa ra một kết quả chính xác cho những kích thước hình cầu trung gian. 14B2.2.Sử dụng chương trình OLINDA Sử dụng code OLINDA để tính liều, thực hiện các bước sau: Chọn một đồng vị phóng xạ Chọn một hay nhiều phantom Nhập một tập các giá trị số phân rã (trên môt đơn vị hoạt độ ban đầu) để tính liều ước lượng. Để tránh nhầm lẫn trong quá trình nhập dữ liệu, đầu vào của OLINDA được chia làm ba form riêng: Một form chọn đồng vị phóng xạ Một form để chọn mô hình Một form để nhập dữ liệu động học Để nhập một tập các dữ liệu động học, sử dụng form thứ tư. Ngoài ra OLINDA còn có chức năng ‘Help’ đưa ra những chỉ dẫn ngắn gọn cho việc sử dụng. Nếu người sử dụng cẩu thả trong quá trình nhập dữ liệu, chương trình sẽ ngừng hoạt động và thông báo cho người sử dụng biết dữ liệu đang bị lỗi hoặc cần nhập thêm thông tin bị thiếu nào. Hai trường hợp chương trình sẽ dừng hoạt động và yêu cầu người sử dụng kiểm tra lại dữ liệu khả nghi đã nhập vào: Trường hợp 1: Nếu thời gian lưu trú nhập vào vượt quá 1,443.TRpR, người sử dụng sẽ được thông báo nên tiếp tục chạy chương trình hay dừng. Nếu hợp lệ, nghĩa là tổng thời gian lưu trú có thể lớn hơn giá trị 1,443.TRpR đơn giản là do lỗi làm tròn, thì chương trình sẽ tiếp tục nếu người sử dụng muốn. Trường hợp 2: Nếu tổng tỷ lệ của hoạt độ ban đầu đi qua đường tiêu hóa và đường tiết niệu vượt quá 1,0. Ví dụ, khi sử dụng mô hình đường tiêu hóa, nhập tỉ lệ hoạt độ 1,0 vào dạ dày và tỉ lệ hấp thụ từ ruột non vào máu là 0,4, tỉ lệ hoạt độ 0,6 sẽ tiếp tục đi qua đường tiêu hóa, nếu nhập tỉ lệ hoạt độ lớn hơn 0,4 vào mô hình bàng quang (chỉ có tỉ lệ hoạt độ nhỏ hơn 0,4 trong máu sẽ được bài tiết qua bàng quang), thì người sử dụng sẽ được cảnh báo để kiểm tra lại dữ liệu. Sau khi dữ liệu đầu vào thích hợp được chọn, ấn nút DOSEs để tính liều, hoặc DFs để tính các giá trị DF. Liều ước lượng trong hệ SI và các đơn vị khác được cho dưới dạng bảng, bao gồm sự đóng góp liều của hạt anpha, bêta, electron, photon cho tất cả các cơ quan bia. Đồng thời hiển thị đóng góp của các cơ quan bia đến liều hiệu dụng ED và liều hiệu dụng tương đương EDE. Những dữ liệu động học nhập vào cũng được hiển thị. 15B2.3. Các tính năng của OLINDA Giao diện chính Input Form Tabs – thay đổi giữa các form Nuclide Input – chọn nuclide Models Input – chọn một hay nhiều mô hình Kinetics Input – định thông số động học cho cơ quan nguồn Help Form – gọi trợ giúp về chức năng của Olinda Main Info Box - hướng dẫn chung, hiển thị tên nuclide and mô hình được chọn Calculate Doses: sau khi chọn nuclide, mô hình và nhập dữ liệu động học, bấm vào đây để tính liều ước lượng DFs: sau khi chọn nuclide, mô hình, bấm nút này để thu được bảng giá trị DF Save Case: bất cứ lúc nào cũng có thể lưu dữ liệu đầu vào để sau đó có thể sửa đổi và tái sử dụng Retrieve Case: lấy lại các file đã lưu About OLINDA: mô tả ngắn gọn phần mềm và nguồn gốc của cái tên Olinda OLINDA Literature : danh sách các tài liệu mô tả kĩ thuật của code Olinda Exit: thoát khỏi chương trình Hình 2.1. Giao diện chính của chương trình OLINDA Form chọn nuclide Hình 2.2. Form chọn nuclide Click vào một nguyên tố muốn chọn trong danh sách Click vào một đồng vị muốn chọn trong danh sách Form chọn mô hình Hình 2.3. Form chọn mô hình Whole Body Phantoms – dùng với nuclide được chọn, và dữ liệu động từ Kinetics Input Form. Có thể chọn một hoặc nhiều phantom Special Organ Phantoms – dùng với nuclide được chọn, sẽ cho kết quả trực tiếp, với đầu vào riêng của dữ liệu động học chỉ ứng với mô hình được chọn. Bấm nút này, một hộp thoại mới sẽ xuất hiện. Ví dụ này cho mô hình tuyến tiền liệt, những form đầu vào khác tương tự. Nuclide được biết rồi, chỉ nhập số phân rã cho tuyến tiền liệt và bấm nút tính liều. Chú ý, trong ví dụ này nhập số phân rã/A0, sẽ cho kết quả tính DF, theo đơn vị mGy/MBq Form nhập dữ liệu động học Hình 2.4. Form nhập dữ liệu động học General Information Box – một số chú thích ngắn gọn Number of Disintegrations in the Organs – số phân rã trong mỗi cơ quan nguồn được nhập vào bằng tay, hoặc tính bằng chương trình, từ module ‘Fit data to Model’, ‘ICRP GI Model’, hay ‘Voiding Bladder Model’ Get setup file – gọi lại file .stp đã lưu trước đó Voiding Bladder Model – gọi mô hình bàng quang động học. ICRP GI Model – gọi mô hình ICRP GI Fractions and Half-times – Xác định số phân rã cho một cơ quan bằng cách chỉ rõ tỷ lệ hoạt độ ban đầu và thời gian bán rã sinh học hoặc thời gian bán rã hiệu dụng. Fit data to Model – gọi code EXM để hiệu chỉnh dữ liệu sinh - động học Show me some examples – mở một cửa sổ hiển thị một số ví dụ tính số phân rã Kết quả tính liều Hình 2.5. Giao diện kết quả tính liều. Bảng kết quả – liều ước lượng cơ quan và liều hiệu dụng. Dữ liệu mô hình đầu vào và những giả định cũng hiển thị. Thoát Có thể hiệu chỉnh khối lượng cơ quan và trọng số bức xạ. Nếu chọn nhiều hơn một phantom thì xem kết quả từng phantom bằng cách bấm Next hay Previous phantom . Phân phối của các cơ quan nguồn tới tổng liều của các cơ quan bia được hiển thị ở cửa sổ này. Trở lại Main Input Form. Dữ liệu đã nhập trước đó vẫn được ghi nhớ. Có thể nhân kết quả tính liều theo mSv/MBq, với hoạt độ ban đầu theo MBq, sẽ được mSv/hoạt độ ban đầu cho một nghiên cứu, giá trị tính theo rem/mCi cũng được nhân. Chuyển đổi từ mCi sang MBq Hiệu chỉnh dữ liệu đầu vào Hình 2.6. Giao diện hiệu chỉnh dữ liệu đầu vào. Người sử dụng có thể nhập giá trị hiệu chỉnh khối lượng cơ quan hoặc trọng số bức xạ. Nút này cho phép tất cả các cơ quan trong phantom bằng một giá trị xác định. Giá trị này được nhập vào ô trống kế bên. Khối lượng tất cả các cơ quan được đưa về mặc định. Quay trở lại Doses Output Form. Nếu chọn nhiều hơn một phantom, chọn Next hay Previous phantom để hiệu chỉnh lần lượt. Kết quả DF Hình 2.7. Giao diện kết quả tính giá trị DF 16B2.4. Phương pháp tính liều trong OLINDA Phương trình tính liều hấp thụ trong cơ quan bia có dạng: Nếu chọn nhiều hơn một phantom, chọn Next hay Previous phantom để xem kết quả. Quay trở lại Main Input Form. Dữ liệu đã nhập trước đó vẫn được ghi nhớ. Thoát ~ ii i i k A n E D = m ϕ∑ (2.1) D = liều hấp thụ trong một cơ quan bia (rad hoặc Gy) à = hoạt độ tích lũy (tổng của tất cả quá trình biến đổi hạt nhân) trong cơ quan nguồn (µCi-hr hoặc MBq-s) n = số bức xạ phát ra với năng lượng E trong quá trình biến đổi hạt nhân E = năng lượng ứng với mỗi bức xạ (MeV) ϕ = tỷ lệ hấp thụ (tỷ lệ năng lượng bức xạ được hấp thụ trong cơ quan bia) m = khối lượng của vùng bia (g hoặc kg) k = hệ số tỷ lệ (rad-g/µCi-hr-MeV hoặc Gy-kg/MBq-sec-MeV) Một ví dụ về tính hệ số tỷ lệ k, với liều theo rad, hoạt độ theo µCi, khối lượng đơn vị g, và năng lượng theo MeV: (2.2) Liều chiếu trong có thể được tính bằng phương trình đơn giản sau: (2.3) Với N là số hạt nhân biến đổi ở cơ quan nguồn, và DF là hệ số liều. Hệ số liều DF chứa các thành phần khác nhau được chỉ ra trong công thức tính S và SEE (xem phần dưới), nó phụ thuộc vào sự kết hợp giữa dữ liệu phân rã với tỷ lệ hấp thụ AF, bắt nguồn từ việc sử dụng phương pháp mô phỏng Monte Carlo cho quá trình lưu thông của chất phóng xạ trong các mô hình của cơ thể và các cấu trúc bên trong của nó (cơ quan, khối u, vv…): 4 63,7 10 3600 1,6 10 2,13 100 x s x erg g radk s Ci h MeV ergµ − − = = − DFND ×= i i i i k n E DF m ϕ = ∑ (2.4) Các thành phần trong công thức tính liều chiếu trong được nghiên cứu cẩn thận, chúng có thể được quy về phương trình tổng quát trên.Ví dụ, phương trình tính được đưa ra bởi Ủy ban MIRD thuộc hội Y học hạt nhân: (2.5) Với à là được xác định như trên, τ là thời gian lưu trú (= Ã/AR0R), hoạt độ tích lũy chia cho hoạt độ ban đầu cung cấp cho bệnh nhân (AR0R), và S xác định bởi phương trình: (2.6) Hàm hoạt độ theo thời gian thường được cho dưới dạng một hay nhiều hàm mũ. Hàm này có thể chỉ mô tả quá trình giảm sinh học của vật chất (ứng với thời gian bán rã sinh học) hoặc mô tả cả quá trình giảm sinh học và phân rã vật lý (ứng với thời gian bán rã hiệu dụng). Mối quan hệ giữa thời gian bán rã sinh học TRb R,thời gian bán rã vật lý TRpR, với thời gian bán rã hiệu dụng TReR trong công thức 1.9. Đối với một hợp chất mà hoạt độ được mô tả bởi một số hạng mũ thì hoạt độ tích lũy được xác định như sau: (2.7) Với : f = tỷ lệ hoạt độ ban đầu được hấp thụ i i i i k n E S m ϕ = ∑ . ,e o- to o e e0 0 f AA = A(t) dt = f dt = = 1 443 f TeA Aλ λ ∞ ∞ ∫ ∫% SτASAD 0 ~ ⋅⋅=⋅= AR0R = hoạt độ ban đầu (µCi) TReR = thời gian bán rã hiệu dụng (h) à = hoạt độ tích lũy (µCi-h) Nếu hoạt độ được mô tả bởi nhiều số hạng mũ, chúng ta sẽ có sự lặp lại của biểu thức này, với những giá trị khác nhau của f và TReR cho mỗi số hạng. Theo ICRP với hệ thống an toàn bức xạ cho người thực hiện (ICRP 1979), phương trình tính liều là: (2.8) Ở đây, H là liều tương đương (liều hấp thụ D nhân với trọng số bức w RRR, trước đây được gọi là hệ số chất lượng Q), URSR là số biến đổi hạt nhân xảy ra tại cơ quan nguồn, và SEE là: (2.9) Trong nhiều tài liệu ICRP, một số hạng có thể được gọi bằng nhiều tên khác nhau, ví dụ AF ứng với ϕ, f ứng với n, nhưng tất cả các khái niệm này là hoàn toàn giống nhau. Như đã viết, các phương trình trên chỉ tính liều cho một khu vực nguồn tới một khu vực bia, nhưng có thể được tổng quát hóa cho nhiều khu vực nguồn và bia. Vì N tương ứng với à và URSR, và hệ số DF tương ứng với S và SEE, nên phương trình tính liều theo MIRD và ICRP có thể được điều chỉnh bằng phương trình D = N x DF, những số hạng này sẽ dễ hiểu hơn cho người sử dụng. Khái niệm MIRD về “thời gian lưu trú” thường gây nhầm lẫn, bởi vì đơn vị của nó là thời gian (mặc dù nó thể hiện số hạt nhân biến đổi trong khu vực nguồn) đồng thời nó còn được sử dụng để miêu tả “thời gian sống trung bình” của nguyên tử trong ứng dụng sinh học và kỹ thuật. Dữ liệu phân rã ii i i R i k n E w SEE m ϕ = ∑ SEEUH S ⋅= Dữ liệu phân rã sử dụng trong OLINDA được lấy từ trang web RADAR (3TUwww.doseinfo-radar.comU3T). OLINDA bao gồm 8 loại bức xạ: (1) Tia gamma (2) Tia X (3) Photon (4) Beta + (5) Beta – (6) Electron biến hoán (7) Electron Auger (8) Hạt anpha Chất phóng xạ con không liên quan đến chất phóng xạ mẹ trong bất cứ dữ liệu phân rã nào, người sử dụng OLINDA phải đảm bảo rằng sự đóng góp của chất phóng con vào tổng liều phải được tính riêng. Thời gian bán rã của được chất phóng xạ sẽ được hiện thị ở đầu ra của chương trình để người sử dụng tiện kiểm tra, theo dõi. Mô hình đường tiêu hóa ICRP 30 GI Hình 2.8. Giao diện mô hình đường tiêu hóa ICRP 30 GI Chọn một trong hai nút này để chỉ ra dược chất đưa vào dạ dày hay ruột non Nhập tỷ lệ hoạt độ đưa vào. Nếu chọn dạ dày, cũng nhập tỷ lệ hấp thụ bởi ruột non Đóng cửa sổ và chuyển dữ liệu đến Kinetics Input Form. Mô hình đường tiêu hóa ICRP 30 GI (ICRP 1979) gồm bốn phân đoạn khác nhau của đường tiêu hóa (GI): dạ dày, ruột non, manh tràng và trực tràng. Tốc độ chuyển hóa giữa các phân đoạn này đã được chuẩn hóa, người sử dụng chỉ cần chọn liệu dược chất phóng xạ vào đường tiêu hóa tại dạ dày hay ruột non. Nếu dạ dày được chọn thì tỷ lệ hoạt độ được hấp thụ từ ruột non vào máu, và chương trình này sẽ tính thời gian lưu trú trong các phân đoạn của đường tiêu hóa. Hiệu chỉnh mô hình đường tiêu hóa cho trẻ em Việc áp dụng mô hình ICRP 30 GI với các thông số động học cho trẻ em không phù hợp vì tốc độ chuyển hóa các chất trong đường tiêu hóa của trẻ em nhanh hơn đáng kể so với người lớn. Tốc độ chuyển hóa trong các phân đoạn khác nhau của đường GI có một đặc tính không tốt đó là hàm phụ thuộc tuổi tác. Các thông tin thu thập từ các bác sĩ nhi khoa về tổng thời gian chuyển hó._.t non 7,83 E-05 6,84 E-05 6,55 E-03 Dạ dày 1,77 E-03 1,55 E-03 1,48 E-03 Manh tràng 7,64 E-05 6,67 E-05 6,38 E-03 Tim Thận 1,39 E-04 1,28 E-04 1,38 E-03 Gan 1,23 E-03 1,11 E-03 9,63 E-04 Phổi 1,70 E-03 1,12 E-03 1,26 E-03 Cơ 6,44 E-05 5,59 E-05 5,34 E-05 Buồng trứng 2,99 E-03 2,57 E-03 2,82 E-03 Tuyến tụy 9,22 E-05 8,63 E-05 1,16 E-04 Tủy đỏ 1,70 E-03 1,70 E-03 1,61 E-03 Tế bào xương 2,45 E-04 1,92 E-04 1,79 E-04 Da 1,00 E-04 8,66 E-05 8,25 E-05 Lá lách 9,51 E-05 9,13 E-05 8,76 E-05 Tinh hoàn Tuyến ức 8,90 E-05 4,97 E-05 5,48 E-05 Tuyến giáp 4,87 E-04 5,77 E-04 5,41 E-04 Bàng quang 4,70 E-03 4,53 E-03 4,46 E-03 Tử cung 7,93 E-05 7,02 E-05 6,47 E-05 ED (mSv/MBq) 1,86 E-02 1,65 E-02 1,64 E-02 EDE (mSv/MBq) 2,48 E-02 2,15 E-02 2,23 E-02 Ghi chú: E-0x ≡ 10P-xP, ví dụ 2,5 E-02 ≡ 2,5×10P-2 18 PF – FDG , TRpR=1,83h Nhận xét Do sự chênh lệch khối lượng cơ thể và đa số cơ quan của người Nhật Bản và Châu Âu, Châu Mĩ không đáng kể nên trong các kết quả tính liều giữa hai đối tượng này gần giống nhau, chẳng hạn liều hiệu dụng tương đương đối với người Nhật là 2,15.10P-2P mSv/MBq và đối với người Châu Âu là 2,23.10P-2P mSv/MBq, còn liều hiệu dụng có giá trị xấp xỉ nhau 1,65.10P-2P mSv/MBq và 1,64.10P-2P mSv/MBq. Chỉ có một số cơ quan khối lượng chênh lệch đáng kể thì liều hấp thụ tương ứng trong các cơ quan này cũng có sự khác nhau giữa hai đối tượng, cụ thể là tuyến tụy, lá lách, tuyến ức, tim, gan, phổi. Tuyến tụy là cơ quan có liều hấp thụ khác biệt lớn nhất giữa hai đối tượng, đối với người Nhật là 1,73.10P-2P mGy/MBq, còn đối với người Châu Âu là 2,33.10P-2P mGy/MBq, lớn hơn người Nhật 25,8%. Kế tiếp là lá lách, liều hấp thụ trong cơ quan này đối với người Nhật lớn hơn 24,9% so với người Châu Âu. Trong khi đó liều hấp thụ trong phổi, gan, tim, tuyến ức của người Châu Âu lớn hơn người Nhật lần lượt là 11,4%, 13,4%, 15,1% và 15,4%. Liều hấp thụ đối với người Việt Nam lớn hơn so với người Nhật Bản và Châu Âu – Châu Mĩ do khối lượng cơ thể và các cơ quan nhỏ hơn. Liều hiệu dụng cho người Việt Nam là 1,86.10P-2P mSv/MBq, lớn hơn khoảng 12% so với người Nhật Bản và Châu Âu. Tim, gan, phổi, tuyến ức là các cơ quan có liều hấp thụ cao hơn rất nhiều so với người Nhật Bản và Châu Âu, lớn hơn liều tương ứng với người Châu Âu lần lượt là 16,7%, 21,5%, 26,1%, 33,5%. Và sự khác biệt liều của tuyến ức lên đến 43,9% so với người Nhật. Tuy nhiên cũng có vài cơ quan nhận liều thấp hơn vì khối lượng của chúng lớn hơn, đó là tuyến giáp và tuyến tụy. Đối với tuyến tụy, liều mà cơ quan này của người Việt Nam nhận được nhỏ hơn người Châu Âu 21%. Còn đối với tuyến giáp thì liều hấp thụ nhỏ hơn 17% so với người Nhật và 11,6% so với người Châu Âu. Sau đây, luận văn sẽ tiếp tục đi tính liều cho đối tượng người Việt Nam từ nguồn dữ liệu động học của Ủy Ban An Toàn Phóng Xạ Quốc Tế ICRP để có những đánh giá sát thực nhất trong việc tính liều bằng OLINDA với chức năng hiệu chỉnh khối lượng so với mô hình chuẩn. 30B .3.3.Tính liều từ dữ liệu động học của ICRP ICRP số 106 (2007) đã đưa ra dữ liệu động học của FDG khi được tiêm vào cơ thể người. Bảng 3.14. Dữ liệu động học của FDG từ ICRP 106 [20]. Cơ quan f TRbR(h) 0A A (% Não 0,08 ∞ 0,21 Tim 0,04 ∞ 0,11 Phổi 0,03 ∞ 0,08 Gan 0,05 ∞ 0,13 Các cơ quan và mô khác 0,06 0,18 0,56 0,20 1,5 ∞ 1,70 0,80 Bàng quang 0,24 Người trưởng thành, 15 tuổi, 10 tuổi 0,26 5 tuổi 0,23 1 tuổi 0,16 Những dữ liệu này xác nhận các kết quả trong ICRP số 53 [17], với tỷ lệ hấp thụ 0,04 trong tim, trong khi tỷ lệ hấp thụ trong não lớn hơn gấp đôi tỷ lệ hấp thụ trong tim, với giá trị là 0,08 ( ICRP số 53[17] cho kết quả 0,06, và của Mejia là 0,07 [24]). Ngoài ra, có sự hấp thụ đáng kể FDG trong phổi và gan. Các cơ quan và mô khác tỷ lệ hấp thụ chiếm 0,80. Trong đó 0,3 hoạt độ của các cơ quan và mô khác bài tiết qua đường nước tiểu với thời gian bán rã sinh học 12 phút (0,2h) chiếm 25% và 1,5h chiếm 75% [20]. Từ những dữ liệu sinh – động học này, kết hợp với phần mềm OLINDA với chức năng hiệu chỉnh khối lượng cho phép tính liều hấp thụ trong các cơ quan cho người Việt Nam. Ngoài ra nó còn cho kết quả về tỉ lệ đóng góp vào tổng liều của của cơ quan nguồn tới cơ quan bia (có thể xem ở bảng PL.4 và PL.5). Bảng 3.15. Liều ước lượng FDG cho người trưởng thành Việt Nam tính bởi OLINDA Liều tương đương trên một đơn vị hoạt độ ban đầu (mGy/MBq) Cơ quan bia Beta Phot on Tổng EDE ED Tuyến thượng thận 3,97 E-03 9,21 E-03 1,32 E-02 0,00 E-00 6,59 E-05 Não 2,22 1,70 3,92 2,35 1,96 E-02 E-02 E-02 E-03 E-04 Vú 3,97 E-03 6,34 E-03 1,03 E-02 1,55 E-03 5,16 E-04 Túi mật 3,97 E-03 1,07 E-02 1,47 E-02 0,00 E-00 0,00 E-00 Trực tràng 3,97 E-03 1,17 E-02 1,57 E-02 0,00 E-00 1,88 E-03 Ruột non 3,97 E-03 9,80 E-03 1,38 E-02 0,00 E-00 6,88 E-05 Dạ dày 3,97 E-03 8,67 E-03 1,26 E-02 0,00 E-00 1,52 E-03 Manh tràng 3,97 E-03 9,38 E-03 1,33 E-02 0,00 E-00 6,67 E-05 Tim 5,93 E-02 2,16 E-02 8,09 E-02 4,86 E-03 0,00 E-00 Thận 3,97 E-03 7,09 E-03 1,11 E-02 0,00 E-00 5,53 E-05 Gan 1,28 E-02 1,34 E-02 2,62 E-02 1,57 E-03 1,31 E-03 Phổi 1,64 E-02 1,07 E-02 2,71 E-02 3,25 E-03 3,25 E-03 Cơ 3,97 7,50 1,15 0,00 5,74 E-03 E-03 E-02 E-00 E-05 Buồng trứng 3,97 E-03 1,01 E-02 1,40 E-02 3,50 E-03 2,80 E-03 Tuyến tụy 3,97 E-03 7,35 E-03 1,13 E-02 0,00 E-00 5,66 E-05 Tủy đỏ 3,49 E-03 8,41 E-03 1,19 E-02 1,43 E-03 1,43 E-03 Tế bào xương 1,05 E-02 8,73 E-03 1,92 E-02 5,77 E-04 1,92 E-04 Da 3,97 E-03 4,77 E-03 8,74 E-03 0,00 E-00 8,74 E-05 Lá lách 3,97 E-03 7,31 E-03 1,13 E-02 0,00 E-00 5,64 E-05 Tinh hoàn 3,97 E-03 7,61 E-03 1,16 E-02 0,00 E-00 0,00 E-00 Tuyến ức 3,97 E-03 1,28 E-02 1,68 E-02 0,00 E-00 8,38 E-05 Tuyến giáp 3,97 E-03 4,46 E-03 8,43 E-03 2,53 E-04 4,21 E-04 Bàng quang 8,98 E-02 4,93 E-02 1,39 E-01 8,35 E-03 6,96 E-03 Tử cung 3,97 1,80 2,19 1,32 1,10 E-03 E-02 E-02 E-03 E-04 Toàn thân 5,26 E-03 7,93 E-03 1,32 E-02 0,00 E-00 0,00 E-00 Liều hiệu dụng tương đương EDE (mSv/MBq) 2,90 E-02 Liều hiệu dụng ED (mSv/MBq) 2,12 E-02 Ghi chú: E-0x ≡ 10P-xP, ví dụ 2,5 E-02 ≡ 2,5×10P-2P P18PF – FDG , TRpR=1,83h Nhận xét Kết quả tính liều ở bảng trên cho người trưởng thành Việt Nam từ phần mềm OLINDA với dữ liệu động học từ ICRP, liều hiệu dụng lớn hơn 12% so với tính liều từ dữ liệu của Mejia . Như vậy hai kết quả từ hai nguồn dữ liệu động học khá phù hợp với nhau. Trong các bảng tính liều ở các phần trên chúng ta thấy rằng liều hiệu dụng tương đương là 2,4.10P- 2 P mSv/MBq trong nghiên cứu của Mejia [24], tương đương với kết quả 2,38.10P-2P mSv/MBq tính bằng phần mềm OLINDA từ dữ liệu của T.Hays. Các cơ quan như bàng quang, tim, não là các cơ quan nhận liều cao, tương ứng là 1,2.10P-1P; 4,5.10P-2P và 2,9.10P-2P mGy/MBq trong kết quả của Mejia. Các cơ quan này nhận liều cao vì chúng đóng vai trò vừa là cơ quan nguồn vừa là cơ quan bia, nơi tập trung FDG lớn, vừa nhận được năng lượng từ bêta, photon (gamma) do chính nó phát ra, vừa nhận được năng lượng từ photon do các các cơ quan nguồn khác chiếu đến. Các cơ quan còn lại nhận liều thấp hơn, trong khoảng từ 1,0.10P-2P đến 3,0.10P-2P mGy/MBq, vì một số cơ quan bia đóng vai trò là cơ quan nguồn nhưng FDG tập trung ít, nên năng lượng nhận được bé hơn, hoặc có nhiều cơ quan bia không phải là cơ quan nguồn, nên phần lớn chỉ nhận được năng lượng từ photon do các cơ quan nguồn khác chiếu tới, nếu nó xa nguồn thì năng lượng photon còn bị suy giảm nhiều do tương tác trên đường đi, đồng thời beta có quãng chạy ngắn nên hầu hết bị hấp thụ trong cơ quan nguồn. 7BKẾT LUẬN Tính liều chiếu trong bằng chương OLINDA trong chẩn đoán với dược chất phóng xạ P18PF-FDG đưa đến một số kết luận sau: Liều đóng góp trung bình của photon vào tổng liều chiếm tỉ trọng lớn hơn khá nhiều so với liều đóng góp trung bình của bêta, chiếm khoảng 65% so với tổng liều, gấp khoảng 1,8 lần tỷ lệ đóng góp của bêta vào tổng liều. Khi cơ quan nguồn trùng cơ quan bia, liều đóng góp của photon nhỏ hơn liều đóng góp của bêta vào tổng liều. Do sự chênh lệch khối lượng cơ thể và đa số cơ quan của người Nhật Bản và Châu Âu - Châu Mĩ không đáng kể nên trong các kết quả tính liều giữa hai đối tượng này xấp xỉ nhau. Liều ước lượng cho người Việt Nam lớn hơn so với người Nhật Bản và Châu Âu – Châu Mĩ do khối lượng cơ thể và các cơ quan nhỏ hơn. Liều hiệu dụng cho người Việt Nam lớn hơn khoảng 12% so với người Nhật Bản và Châu Âu. Tính liều chiếu trong với dược chất phóng xạ FDG từ các nguồn dữ liệu động học khác nhau nhưng cho chúng ta các kết quả gần giống nhau, điều đó đã xác nhận độ tin cậy của nguồn dữ liệu, từ đó chúng ta áp dụng tính liều cho người Việt Nam bằng phần mềm OLINDA với chức năng hiệu chỉnh khối lượng, từ hai nguồn dữ liệu động học, của Mejia và ICRP. Những giá trị tính liều trên có ý nghĩa tham chiếu cho các bác sĩ để đưa ra liều cấp cho từng đối tượng bệnh nhân hợp lý nhất. Điều này là rất cần thiết vì nếu áp dụng liều tính cho người Châu Âu hay Nhật Bản, sẽ có sự khác biệt khá lớn so với người Việt nam, khi đó chúng ta có thể nhận liều quá cao, ảnh hưởng xấu đến sức khỏe bệnh nhân và hiệu quả chẩn đoán cũng như điều trị. Chẳng hạn trong chẩn đoán tim hay não người ta cấp cho bệnh nhân Âu – Mĩ một lượng P18PF-FDG là 740MBq [25], thì bệnh nhân nhận một liều hiệu dụng 13,6.10P-2P mSv, đối với người Việt Nam nhận một liều hiệu dụng trên một đơn vị hoạt độ ban đầu cao hơn, 2,12.10P-2P mSv/MBq so với 1,84.10P-2P mSv/MBq cho người Âu - Mĩ. Do đó để chẩn đoán cho hiệu quả tương đương với người Âu – Mĩ và giảm thiểu tác hại của bức xạ, bệnh nhân Việt Nam có thể nhận một liều hiệu dụng 13,6.10P-2P mSv, khi đó chỉ cần cung cấp cho họ một lượng hoạt độ P18PF-FDG ban đầu khoảng 640MBq, giảm 100MBq so với hoạt độ cấp cho người Âu - Mĩ. Phương pháp tính liều cố định trong YHHN thường là theo kinh nghiệm của bác sĩ, tuy nhanh, gọn và tốn ít chi phí nhưng có hạn chế là hoạt độ cấp cho bệnh nhân chưa thật sự tối ưu để đạt hiệu quả chẩn đoán mà vẫn an toàn cho bệnh nhân. Do đó việc xác định liều cho từng đối tượng bệnh nhân là rất cần thiết, sử dụng phần mềm OLINDA, luận văn mong muốn đem đến một phương pháp tính liều khả thi cho người Việt Nam, những giá trị tính liều từ chương trình OLINDA sẽ dùng để các bác sĩ tham khảo trong việc ra quyết định cấp liều cho bệnh nhân trong chẩn đoán và điều trị bằng YHHN. HƯỚNG PHÁT TRIỂN Luận văn có thể phát triển theo hướng là thực hiện nghiên cứu để xác định dữ liệu động học P18PF- FDG cho người Việt Nam, từ đó sử dụng công cụ phần mềm OLINDA/EXM với chức năng hiệu chỉnh khối lượng để tính liều cho các đối tượng bệnh nhân ở các độ tuổi khác nhau, đặc biệt là phụ nữ mang thai – nguy cơ bức xạ tác hại lớn cho họ và bào thai khi chẩn đoán bằng YHHN. 8BTÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt: [1] Phan Sĩ An (2000), Bài giảng y học hạt nhân, Nxb Y Học, Hà Nội. [2] Phan Sĩ An (1999), Tình Hình Y Học Hạt Nhân Của Các Nước Trong Vùng Và Chiến Lược Phát Triển Của Chúng Ta, Nxb Y Học, Hà Nội. [3] Phan Sĩ An, Nguyễn Thành Chương, Trần Đình Hà, Mai Trọng Khoa, Nguyễn Đắc Nhật, Nguyễn Thị The, Đào Bích Thủy, Trần Xuân Trường (2005),Y học hạt nhân, Nxb Y học, Hà Nội. [4] Bộ Khoa Học Và Công Nghệ (2006), Y Học Hạt Nhân: Những Bước Phát Triển Mới, Tạp Chí Tia Sáng. [5] Phan Văn Duyệt (2000), Y học hạt nhân, Nxb Y Học, Hà Nội. [6] Nguyễn Xuân Phách (2002), Giáo trình Y học hạt nhân, Học viện quân y, Hà Nội. [7] Nguyễn Đông Sơn (2005), Bài giảng vật lý hạt nhân ứng dụng trong Nông Y Sinh, Trường ĐHKHTN Tp.HCM, Tp.HCM. Tiếng Anh: [8] Mones Berman (1976), mm/mird pamphlet no. 12: Kinetic Models for Absorbed Dose Calculations, Society of Nuclear Medicine, New York. [9] J.J. Bevelacqua (2005), Internal Dosimetry Primer, Radiation Protection Management 22(5). [10] Scott H. Britz-Cunningham, S. James Adelstein (2003), “Modeculer Targeting with Radionuclides: State of the Science”, The Journal of Nuclear Medicine 44(2), 1945 - 1961. [11] Landon Clack, Michael Stabin, Michael Fernald, W. Paul Segars (2008), “ Special Absorbed Fraction for Obese and Normal Weight Adult”, The Journal of Nuclear Medicine 49(supplement 1). Astract. [12] Landon D. Clack, Michael G. Stabin, Michael J. Fernal, Aaron B. Brill (2010), “Changes in Radiation Dose with Variations in Human Anatomy: Moderately and Severely Obese Adults”, The Journal of Nuclear Medicine 51(6), 929 – 932. [13] Marguerite T. Hays, George M. Segall (1999), A Mathematiccal Model for the Distribution of Fluorodeoxyglucose in Humans, The Jounal of Nuclear Medicine 1999, 40(8). [14] Marguerite T. Hays, Evelyn E. Watson, Stephen R. Thomas, Michael G. Stabin (2002), MIRD Dose Estimate Report N.19: Radiation Absorbed Dose Estimates from P18PF-FDG, The Journal of Nuclear Medicine 2002, 43(2). [15] W.B Li, C. Hoeschen (2010), Uncertainty and Sensitivity Analysis of Biokinetic Models for Radiophamaceutical Used in Nulear Medicine, Radiation Protection Dosimetry 2010, 139(1 – 3): 228 – 231. [16] IAEA (1998), Compilation of anatomical, physiological and metabolic characteristics for a Reference Asian, IAEA TECDOC 1005. [17] ICRP (1988), Radiation Dose to Patient from Radiophamaceuticals, ICRP Publication 53. [18] ICRP (1998), Radiation Dose to Patient from Radiophamaceuticals, ICRP Publication 80. [19] ICRP (2007), Recommendations of the International Commission on Radiation Protection, ICRP Publication 103. [20] ICRP (2008), Radiation Dose to Patient from Radiophamaceuticals, ICRP Publication 106. [21] Amin I Kasiss, S. James Adelstein (2004), Radiobiologic Principle In Radionuclide Therapy, J Nucl Med 45(11). [22] Glenn F. Knoll (2000), Radiation detection and measurement, John Wiley & Sons, Canada. [23] Patrick M. Marine, Michael G. Stabin, Michael J. Fernald, Aaron B. Brill (2010), Changes in Radiation Dose with Variations in Human Anatomy: Larger and Smaller Normal – Stature Adult, The Jounal of Nuclear Medicine 2010, 51(5). [24] Alvaro A. Mejia, Takashi Nakamura, Itoh Masatoshi, Jun Hatazawa, Matsumoto Masaki, Shoichi Watanuki (1991), Radionuclide Kinetics in MIRD Dose Calculations, J Nucl Med 1991, 32: 621 - 624. [25] Fred A. Mettler, Walter Huda, Terry T. Yoshizumi, Mahadevappa Mahesh (2008), Effective Doses in Radiology and Diagnostic Nuclear Medicine, 1TRadiology1T 248(1) : 254-263. [26] National Cancer Institute (2006), Cancer Epidemiology In Older Endolescents And Young Adult 15 To 29 Year Of Age Including Incident And Survival 1975 – 2000, A Children’s Oncology Group And Seer Publication. [27] E.B. Podgorsak (2005), Radiation Oncology Physics: A Handbook For Teachers And Students, International Atomic Energy Agency, Vienna. [28] Nicole T. Ranger (2000), The AAPM/RSNA Physics Tutorial For Residents, Radiation Detectors in Nulear Medicine, RadioGraphics 1999, 19: 481 - 502. [29] Antonion Fernando Goncalves Rocha, John Charles Harbert (1978), Texbook of Nuclear Medicine: Basic Science, Lea and Febiger, Philadenphia. [30] George Sgouros (2005), Dosimetry Of Internal Emitters, J Nucl Med 46(1). [31] Douglas J. Simpkin (2000), The AAPM/RSNA Physics Tutorial For Residents, Radiation Interactions And Internal Dosimetry In Nuclear Medicine, RadioGraphics 2000, USA. [32] Walter S. Snyder, Mary R. Ford, and Gordon G. Warner (1978), mm/mird pamphlet no. 5, Society of Nuclear Medicine, New York. [33] Walter S. Snyder, Mary R. Ford, and Gordon G. Warner (1975), mm/mird pamphlet no. 11, Society of Nuclear Medicine, New York. [34] Michael G. Stabin, James B. Stubbs, Richard E. Toohey (1996), Radiation Dose Estimates for Radiopharmaceuticals, Radiation Internal Dose Information Center, Oak Ridge. [35] Michael G. Stabin (2004), OLINDA 1.0 Documentation Package, Valderbilt University, USA. [36] Michael G. Stabin, Richard B.Sparks, Eric Crowe (2005), “OLINDA/EXM: The second – Generation Personal Computer Software for Internal Dose Assessment in Nuclear Medicine”, The Journal Of Nuclear Medicine 46(6), 1023 - 1027. [37] Michael G. Stabin (2008), “Uncertainties In Internal Dose Caculations For Radiopharmaceuticals”, The Journal Of Nuclear Medicine 49(2), 853 – 860. [38] Michael G. Stabin (2008), Fundamentals of Nuclear Medicine Dosimetry, Spinger, New York. [39] Richard E. Toohey, Michael G. Stabin, Evelyn E.Watson (2000), The AAPM/RSNA Physics Tutorial For Residents, Internal Radiation Dosimetry: Principle And Aplications, RadioGraphics 2000, 20: 533 – 546. [40] Lawrence E. Wiliams (2008), Anniversary Paper: Nuclear medidine: Fifty years and still counting, Medicals Physics 35(7). [41] Wesley W. Wooten (1983), Radionuclide Kinetics in MIRD Dose Calculations, J Nucl Med 24: 621 - 624. [42] Pat B. Zanzonico (2000), Internal Radionuclide Radiation Dosimetry: A Review of Basic Concepts and Recent Developments, J Nucl Med 2000, 41: 297 - 308. Trang web [43] 3T [44] 3T [45] 3T [46] 3T Products/Radiation Emitting Products andProcedures/MedicalImaging/MedicalX-Rays/ucm115329.htm3T [47] 3T [48] 3T [49] 3T [50] 3T [51] [52] 9BPHỤ LỤC Bảng PL.1. Liều ước lượng FDG tính bằng OLINDA cho người người trưởng thành Châu Âu, Châu Mĩ từ dữ liệu động học của Mejia Liều tương đương trên một đơn vị hoạt độ ban đầu (mGy/MBq) Cơ quan bia Beta Phot on Tổng EDE ED Tuyến thượng thận 3,71 E-03 9,52 E-03 1,32 E-02 0,00 E-00 6,62 E-05 Não 1,79 E-02 1,47 E-02 3,26 E-02 1,95 E-03 1,63 E-03 Vú 3,71 E-03 5,19 E-03 8,91 E-03 1,34 E-03 4,45 E-03 Túi mật 3,71 E-03 1,02 E-02 1,39 E-02 0,00 E-00 0,00 E-00 Trực tràng 3,71 E-03 1,02 E-02 1,39 E-02 0,00 E-00 1,67 E-03 Ruột non 3,71 E-03 9,38 E-03 1,31 E-02 0,00 E-00 6,55 E-03 Dạ dày 3,71 E-03 8,65 E-03 1,24 E-02 0,00 E-00 1,48 E-03 Manh tràng 3,71 E-03 9,05 E-03 1,28 E-02 0,00 E-00 6,38 E-03 Tim 3,84 E-02 1,66 E-02 5,50 E-02 3,30 E-03 0,00 E-00 Thận 1,59 E-02 1,16 E-02 2,75 E-02 1,65 E-03 1,38 E-03 Gan 8,48 E-03 1,08 E-02 1,93 E-02 1,40 E-03 9,63 E-04 Phổi 3,32 E-03 7,19 E-03 1,05 E-02 1,26 E-03 1,26 E-03 Cơ 3,71 E-03 6,97 E-03 1,07 E-02 0,00 E-00 5,34 E-05 Buồng trứng 3,71 E-03 1,04 E-02 1,41 E-02 3,53 E-03 2,82 E-03 Tuyến tụy 1,16 E-02 1,16 E-02 2,33 E-02 0,00 E-00 1,16 E-04 Tủy đỏ 5,36 E-03 8,04 E-03 1,34 E-02 1,61 E-03 1,61 E-03 Tế bào xương 9,51 E-03 8,36 E-03 1,79 E-02 5,36 E-04 1,79 E-04 Da 3,71 E-03 4,53 E-03 8,25 E-03 0,00 E-00 8,25 E-05 Lá lách 8,05 E-03 9,48 E-03 1,75 E-02 0,00 E-00 8,76 E-05 Tinh hoàn 3,90 E-03 7,37 E-03 1,13 E-02 0,00 E-00 0,00 E-00 Tuyến ức 3,71 E-03 7,96 E-03 1,17 E-02 0,00 E-00 5,48 E-05 Tuyến giáp 3,71 E-03 7,11 E-03 1,08 E-02 3,25 E-04 5,41 E-04 Bàng quang 5,87 E-02 3,06 E-02 8,92 E-02 5,35 E-03 4,46 E-03 Tử cung 5,27 E-04 1,24 E-02 1,29 E-02 0,00 E-00 6,47 E-05 Toàn thân 4,71 E-03 7,29 E-03 1,20 E-02 0,00 E-00 0,00 E-00 Liều hiệu dụng tương đương EDE (mSv/MBq) 2,23 E-02 Liều hiệu dụng ED (mSv/MBq) 1,64 E-02 Ghi chú: E-0x ≡ 10P-xP, ví dụ 2,5 E-02 ≡ 2,5×10P-2P P18PF – FDG , TRpR=1,83h Bảng PL.2. Các cơ quan nguồn đóng góp tới tổng liều của cơ quan bia trong kết quả tính liều bằng OLINDA từ dữ liệu đông học của Mejia Tỷ lệ đóng góp vào tổng liều của cơ quan nguồn tới cơ quan bia Cơ quan bia Tự liều∗ T ừ bàng quang Từ não Từ tim Từ các cơ quan nội tạng khác Từ phần còn lại của cơ thể Tuyến thượng thận 5, 38E-03 5,58 E-04 4,8 6E-02 2,25 E-01 7,43 E-01 Não 9,3 1E-01 8, 51E-06 9,31 E-01 4,6 0 E-04 4,03 E-03 6,45 E-02 Vú 1, 50E-03 2,94 E-03 7,2 5 E-02 5,91 E-02 8,64 E-01 Túi mật 1, 36E-02 2,35 E-04 2,1 0 E-02 2,27 E-01 7,38 E-01 Trực tràng 1, 63E-01 3,56 E-05 1,5 8 E-03 2,83 E-02 8,07 E-01 Ruột non 6, 59E-02 8,92 E-05 4,9 3 E-03 6,31 E-01 8,66 E-01 Dạ dày 9, 23E-03 4,87 E-04 4,4 2 E-02 1,04 E-01 8,42 E-01 Manh tràng 5, 13E-02 1,09 E-04 5,8 4 E-03 7,78 E-02 8,65 E-01 Tim 8,7 9E-01 3, 30E-04 5,70 E-04 8,7 9 E-01 2,20 E-02 9,81 E-02 Thận 7,5 4, 1,15 6,6 8,07 1,81 6E-01 83E-03 E-04 8 E-03 E-01 E-01 Gan 7,3 9E-01 4, 20E-03 6,00 E-04 2,5 8 E-02 7,69 E-01 2,00 E-01 Phổi 3,8 3E-01 1, 10E-03 6,06 E-03 8,9 6 E-02 4,64 E-01 4,39 E-01 Cơ 5, 32E-02 1,17 E-02 2,0 0 E-02 5,21 E-02 8,63 E-01 Buồng trứng 1, 48E-01 4,26 E-05 2,9 5 E-03 3,30 E-02 8,16 E-01 Tuyến tụy 6,1 1E-01 3, 84E-03 3,93 E-04 3,2 0 E-02 7,03 E-01 2,61 E-01 Tủy đỏ 2,4 6E-01 2, 76E-02 3,41 E-02 2,0 7 E-02 2,91 E-01 6,27 E-01 Tế bào xương 1, 22E-02 4,41 E-02 1,0 3 E-02 1,23 E-01 8,10 E-01 Da 2, 42E-02 3,03 E-02 1,2 1 E-02 3,54 E-02 8,98 E-01 Lá lách 6,1 4E-01 4, 34E-03 7,16 E-04 1,9 8 E-02 6,88 E-01 2,87 E-01 Tinh hoàn 4,1 3E-01 1, 35E-01 9,66 E-06 4,4 1 E-04 4,18 E-01 4,46 E-01 Tuyến ức 9, 86E-04 5,81 E-03 1,3 2 E-01 4,42 E-02 8,17 E-01 Tuyến giáp 2, 23E-04 6,71 E-02 1,0 6 E-02 1,90 E-02 9,03 E-01 Bàng quang 8,8 1E-01 8, 81E-01 3,40 E-06 9,5 2 E-05 2,90 E-03 1,16 E-01 Tử cung 5,1 0E-02 3, 80E-01 4,24 E-05 2,1 2 E-03 7,98 E-02 5,38 E-01 Toàn thân 4, 32E-02 6,41 E-02 3,8 1 E-02 1,00 E-01 7,54 E-01 Ghi chú: E-0x ≡ 10P-xP, ví dụ 2,5 E-02 ≡ 2,5×10P-2P ∗ Cơ quan bia và cơ quan nguồn trùng nhau P18PF – FDG , TRpR=1,83h Bảng PL.3. Liều ước lượng FDG cho người Âu - Mĩ ở các độ tuổi khác nhau từ ICRP số 106 [20] Liều tương đương trên một đơn vị hoạt độ ban đầu (mGy/MBq) Cơ quan bia Ngườ i trưởng thành 15 tuổi 10 tuổi 5 tuổi 1 tuổi Tuyến thượng thận 1,2 E- 02 1, 6 E-02 2,4 E-02 3,9 E-02 7,1 E-02 Bàng quang 1,3 E- 01 1, 6 E-01 2,5 E-01 3,4 E-01 4,7 E-01 Bề mặt xương 1,1 E- 02 1, 4 E-02 2,2 E-02 3,4 E-02 6,4 E-02 Não 3,8 E- 02 3, 9 E-02 4,1 E-02 4,6 E-02 6,3 E-02 Vú 8,8 E- 03 1, 1 E-02 1,8 E-02 2,9 E-02 5,6 E-02 Túi mật 1,3 E- 02 1, 6 E-02 2,4 E-02 3,7 E-02 7,0 E-02 Dạ dày 1,1 E- 02 1, 4 E-02 2,2 E-02 3,5 E-02 6,7 E-02 Ruột non 1,2 E- 02 1, 6 E-02 2,5 E-02 4,0 E-02 7,3 E-02 Ruột kết (Manh tràng (Trực tràng 1,3 E- 02 1,2 E- 02 1,4 E- 02 1, 6 E-02 1, 5 E-02 1, 7 E-02 2,5 E-02 2,4 E-02 2,7 E-02 3,9 E-02 3,8 E-02 4,1 E-02 7,0 E-02 7,0 E-02) 7,0 E-02) Tim 6,7 E- 02 8, 7 E-02 1,3 E-01 2,1 E-01 3,8 E-01 Thận 1,7 E- 02 2, 1 E-02 2,9 E-02 4,5 E-02 7,8 E-02 Gan 2,1 E- 02 2, 8 E-02 4,2 E-02 6,3 E-02 1,2 E-01 Phổi 2,0 E- 02 2, 9 E-02 4,1 E-02 6,2 E-02 1,2 E-01 Cơ 1,0 E- 02 1, 3 E-02 2,0 E-02 3,3 E-02 6,2 E-02 Thực quản 1,2 E- 02 1, 5 E-02 2,2 E-02 3,5 E-02 6,6 E-02 Buồng trứng 1,4 E- 02 1, 8 E-02 2,7 E-02 4,3 E-02 7,6 E-02 Tuyến tụy 1,3 E- 02 1, 6 E-02 2,6 E-02 4,0 E-02 7,6 E-02 Tủy đỏ 1,1 E- 02 1, 4 E-02 2,1 E-02 3,2 E-02 5,9 E-02 Da 7,8 E- 03 9, 6 E-03 1,5 E-02 2,6 E-02 5,0 E-02 Lá lách 1,1 E- 02 1, 4 E-02 2,1 E-02 3,5 E-02 6,6 E-02 Tinh hoàn 1,1 E- 02 1, 4 E-02 2,4 E-02 3,7 E-02 6,6 E-02 Tuyến ức 1,2 E- 02 1, 5 E-02 2,2 E-02 3,5 E-02 6,6 E-02 Tuyến giáp 1,0 E- 02 1, 3 E-02 2,1 E-02 3,4 E-02 6,5 E-02 Tử cung 1,8 E- 02 2, 2 E-02 3,6 E-02 5,4 E-02 9,0 E-02 Các cơ quan còn lại 1,2 E- 02 1, 5 E-02 2,4 E-02 3,8 E-02 6,4 E-02 ED (mSv/MBq) 1,9 E- 02 2, 4 E-02 3,7 E-02 5,6 E-02 9,5 E-02 Ghi chú: E-0x ≡ 10P-xP, ví dụ 2,5 E-02 ≡ 2,5×10P- 2 P P18PF – FDG , TRpR=1,83h Bảng PL.4. Các cơ quan nguồn đóng góp tới tổng liều của cơ quan bia cho người trưởng thành Âu - Mĩ tính bởi OLINDA từ dữ liệu động học của ICRP 106 Tỷ lệ đóng góp vào tổng liều của cơ quan nguồn tới cơ quan bia Tự liều∗ Từ bàng quang Từ não Từ tim Từ các cơ quan nội tạng khác Từ phần còn lại của cơ thể Tuyến thượng thận 9,5 5 E-03 7,31 E-04 6,97 E-02 1,64 E-01 7,56 E-01 Não 9,4 9 E-01 1,1 8 E-05 9,49 E-01 5,14 E-04 5,74 E-04 4,99 E-02 Vú 2,5 2 E-03 3,65 E-03 9,86 E-02 9,32 E-02 8,02 E-01 Túi mật 2,3 6 E-02 3,01 E-04 2,94 E-02 2,30 E-01 7,16 E-01 Trực tràng 2,6 5 E-01 4,26 E-05 2,07 E-03 5,89 E-03 7,27 E-01 Ruột non 1,1 5 E-01 1,15 E-04 6,95 E-03 3,69 E-02 8,41 E-01 Dạ dày 1,6 6 E-02 6,45 E-04 6,42 E-02 7,06 E-02 8,48 E-01 Manh tràng 9,0 0 E-02 1,40 E-04 8,28 E-03 5,86 E-02 8,43 E-01 Tim 9,0 6 E-01 4,2 1 E-04 5,36 E-04 9,06 E-01 2,35 E-02 6,95 E-02 Thận 2,0 2 E-02 3,57 E-04 2,26 E-02 1,08 E-01 8,49 E-01 Gan 7,7 7 E-01 6,1 7 E-03 6,49 E-04 3,06 E-02 7,96 E-01 1,66 E-01 Phổi 6,9 5 E-01 9,2 4 E-04 3,77 E-03 6,11 E-02 7,28 E-01 2,06 E-01 Cơ 9,1 2 E-02 1,48 E-02 2,77 E-02 4,73 E-02 8,19 E-01 Buồng trứng 2,4 1 E-01 5,14 E-05 2,70 E-03 1,22 E-02 7,44 E-01 Tuyến tụy 1,1 6 E-02 8,72 E-04 7,78 E-02 1,27 E-01 7,82 E-01 Tủy đỏ 6,0 1 E-02 5,48 E-02 3,65 E-02 6,02 E-02 7,88 E-01 Tế bào xương 2,3 5 E-02 6,27 E-02 1,60 E-02 2,88 E-02 8,69 E-01 Da 4,2 4 E-02 3,91 E-02 1,71 E-02 3,34 E-02 8,68 E-01 Lá lách 1,1 8 E-02 1,44 E-03 4,37 E-02 5,93 E-02 8,85 E-01 Tinh hoàn 2,1 5 E-01 1,19 E-05 5,96 E-04 1,24 E-02 7,72 E-01 Tuyến ức 1,6 3 E-03 7,08 E-03 1,76 E-01 7,33 E-02 7,42 E-01 Tuyến giáp 3,9 4 E-04 8,72 E-02 1,50 E-02 2,44 E-02 8,73 E-01 Bàng quang 9,3 1 E-01 9,3 1 E-01 2,65 E-06 8,14 E-05 9,16 E-04 6,80 E-02 Tử cung 4,2 9 E-01 3,52 E-05 1,93 E-03 8,03 E-03 5,61 E-01 Toàn thân 7,2 6 E-02 7,95 E-02 5,17 E-02 9,32 E-02 7,03 E-01 Ghi chú: E-0x ≡ 10P-xP, ví dụ 2,5 E-02 ≡ 2,5×10P-2P ∗ Cơ quan bia và cơ quan nguồn trùng nhau P18PF – FDG , TRpR=1,83h Bảng PL.5. Các cơ quan nguồn đóng góp tới tổng liều của cơ quan bia cho người trưởng thành Việt Nam tính bởi OLINDA từ dự liệu động học của ICRP 106 Tỷ lệ đóng góp vào tổng liều của cơ quan nguồn tới cơ quan bia Tự liều∗ Từ bàng quang Từ não Từ tim Từ các cơ quán nội tạng khác Từ phần còn lại của cơ thể Tuyến thượng thận 9,2 2 E-03 7,04 E-04 6,73 E-02 1,57 E-01 7,65 E-01 Não 9,4 9 E-01 1,1 6 E-05 9,49 E-01 5,07 E-04 1,18 E-03 4,93 E-02 Vú 2,5 4 E-03 3,67 E-03 9,92 E-02 9,46 E-02 8,00 E-01 Túi mật 2,3 2 E-02 2,96 E-04 2,89 E-02 2,27 E-01 7,21 E-01 Trực tràng 2,6 0 E-01 4,18 E-05 2,03 E-03 6,93 E-03 7,32 E-01 Ruột non 1,1 3 E-01 1,13 E-04 6,82 E-03 3,61 E-02 8,44 E-01 Dạ dày 1,6 2 E-02 6,32 E-04 6,28 E-02 6,83 E-02 8,52 E-01 Manh tràng 8,8 2 E-02 1,38 E-04 8,11 E-03 5,75 E-02 8,46 E-01 Tim 9,1 0 E-01 4,0 1 E-04 5,11 E-04 9,10 E-01 2,29 E-02 6,62 E-02 Thận 1,8 9 E-02 3,33 E-04 2,11 E-02 1,01 E-01 8,59 E-01 Gan 7,7 8 E-01 5,8 8 E-03 6,19 E-04 2,92 E-02 8,06 E-01 1,58 E-01 Phổi 7,1 7 E-01 8,5 8 E-04 3,50 E-03 5,67 E-02 7,47 E-01 1,92 E-01 Cơ 8,9 1 E-02 1,44 E-02 2,70 E-02 4,65 E-02 8,23 E-01 Buồng trứng 2,2 7 E-01 4,38 E-05 2,54 E-03 1,14 E-02 7,59 E-01 Tuyến tụy 1,0 2 E-02 7,72 E-04 6,89 E-02 1,13 E-01 8,07 E-01 Tủy đỏ 5,5 8 E-02 5,09 E-02 3,39 E-02 5,64 E-02 8,03 E-01 Tế bào xương 2,0 4 E-02 5,43 E-02 1,38 E-02 2,45 E-02 8,87 E-01 Da 4,1 1 E-02 3,79 E-02 1,65 E-02 3,25 E-02 8,72 E-01 Lá lách 1,1 3 E-02 1,37 E-04 4,16 E-02 5,69 E-02 8,90 E-01 Tinh hoàn 2,1 3 E-01 1,13 E-05 5,64 E-04 1,42 E-03 7,85 E-01 Tuyến ức 1,7 5 E-03 7,63 E-03 1,89 E-01 7,96 E-02 7,22 E-01 Tuyến giáp 3,1 3 E-04 6,93 E-02 1,20 E-02 1,94 E-02 8,99 E-01 Bàng quang 9,2 3 E-01 9,2 3 E-01 2,89 E-06 8,87 E-05 8,08 E-04 7,61 E-02 Tử cung 4,2 8 E-01 3,52 E-05 1,93 E-03 8,03 E-03 5,62 E-01 Toàn thân 7,0 1 E-02 7,99 E-02 5,12 E-02 9,38 E-02 7,05 E-01 Ghi chú: E-0x ≡ 10P-xP, ví dụ 2,5 E-02 ≡ 2,5×10P-2 ∗ Cơ quan bia và cơ quan nguồn trùng nhau P18PF – FDG , TRpR=1,83h ._.