محاسبه‌ی توزیع دز در براکی‌تراپی نوترونی با چشمه‌ی 252Cf از طریق شبیه‌سازی مونت‌کارلو و مقایسه با داده‌های تجربی

ایزدی‌وصفی, غلامحسین; فیروزآبادی, محمدمهدی; جباری, ایرج

doi:10.24200/nst.2018.188

محاسبه‌ی توزیع دز در براکی‌تراپی نوترونی با چشمه‌ی 252Cf از طریق شبیه‌سازی مونت‌کارلو و مقایسه با داده‌های تجربی

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

غلامحسین ایزدی‌وصفی ¹

محمدمهدی فیروزآبادی ¹

ایرج جباری ²

¹ گروه فیزیک، دانشگاه بیرجند، بیرجند ـ ایران

² گروه مهندسی هسته‌ای، دانشگاه اصفهان، اصفهان ـ ایران

https://doi.org/10.24200/nst.2018.188

چکیده

شناخت دقیق توزیع دز در اطراف چشمه‌های براکی‌تراپی به منظور ایجاد طرح‌های درمانی مناسب برای درمان سرطان ضروری است. در این پژوهش، پارامترهای دزیمتری چشمه‌ی بالینی Cf²⁵² براساس دستورکار 43-TG و بهره‌گیری از تالی‌های مختلفِ (4F، 6F و 8*F) محاسبه‌ی دز در کد MCNPX، مقدار دز در زاویه‌ها و فاصله‌های مختلف از مرکز چشمه محاسبه و با داده‌های تجربی و شبیه‌سازی دیگران مقایسه شد. با مقایسه‌ی نتایج این پژوهش با داده‌های تجربی و مشاهده‌ی انطباق خوب آن‌ها مشخص شد که مقدار دز چشمه‌ی بالینی Cf²⁵²در راستای محور طولی چشمه دارای بیشینه مقدار خود است که با توجه به وابستگی زاویه_‌ای مقدار دز به تابع هندسی در دستورکار 43-TG، گستردگی بیش‌تر توزیع مواد پرتوزا در این راستا نسبت به راستاهای دیگر و در نتیجه بیش‌تر بودن مقدار شار نوترون در این راستا، دلیل این ازدیاد است. هم‌چنین نتایج تالی‌های 4F و 6F در محاسبات دزیمتری نوترون از نتایج تالی 8*Fدقیق‌تر و سرعت محاسبات بیش‌تر است. محاسبات دزیمتری در این پژوهش، مشخصه‌یابی دزیمتری مقدماتی چشمه‌ی بالینی Cf²⁵² به منظور طراحی و کاربرد در طرح‌های درمانی در کشور را فراهم نموده است.

کلیدواژه‌ها

براکی‌تراپی

نوترون

252Cf

دزیمتری

مونت‌کارلو

20.1001.1.17351871.1397.39.1.2.7

عنوان مقاله English

Calculation of Dose Distribution in Neutron Brachytherapy Using 252-Cf Source Through the Monte Carlo Simulation and Comparison with Experimental Data

نویسندگان English

Gh Izadi Vasafi ¹

M. M Firoozabadi ¹

I Jabari ²

¹ Department of Physics, University of Birjand Birjand - Iran

² Department of Nuclear Engineering, Esfahan University-Esfahan – Iran

چکیده English

Detailed recognition of dose distribution around the brachytherapy sources in order to create appropriate plans for treatment of cancer is very important. In this study, with calculation of the dosimetric parameters of clinical ²⁵²Cf source based on TG-43U1 protocol and utilizing different tallies of dose calculation in MCNPX code [F4 (Fluence Tally), F6 (Kerma Tally) and *F8 (Dose Tally)], the dose rate at different directions and distances from the source center has been determined and compared with other experimental and simulation results. By comparing the results of this study with the experimental measurements and observing the good adaptation of the results, it was observed that the dose rate of clinical ²⁵²Cf source has its largest value at the direction of longitudinal axis of the source, which is the reason for more expansion of radioactive material distribution in this direction, in comparsion with other directions and consequently higher neutron flux in this direction, based on the angular dependance of dose rate to geometric function according to TG-43 protocol. It was also found that the F4 and F6 tally results in neutron dosimetry calculations are more accurate than the *F8 tally results. The dosimetry calculations performed in this study has provided a preliminary dosimetry characterization of ²⁵²Cf neutron sources for usage in treatment plans in the country.

کلیدواژه‌ها English

Brachytherapy

Neutron

252Cf

Dosimetry

MCNP

[1] C.S. Shlea, D.H. Stoddard, Californium isotopes proposed for intracavity and interstitial radiation therapy with neutrons, Nature, 206 (1965) 1058-1059.

[2] L.L. Anderson, Status of dosimetry for ²⁵²Cf medical neutron sources, Phys. Med, 18 (1973) 779-799.

[3] J.G. Wierzbicki, M.J. Rivard, W. Roberts, Physics and dosimetry of clinical ²⁵²Cf sources, Kluwer Academic, 29 (1997) 25-53.

[4] R.C. Martin, R.R. Laxson, J.H. Miller, J.G. Wierzbicki, M.J. Rivard, D.L. Marsh, Development of high-activity ²⁵²Cf sources for neutron brachytherapy, Appl. Radiat. Isot, 48 (1997) 1567-1570.

[5] J. Ghassoun, D. Mostacci, V. Molinari, A.J. ehouani, Detailed dose distribution prediction of Cf-252 brachytherapy source with boron loading dose enhancement, Applied Radiation and Isotopes, 68 (2010) 265-270.

[6] M.J. Rivard, Neutron dosimetry for a general ²⁵²Cf brachytherapy source, Medical Physics, 27 (2000) 2803-2815.

[7] L. Paredes, J. Azorin, M. Balcazar, J.L. Francois, Neutrons absorbed dose rate calculations for interstitial brachytherapy with ²⁵²Cf sources, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 580 (2007) 582–585.

[8] R. Nath, L.L. Anderson, G. Luxton, K.A. Weaver, J.F. Williamson, A.S. Meigooni, Dosimetry of interstitial brachytherapy sources: Recommendations of the AAPM Radiation Therapy Committee Task Group, No. 43, Med. Phys, 22 (1995) 209-234.

[9] M.J. Rivard, J.G. Wierzbicki, F. Van den Heuvel, R.C. Martin, R.R. McMahon, Clinical brachytherapy with neutron emitting ²⁵²Cf sources and adherence to AAPM TG-43 dosimetry protocol, Med. Phys, 26 (1999) 87–96.

[10] M.J. Rivard, B.M. Coursey, L.A. Dewerd, W.F. Hanson, M. Saiful Huq, G.S. Ibbott, Update of AAPM Task Group Report No. 43: A revised AAPM protocol for brachytherapy dose calculations, Med Phys, 31 (2004) 633-674.

[11] M.J. Rivard, J.K. Sganga, F. Errico, J.S. Tsai, K. Ulin, M.J. Engler, Calculated neutron air kerma strength conversion factors for a generically encapsulated Cf-252 brachytherapy source, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 476 (2002) 119–122.

[12] G. Raisali, F. Mokhles Gerami, R. Khodadadi, B. Piroozfar, Determination of Dosimetery Parameters for Low Energy Brachytherapy Sources Based on TG-43U1 Protocol Using Different MCNP Tallies, Journal of Nuclear Science and Technology, 35 (1384) 29-36.

[13] LS. (Ed.)Walter, LANL(Los Alamos National Laboratory) Monte Carlo N-Particle transport code system for multiparticle and high energy applications. Version 270, LA-CP-02-408, Los Alamos National Laboratory (2002).

[14] M.B. Chadwick, H.H. Barschall, R.S. Caswell, A consistent set of neutron kerma coefficients from thermal to 150MeV for biologically important materials, Med. Phys, 26 (1999) 974-991.

[15] R.D. Colvett, H.H. Rossi, V. Krishnaswamy, Dose distributions around a californium-252 needle, Phys. Med. Biol, 17 (1972) 356-364.

[16] J.C. Yanch, R.G. Zamenhof, Dosimetry of ²⁵²Cf source for neutron radio therapy with and without augmentation of boron neutron capture therapy. Radiat. Res, 131 (1992) 249–256.