اندازه‌گیری مقدار دوز فوتونوترون در شتاب دهنده‌ی اتاق درمان بخش رادیوتراپی بیمارستان سیدالشهدای (ع) اصفهان

نوع مقاله : مقاله های پژوهشی

نویسندگان

1 استاد، گروه فیزیک و مهندسی پزشکی، دانشکده‌ی پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی اصفهان، اصفهان، ایران

2 دانشجوی کارشناسی ارشد، کمیته‌ی تحقیقات دانشجویی، گروه فیزیک و مهندسی پزشکی، دانشکده‌ی پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی اصفهان، اصفهان، ایران

3 استادیار، گروه فیزیک و مهندسی پزشکی، دانشکده‌ی پزشکی، دانشگاه علوم پزشکی اصفهان، اصفهان، ایران

4 دانشیار، گروه فیزیک، دانشکده‌ی علوم، دانشگاه خلیج فارس، بوشهر، ایران

چکیده

مقدمه: امروزه رادیوتراپی با شتاب‌دهنده‌های خطی پزشکی پرانرژی یکی از تکنیک‌های ‌درمان مؤثر بیماری‌های بدخیم به شمار می‌رود. در این دستگاه‌ها از برهم‌کنش فوتون‌های پرانرژی با مواد متفاوت درون دستگاه، آلودگی فوتونوترونی تولید می‌شود. فوتونوترون‌های ایجاد شده دارای طیف وسیعی می‌باشند. شار کل نوترون‌های تولید شده بر واحد دوز اشعه در ایزوسنتر برابر با مجموع شار نوترون‌های پراکنده، مستقیم وگرمایی است. در این مطالعه به محاسبه‌ی این آلودگی در 15 نقطه‌ی اتاق درمان دستگاه Saturne20 در بیمارستان سیدالشهدای (ع) اصفهان در انرژی MV 18 پرداختیم.روش‌ها: برای انجام این تحقیق و به دست آوردن دوز نوترون از 30 عدد آشکارساز TLD-600 و TLD-700 (Thermoluminescent dosimeter) در 15 نقطه‌ی اتاق به طور کاتوره‌ای استفاده شد. لازمه‌ی استفاده از TLDها انجام دو نوع کالیبراسیون گامایی و نوترونی است. اولی با چشمه‌ی Co60 در بیمارستان سیدالشهداء (ع) و دومی با چشمه‌ی Am-Be در مرکز دوزیمتری استاندارد انرژی اتمی (SSDL یا Secondary standard dosimetry lab) مرکز کرج انجام گرفت. عمل پرتوگیری آشکارسازها در حین درمان یک بیمار با دوز  cGy100 و زمان MU 111 صورت گرفت.یافته‌ها: نتایج حاصل از آشکارسازهای TLD در همه‌ی موارد در حدود میلی‌سیورت (mSv) ‌و کمتر از آن بود؛ به طوری که مقدار دوز اندازه گیری شده در آشکارسازهای شماره‌ی 1 برابر با 378/0، شماره‌ی 2 برابر با 652/0، شماره‌ی 3 برابر با 693/0، شماره‌ی 10 برابر با 0605/0 و شماره‌ی 15 برابر با 671/0 میلی‌سیورت به دست آمد.نتیجه‌گیری: مقداری آلودگی فوتونوترونی در اتاق درمان در حین درمان وجود دارد که اغلب در طراحی درمان منظور نمی‌شود و این موضوع باعث دریافت دوز اضافی بیمار می‌گردد.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Measurement of Photoneutron Dose in the Linear Accelerator at the Radiation Therapy Section of Seyed-Al-Shohada Hospital, Isfahan, Iran

نویسندگان [English]

  • Daryoush Shahbazi-Gahrouei 1
  • Mostafa Khosravi 2
  • Keyvan Jabbari 3
  • Rouhollah Gheisari 4
1 Professor, Department of Medical Physics and Engineering, School of Medicine, Isfahan University of Medical Sciences, Isfahan, Iran
2 MSc Student, Student Research Committee, Department of Medical Physics and Engineering, School of Medicine, Isfahan University of Medical Sciences, Isfahan, Iran
3 Assistant Professor, Department of Medical Physics and Engineering, School of Medicine, Isfahan University of Medical Sciences, Isfahan, Iran
4 Associate Professor, Department of Physics, School of Sciences, University of Khalij-e-Fars, Boushehr, Iran
چکیده [English]

Background: Radiation therapy with linear accelerators (Linac) is one of the efficient techniques for cancer treatment. However, the interaction between high energy photons and various materials on the Linac's head produces photoneutron contamination. Total flux of neutrons per unit of radiation in the isocenter is the sum of thermal, scattered and direct neutrons fluxes. In this study, the neutron contamination at an energy level of 18 MeV was investigated in 15 points of the Linac's room at Seyed-Al-Shohada Hospital, Isfahan, Iran.Methods: For calculation of the dose of the neutrons, 30 thermoluminescence dosemeters (TLD-600 and TLD-700) were randomly distributed in 15 points of the treatment room. In order to use TLDs, both thermal and gamma calibrations are required. While thermal calibration was performed with a 60Co source at the hospital, gamma calibration was conducted with an AM-Be source at the secondary standard dosimetry lab (SSDL) in Karaj, Iran. The exposure of the detectors was performed during the treatment of a patient at a dose of 100 cGy during 111 Monitor Unit.Findings: The results of the TLD detectors were all in the range of millisievert (mSv) and less. The measured doses in detectors 1, 2, 3, 4 and 15 were 0.378, 0.652, 0.693, 0.0605, and 0.671 mSv, respectively. Conclusion: Based on our findings, non-zero values of photoneutron contamination exist in the treatment room which are not always considered in the treatment planning of patients.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Dosimetry
  • Photoneutron contamination
  • Thermoluminescence dosemeter
  • Treatment room

مراجع

  1. Saeed MK, Moustafa O, Yasin OA, Tuniz C, Habbani FI. Doses to patients from photoneutrons emitted in a medical linear accelerator. Radiat Prot Dosimetry 2009; 133(3): 130-5.
  2. Ghavami SM, Mesbahi A, Mohammadi E. The impact of automatic wedge filter on photoneutron and photon spectra of an 18-MV photon beam. Radiat Prot Dosimetry 2010; 138(2): 123-8.
  3. Waller EJ, Jamieson TJ, Cole D, Cousins T, Jammal RB. Experimental and computational determination of neutron dose equivalent around radiotherapy accelerators. Radiat Prot Dosimetry 2003; 107(4): 225-32.
  4. Zanini A, Durisi E, Fasolo F, Visca L, Ongaro C, Nastasi U, et al. Neutron spectra in a tissue equivalent phantom during photon radiotherapy treatment by LINACS. Radiat Prot Dosimetry 2004; 110(1-4): 157-60.
  5. Tosi G, Torresin A, Agosteo S, Foglio PA, Sangiust V, Zeni L, et al. Neutron measurements around medical electron accelerators by active and passive detection techniques. Med Phys 1991; 18(1): 54-60.
  6. Facure A, Silva AX. The use of high-density concretes in radiotherapy treatment room design. Appl Radiat Isot 2007; 65(9): 1023-8.
  7. Waller EJ, Jamieson TJ, Cole D, Cousins T, Jammal RB. Effectiveness of customised neutron shielding in the maze of radiotherapy accelerators. Radiat Prot Dosimetry 2003; 107(4): 233-8.
  8. Falcao RC, Facure A, Silva AX. Neutron dose calculation at the maze entrance of medical linear accelerator rooms. Radiat Prot Dosimetry 2007; 123(3): 283-7.
  9. Brunckhorst E, Sheng X, Todorovic M, Becker J, Cremers F. Characterisation of MCP-600D and MCP-700D thermoluminescence detectors and their applicability for photoneutron detection. Radiat Prot Dosimetry 2008; 131(4): 513-20.
  10. Triolo A, Marrale M, Brai M. Neutron-gamma mixed field Measurements by means of MCP-TLD600 dosimeter pair. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B 2007; 264(1): 183-8.
  11. Hashemi SM, Hashemi Malayeri B, Raisali GH, Shokrani P, Sharafi AA. A Study of The photoneutron dose equivalent resulting from a saturne20 medical linac using monte method. Nukleonika 2007; 25(1): 39-43.
  12. Sohrabi M, Mostofizadeh A. .Measurment of photoneutron dose in and out of high energy X-ray beam of a saturne20 medical linear accelerator by ECE polycarbonate detectors. Radiat Meas 1999; 31(1-6): 479-82.
مجله دانشکده پزشکی اصفهان
دوره 29، شماره 166 - شماره پیاپی 166
بهمن و اسفند 1390
صفحه 2330-2339

فایل ها

سابقه مقاله

  • تاریخ دریافت: 24 شهریور 1390
  • تاریخ بازنگری: 08 اردیبهشت 1403
  • تاریخ پذیرش: 17 فروردین 1401

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار