طراحی حفاظ به منظور کاهش آلودگی‌های فوتونوترونی در شتاب دهنده‌ی پزشکی 20 Saturne

نوع مقاله : مقاله های پژوهشی

نویسندگان

1 دانشجوی کارشناسی ارشد، گروه فیزیک هسته‌ای، دانشکده‌ی فیزیک، دانشگاه صنعتی اصفهان، اصفهان، ایران

2 استاد، گروه فیزیک و مهندسی پزشکی، دانشکده‌ی پزشکی، داشگاه علوم پزشکی اصفهان، اصفهان، ایران

3 استادیار، گروه فیزیک، دانشکده‌ی فیزیک، دانشگاه صنعتی اصفهان، اصفهان، ایران

4 کارشناس ارشد، گروه فیزیک پزشکی، دانشکده‌ی پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی اصفهان، اصفهان و گروه علوم پایه، دانشگاه آزاد اسلامی، واحد نورآباد ممسنی، نورآباد ممسنی، ایران

5 دانشجوی دکتری، گروه فیزیک پزشکی، دانشکده‌ی پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی اصفهان، اصفهان، ایران

چکیده

مقدمه: در شتاب دهنده‌های پزشکی مورد استفاده در پرتو درمانی، از برخورد فوتون‌های پر انرژی با اجزای شتاب دهنده‌ی نوترون استفاده می‌گردد. تولید این نوترون‌ها باعث دریافت دز اضافی توسط بیمار می‌شود. این مطالعه، با هدف بررسی تأثیر استفاده از حفاظ‌هایی با جنس‌ها و ابعاد متفاوت در شتاب دهنده‌ی پزشکی 20 Saturne با انرژی MV 18 در کاهش دز فوتونوترون‌ها، انجام شد.روش‌ها: برای انجام شبیه‌سازی‌ها، از کدهای Monte Carlo شامل C4MCNP (Monte Carlo N-particle code) و MCNPX (Monte Carlo N-Particle eXtended) استفاده شد. به منظور طراحی حفاظ، از سه ماده‌ی متفاوت پلکسی گلاس، پلی‌اتیلن و گرافیت استفاده شد. دز نوترون‌ها در طراحی‌های متفاوت حفاظ محاسبه شد و در نهایت با طراحی بدون حفاظ مقایسه گردید. در محاسبه‌ی دز، از عوامل تبدیل شار به دز 21-ICRP (21-International commission on radiological protection) و 38-NCRP (38-National council on radiation protection and measurements) استفاده شد.یافته‌ها: به منظور اطمینان از صحت شبیه‌سازی‌ها، نتایج شبیه‌سازی با نتایج تجربی دزسنجی مقایسه و سازگاری خوبی مشاهده شد (کمتر از 5 درصد تفاوت). استفاده از پلی‌اتیلن با ضخامت cm 5/0 در مقایسه با طراحی بدون حفاظ، به طور متوسط کاهشی در حدود 13 درصد را در پی داشت که با افزایش ضخامت تا 2 و 4 برابر، درصد کاهش‌ها به 21 درصد و 39 درصد رسید. با افزایش ضخامت پلکسی گلاس نیز درصد تغییرات از 12 درصد به 19 درصد رسید. استفاده از گرافیت، کاهشی در حدود 6 درصد را به دنبال داشت.نتیجه‌گیری: استفاده از حفاظ در نزدیکی کولیماتورهای دستگاه شتاب دهنده، می‌تواند تأثیر به‌سزایی در کاهش دز نوترون‌ها داشته باشد. از بین سه ماده‌ی استفاده شده در این تحقیق، پلی‌اتیلن بالاترین درصد کاهش و گرافیت کمترین میزان کاهش‌ها را به خود اختصاص داد. 

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Photoneutron Shielding Design for an 18 MV Saturne 20 Medical Linear Accelerator

نویسندگان [English]

  • Fariba Nadealian-Dastjerdi 1
  • Daryoush Shahbazi-Gahrouei 2
  • Mohammad Hassan Alamatsaz 3
  • Mostafa Khosravi 4
  • Milad Baradaran-Ghahfarokhi 5
1 MSc Student, Department of Physics, School of Physics, Isfahan University of Technology, Isfahan, Iran
2 Professor, Department of Medical Physics, School of Medicine, Isfahan University of Medical Sciences, Isfahan, Iran
3 Assistant Professor, Department of Physics, School of Physics, Isfahan University of Technology, Isfahan, Iran
4 Department of Medical Physics, School of Medicine, Isfahan University of Medical Sciences, Isfahan AND Department of Basic Sciences, Islamic Azad University, Noor Abad Mamasani Branch, Noor Abad Mamasani, Iran
5 PhD student, Department of Medical Physics, School of Medicine, Isfahan University of Medical Sciences, Isfahan, Iran
چکیده [English]

Background: Photoneutrons are produced by high energy photons and electrons interaction with various high-Z nuclei of the materials in the linac head components. These neutrons cause a patient to receive an extra absorbed dose. In this research, we investigated the effect of shielding with various materials and different thicknesses at different distances from the linac collimator to reduce the neutron dose from an 18 MV Saturne 20 medical linear accelerator.Methods: Monte Carlo codes namely, Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) and Monte Carlo N-particle code (MCNP4C) were used for the simulations. A photoneutron shielding was modeled in the Monte Carlo codes using plexiglass, polyethylene and graphite materials. Photoneutron dose was calculated at the presence of these shields and was compared with that which was at the presence of no shields. Neutron flux to dose rate conversion factors of International commission on radiological protection-21 (ICRP-21) and National council on radiation protection and measurements-38 (NCRP-38) were used for the calculations.Findings: There was a good agreement (less than 5% discrepancy) between the simulations and experimental measurements. Using a polyethylene shield, photoneutron dose was decreased by up to 13%, compared to no shield. for plexiglas and graphite, decrease in photoneutron dose was 12% and 6%, respectively.Conclusion: Photoneutron shielding using plexiglass, polyethylene and graphite materials can be effective to reduce the Saturne 20 neutron dose. Among the used materials for neutron shielding, polyethylene showed the maximum reduction and graphite gives the lowest reduction of photoneutron dose.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Shielding design
  • Photoneutron dose
  • Saturne 20 medical linear accelerator

مراجع

  1. Khan FM. The physics of radiation therapy. 4th ed.Philadelphia, PA: Lippincott Williams and Wilkins; 2009.
  2. Nikzad S, Hashemi B. MTT assay instead of the clonogenic assay in measuring the response of cells to ionizing radiation. J Radiobiol 2014; 1(1): 3-8.
  3. Alavian-Ghavanini A, Bahaodini A, Salimi E. The effect of whole body gamma irradiation on nitric oxide pathway of rat's aorta. J Radiobiol 2014; 1(1): 9-13.
  4. Mosleh-Shirazi MA, Hadad K, Faghihi R, Baradaran-Ghahfarokhi M, Naghshnezhad Z, Meigooni AS. EchoSeed Model 6733 Iodine-125 brachytherapy source: improved dosimetric characterization using the MCNP5 Monte Carlo code. Med Phys 2012; 39(8): 4653-9.
  5. Khosravi M, Shahbazi-Gahrouei D, Jabbari K, Nasri-Nasrabadi M, Baradaran-Ghahfarokhi M, Siavashpour Z, et al. Photoneutron contamination from an 18 MV Saturne medical linear accelerator in the treatment room. Radiat Prot Dosimetry 2013; 156(3): 356-63.
  6. Shokrani P, Baradaran-Ghahfarokhi M, Zadeh MK. A novel approach in electron beam radiation therapy of lips carcinoma: a Monte Carlo study. Med Phys 2013; 40(4): 041720.
  7. Alfuraih A, Chin MPW, Spyrou NM. Measurements of the photonuclear neutron yield of 15 MV medical linear accelerator. J Radioanal Nucl Chem 2008; 278(3): 681-4.
  8. Ma A, Awotwi-Pratt J, Alghamdi A, Alfuraih A, Spyrou NM. Monte Carlo study of photoneutron production in the Varian Clinac 2100C linac. J Radioanal Nucl Chem 2008; 276(1): 119-23.
  9. Rivera JC, Falcao RC, Dealmeida CE. The measurement of photoneutron dose in the vicinity of clinical linear accelerators. Radiat Prot Dosimetry 2008; 130(4): 403-9.
  10. Shahbazi-Gahrouei D. Radiobiological modeling in radiation oncology. J Radiobiol 2014; 1(1): 17-8.
  11. Baradaran-Ghahfarokhi M. Normal tissue complication probability modeling of radiation-induced bladder complications. J Radiobiol 2014; 1(1): 19-20.
  12. National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP). Protection against neutron radiation. Scientific Committee 4 on Heavy Particles. NCRP Report 38. Bethesda, MD: NCRP; 1971.
  13. National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP). Structural shielding design and evaluation for medical use of X-rays and gamma rays of energies up to 10 MeV. NCRP Report 49. Bethesda, MD: NCRP; 1976.
  14. Facure A, Da Silva AX, Falcao RC. Monte Carlo simulation of scattered and thermal photoneutron fluences inside a radiotherapy room. Radiat Prot Dosimetry 2007; 123(1): 56-61.
  15. Rivard MJ, Butler WM, DeWerd LA, Huq MS, Ibbott GS, Meigooni AS, et al. Supplement to the 2004 update of the AAPM Task Group No. 43 Report. Med Phys 2007; 34(6): 2187-205.
  16. Facure A, Falcao RC, Da Silva AX, Crispim VR. Neutron dose rate evaluation for medical linear accelerators. Radiat Prot Dosimetry 2004; 111(1): 101-3.
  17. Howell RM, Ferenci MS, Hertel NE, Fullerton GD. Investigation of secondary neutron dose for 18 MV dynamic MLC IMRT delivery. Med Phys 2005; 32(3): 786-93.
  18. Pena J, Franco L, Gomez F, Iglesias A, Pardo J, Pombar M. Monte Carlo study of Siemens PRIMUS photoneutron production. Phys Med Biol 2005; 50(24): 5921-33.
  19. National Council on Radiation Protection (NCRP). Neutron contamination from medical linear accelerators. NCRP Report 79. Bethesda, MD: NCRP; 1984.
  20. X-5 Monte Carlo Team. MCNP-a general Monte-Carlo n-particle transport code, Version 5, Volume I: overview and theory. Los Alamos, NM: Los Alamos National Laboratory; 2003.
  21. Shahbazi-Gahrouei D, Baradaran-Ghahfarokhi M. Assessment of entrance surface dose and health risk from common radiology examinations in Iran. Radiat Prot Dosimetry 2013; 154(3): 308-13.
مجله دانشکده پزشکی اصفهان
دوره 32، شماره 300 - شماره پیاپی 300
مهر و آبان 1393
صفحه 1433-1443

فایل ها

سابقه مقاله

  • تاریخ دریافت: 14 تیر 1393
  • تاریخ بازنگری: 11 آبان 1403
  • تاریخ پذیرش: 17 فروردین 1401

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار