فهرست مطالب

  • سال هفتم شماره 1 (زمستان 1397)
  • تاریخ انتشار: 1397/12/10
  • تعداد عناوین: 7
|
  • اعظم ذبیحی*، قاسم فروزانی، فرید سمسارها، امیر مصلحی، پیمان رضائیان صفحات 1-10

    مطالعه ی حاضر به بیان روشی برای تخمین اثربخشی بیولوژیکی نسبی، RBE، نوترون های سریع با استفاده از شبیه سازی مونت کارلو می پردازد. این رهیافت بر اساس ترکیب یک مدل با دقت اتمی از هندسه مولکول DNA و شبیه سازی به روش مونت کارلو برای ردیابی ذرات است. موقعیت دقیق مکانی اتم های مولکول DNA از بانک داده پروتئینی استخراج گشته است. ابزار Geant4 برای ردیابی ذرات ثانویه تولید شده توسط نوترون های سریع در برهمکنش شان با آب مایع استفاده گردید. به دلیل استفاده از طیف انرژی ذرات ثانویه به جای تابش مستقیم نوترون، زمان محاسبات به طور محسوسی کاهش یافت. شکست رشته ای دوگانه به عنوان موثرترین نوع آسیب، برای تخمین RBE نوترون ها، استفاده شد. پرتوهای گامای کبالت 60 به عنوان تابش مرجع برای محاسبه RBE در نظر گرفته شدند. مدل در توصیف رفتار RBE و محل RBEmax بر اساس توزیع انرژی نوترون ها موفق بوده است.

    کلیدواژگان: مونت کارلو، نوترون، PDB، Geant4-DNA، RBE
  • شیوا جباری، بهرام سلیمی، علی بهرامی سامانی*، سیمین دخت شیروانی آرانی صفحات 11-20

    هدف اصلی این پژوهش، تعیین و اندازه گیری میزان پرتوزایی رادون-222 و رادیوم-226 در آب های معدنی و آشامیدنی شهرستان سرعین می باشد. دستورالعمل مورد استفاده برای نمونه برداری و آنالیز پرتویی رادون-222 و رادیوم-226 به ترتیب، استاندارد ASTM:D 5072-09 و ISO 13165-1:2013 بوده است. اندازه گیری میزان غلظت رادون-222 و رادیوم-226 در نمونه های آب معدنی و آشامیدنی به روش شمارش سوسوزن  مایع مایع انجام پذیرفت. نتایج اندازه گیری ها نشان می دهد که محدوده پرتوزایی رادون-222 در نمونه های آب معدنی Bq/L 71/6-14/1 و برای نمونه های آب شرب در محدوده Bq/L 72/9-25/4 می باشد. همچنین میزان پرتوزایی رادیوم-226 در نمونه های آب معدنی در محدوده Bq/L 248/0-048/0 و در نمونه های آب شرب در محدوده Bq/L 078/0-044/0 تعیین گردید. درنتیجه میزان پرتوزایی رادون-222 و رادیوم-226 در همه نمونه های منابع آب آشامیدنی کمتر از حد مجاز می باشد. البته در برخی از چشمه ها که عده کمی از مردم به عنوان آب آشامیدنی استفاده می کنند، میزان پرتوزایی رادون-222 بالاتر از حد استاندارد مشاهده شد. با این نتایج، به نظر می رسد برای کنترل میزان آلودگی منابع آب شرب شهر سرعین به رادیونوکلیدهای رادون-222 و رادیوم-226 می توان با روش ارائه شده و با برنامه مدونی این منابع را مورد ارزیابی و نظارت قرار داد.

    کلیدواژگان: رادون-222، رادیوم-226، شمارش سوسوزن مایع، آب های معدنی و آشامیدنی، شهر سرعین
  • آرمین مسیبی، شهریار ملکی، فرهود ضیائی*، مهران عطایی نائینی صفحات 21-26

    اخیرا نانوکامپوزیت های پلیمری به منظور آشکارسازی و دزیمتری پرتوهای گاما به صورت برخط مورد استفاده قرار گرفته اند. در این کار تجربی نانو لوله های کربنی چند دیواره (MWCNT) در بستر پلی استایرن (PS) با درصد وزنی 05/0 پخش شدند. در ساخت نانوکامپوزیت (wt% 05/0)PS/MWCNT  از روش محلولی بهره گیری شد. تصویر SEM پخش مناسب و یکنواخت نانولوله های کربنی در بستر پلیمری را تایید کرد. جریان تاریک و جریان تابشی نانوکامپوزیت مذکور تحت پرتوهای گامای چشمه 60Co توسط الکترومتر در ناحیه اختلاف پتانسیل V500-1 و در محدوده آهنگ دز mGy/min 134-45 اندازه گیری شد. نتایج نشان داد که این دزیمتر در هندسه آرایه ی 2 تایی نسبت به هندسه های 3 تایی و تکی دارای پاسخ دزیمتری مناسب تری در محدوده آهنگ دز و اختلاف پتانسیل های ذکر شده است. در نتیجه نانوکامپوزیت مذکور می تواند به عنوان یک دزیمتر فعال به صورت امیدبخشی در ناحیه تشخیصی و درمانی به کار گرفته شود.

    کلیدواژگان: پاسخ دزیمتری، نانوکامپوزیت، پلی استایرن، نانولوله کربنی چند دیواره، هندسه دزیمتر
  • بابک شکارچی، حامد باقری، اکبر علی اصغر زاده، احمد رمضانی مقدم آرانی، باقر فرهود* صفحات 27-36

    هدف مطالعه حاضر، اندازه گیری دز پرتوهای فوتونی و نوترون حرارتی رسیده به سطح پستان دگرسو در طول پرتودرمانی سرطان پستان برای اندازه میدان های درمانی مختلف در حضور گوه های دینامیکی و فیزیکی می باشد. مقادیر دز فوتونی و نوترون حرارتی توسط تراشه های ترمولومینسانس برای اندازه میدان های 13×11، 17×11 و 21×11 سانتی متر مربع و در حضور گوه های فیزیکی و دینامیکی اندازه گیری شدند. نتایج نشان دادند که مقادیر دز رسیده (ناشی از هر دو پرتوهای فوتونی و نوترون حرارتی) به سطح پستان دگرسو در حضور گوه فیزیکی برای اندازه میدان های 13×11، 17×11 و 21×11 سانتی متر مربع به ترتیب 06/12، 75/15 و 40/33 درصد کل دز تجویزی بودند و همچنین، برای گوه دینامیکی به ترتیب 18/9، 92/12 و 26/29 درصد کل دز تجویزی به دست آمدند. با افزایش اندازه میدان، مقادیر دز فوتونی و نوترون حرارتی رسیده به سطح پستان دگرسو افزایش یافتند. علاوه بر این، مقادیر دز فوتونی و نوترون حرارتی رسیده به سطح پستان دگرسو در حضور گوه دینامیکی کمتر از گوه فیزیکی بود. مشابه با پیشنهادات مطالعات قبلی انجام شده، هنگام پرتودرمانی سرطان پستان با تکنیک گوه، استفاده از گوه دینامیکی به جای گوه فیزیکی مخصوصا برای میدان مماسی داخلی ارجحیت دارد.

    کلیدواژگان: سرطان پستان، پستان دگرسو، دز فوتون، دز نوترون، پرتودرمانی، دز سطح
  • مجتبی ارجمند*، فریبا قاسمی، پیمان رفیعی، حسین پوربیگی صفحات 37-44

    آگاهی از نحوه توزیع دز پلاک های چشمی بتازا، با توجه به محل تومور از اهمیت بالایی برخوردار است. در این مطالعه هندسه پلاک های چشمی شرکت BEBIG، مدل های CCB، COB و CIB، برای درمان تومورهای خاص چشمی با ابزار شبیه ساز Geant4 شبیه سازی شد و اثر رادیونوکلوئیدهای مختلف و جنس پلاک چشمی، بر توزیع دزشان مورد بررسی قرار گرفت. برای اعتبار سنجی، دزیمتری مدل های ذکر شده ی پلاک های چشمی 106Ru، توسط فیلم های رادیوکرمیک EBT3 و همچنین نرم افزار طراحی درمان انجام گرفت. برای تومورهای با عمق 3 میلی متر، 90Sr و 142Pr می توانند جایگزین مناسبی برای 106Ru باشند. پلاک های 166Ho و 188Re، به علت افت شدید در توزیع دزشان، تنها می توانند برای ضایعات سطحی مورد استفاده قرار بگیرند. پلاک های طلا به علت تضعیف بیشتر مشاهده شده را می توان باریک تر تولید نمود و استفاده از آن ها در طراحی مدل های COB و CIB، به علت نزدیکی به عصب چشمی و عنبیه، مناسب تر است.

    کلیدواژگان: دوزیمتری، پلاک چشمی، براکی تراپی، سرطان چشم، Geant4، فیلم رادیوکرومیک EBT3
  • لادن رضائی* صفحات 45-56

    در پرتودرمانی، یون های سنگین تر از پروتون، دارای فواید بیش تری از نظر خواص زیستی نسبت به پروتون هستند. اخیرا یون هلیوم، به دلیل انتقال خطی انرژی (LET) بیش تر و اثر زیستی نسبی (RBE) بزرگ تر، مورد توجه واقع شده است. برای طراحی قله براگ گسترش یافته (SOBP) از دز زیستی برای تابش با هر نوع یون، نیاز به مقادیر دقیق RBE است که این کمیت، وابسته به دز، LET و پارامتر ویژه بافت است و نسبت به عمق در بافت، دارای تغییرات مکانی است. در اینجا، مقدار دقیق RBE در تابش یون هلیوم به رده سلولی V79، با بکارگیری یک عبارت پارامتری برای تغییرات RBE نسبت به LET، و نیز استفاده از کد شبیه سازی مونت کارلوی Geant4 برای محاسبه LET و استخراج توزیع مکانی دز، محاسبه شده است. نمودارهای قله براگ مختلف و مقادیر LET، برای هر برش در ناحیه تومور محاسبه شده اند. برای تولید یک SOBP زیستی مناسب، یک مجموعه از ضرایب وزنی با استفاده از محاسبات ماتریسی استخراج شده است که توسط این ضریب، شدت پرتوهای یون هلیومی برای ایجاد یکنواختی مطلوب در SOBP برای دز زیستی، تنظیم شدت پرتوها انجام گرفته است.

    کلیدواژگان: هادرون تراپی، کد Geant4، اثر زیستی نسبی، دز زیستی، هلیوم
  • شهرزاد قنبری، امیدرضا کاکویی*، محمدصادق آخوندی خضر آباد صفحات 57-65

    در یک شتاب دهنده الکترونی پرده ای هنگام عبور باریکه الکترونی از پنجره خروجی تیتانیومی محافظ خلاء، فوتون های پرتو ایکس به علت کند شدن الکترون های شتابدار تولید می شوند. یکی از مسائل مهم در استفاده از شتاب دهنده های الکترونی توانایی کنترل پرتو ایکس تولید شده یا در واقع حفاظ سازی شتاب دهنده به منظور جلوگیری از آثار مخاطره آمیز ناشی از آن است. در کار حاضر بر اساس هندسه پیشنهادی شتاب دهنده الکترونی پرده ای، با استفاده از کدMCNP4C ، دز پرتو ایکس حاصل از تابش ترمزی شبیه سازی شد که خود ناشی از برخور باریکه الکترونی با جریان ثابت mA 50 و انرژی های مختلف keV 300-100 بر روی فویل تیتاینیومی با ضخامت µm 13 است. نتایج حاکی از کاهش دز پرتو ایکس ناشی از تابش ترمزی از Gy 685 به Gy 176 به ازای افزایش انرژی از keV 100 به keV 300 در واحد زمان است. همچنین مقادیر توان توقف تابشی شبیه سازی شده با کدMCNP4C  برای این تغییر انرژی در پنجره تیتانیومی، روندی افزایشی از MeV.cm2/g 012/0 به MeV.cm2/g 021/0 را نشان می دهد. بیشینه و کمینه درصد انحراف مقادیر شبیه سازی و نظری توان توقف تابشی به ترتیب برابر با 33% و 3% به دست آمده است. نتایج حاصل از محاسبه میزان اتلاف انرژی ناشی از تابش ترمزی برای عبور الکترون از فویل تیتانیومی با ضخامت µm 13 به ازای انرژی های keV 300-100، از keV 2-10 ×44/12 تا keV 2-10×19/7 تعیین شد. علاوه بر این بر مبنای نتایج حاصل از کد MCNP4C، حفاظ شتاب دهنده شبیه سازی و برای بیشینه انرژی keV 300 ضخامت بهینه حفاظ سربی cm 5/2 محاسبه گردید.

    کلیدواژگان: شتاب دهنده الکترونی پرده ای، باریکه الکترونی(EB)، پرتو ایکس ترمزی، توان توقف تابشی، حفاظ، MCNP4C، ESTAR
|
  • Azam Zabihi*, Ghasem Forozani, Farid Semsarha, Amir Moslehi, Peyman Rezaeian Pages 1-10

    This study proposes a method to estimate RBE of fast neutrons using Monte Carlo simulations. This approach is based on the combination of an atomic resolution DNA geometrical model and Monte Carlo simulations for tracking particles. Atomic positions were extracted from the Protein Data Bank. The GEANT4 code was used for tracking the secondary particles generated by fast neutrons during their interaction with liquid water. Since secondary particles spectra were used instead of simulating the interaction of neutrons explicitly, this method reduced the computation time dramatically. Double strand break induction was used as the endpoint for the estimation of fast neutrons relative biological effectiveness (RBE).60Co γ -rays were used as the reference radiation quality. The model succeeded in reproducing the behavior of the RBE and the position of RBEmax as a function of the incident neutron energy between 0.1 MeV to 2 MeV.

    Keywords: Monte Carlo, Neutron, RBE, GEANT4-DNA, PDB
  • Shiva Jabbari, Bahram Salimi, Ali Bahrami Samani*, Simindokht Shirvani Arani Pages 11-20

    The main objective of this research is measurement and assessment of the Radon-222 and Radium-226 radioactive levels in mineral water and drinking water in the Sareyn city. The guidelines used for Radon-222 and Radium-226 radiation sampling and analysis were ASTM D: 5072-09 and ISO 13165-1: 2013, respectively. The concentration of Radon-222 and radium-226 in mineral water and drinking water samples was measured by Liquid Scintillation Counter (LSC). The results of the measurements show that the Radon-222 radionuclide concentration in mineral water samples is 1.14-6.71 Bq/L and 4.25-9.72 Bq/L for drinking water samples. Furthermore, Radium-226 was determined in mineral water samples in the range of 0.048-0.248 Bq/L and in drinking water samples in the range of 0.044-0.078 Bq/L. Consequently, Radon-222 and Radium-226 radioactivity concentration in all samples of drinking water are below the permissible limit. However, Radon-222 radioactivity concentration is higher than the standard level in a number of springs that few people use as a source of drinking water. Nevertheless, in order to ensure more than the non-contamination of drinking water sources in Sareyn, radionuclides of Radon-222 and Radium-226 can be systematically evaluated and considered by the proposed method.

    Keywords: Radon-222, Radium-226, Liquid scintillation counting, Mineral, drinking water, Sareyn city
  • Armin Mosayebi, Shahryar Malekie, Farhood Ziaie*, Mehran Ataee Naeini Pages 21-26

    Recently, polymeric nanocomposites have been used as real-time detectors and dosimeters of gamma radiation. In this experimental work, multi-wall carbon nanotubes (MWCNT) were dispersed in polystyrene (PS) martix with a weight percentage of 0.05 wt%. SEM images confirmed the appropriate and uniform distribution of carbon nanotubes in the polymer matrix. The dark current and photocurrent of the nanocomposite were measured under gamma irradiation of 60Co source using an electrometer in the voltage region of 1-500 V, and the dose rate range of 40-134 mGy/min. The results showed that this dosimeter in the array form of 2 pieces in comparison with the 1 and 3 pieces show a better response in the mentioned dose-rate and voltage ranges. Thus, this nanocomposite can be used as an active dosimeter in the diagnostic and therapeutic level.

    Keywords: Dosimetry response, Nanocomposite, Polystyrene, Multi-Wall carbon nanotubes, Dosimeter geometry
  • Babak Shekarchi, Hamed Bagheri, Akbar Aliasgharzadeh, Ahmad Ramezani, Moghadam, Bagher Farhood* Pages 27-36

    This research aimed to measure the received photon and thermal neutron doses to contralateral breast (CB) surface in breast cancer radiation therapy for different field sizes in presence of dynamic and physical wedges. The photon and thermal neutron doses were measured by thermo uminescent dosimeter (TLDs) chips for 11 × 13, 11 × 17 and 11 × 21 cm2 field sizes in presence of physical and dynamic wedges. The findings of current study demonstrated that the received doses (both of the photon and thermal neutron) to CB surface in presence of physical wedge for 11 × 13, 11 × 17 and 11 × 21 cm2 field sizes were 12.06, 15.75 and 33.40% of the prescribed dose, respectively, as well as for dynamic wedge were 9.18, 12.92 and 29.26% of the prescribed dose, respectively. The received photon and thermal neutron doses to CB surface increased with increment of field sizes. In addition, the received photon and thermal neutron doses to CB surface in presence of dynamic wedge were less than physical wedge. Similar to recommendations of previous conducted studies, in breast radiation therapy with wedge technique, the using a dynamic wedge is preferable than a physical wedge, especially for medial tangential field.

    Keywords: Breast cancer, Contralateral breast, Photon dose, Neutron dose, Radiotherapy, Surface dose
  • Mojtaba Arjmand*, Fariba Ghassemi, Payman Rafiepour, Hossein Poorbaygi Pages 37-44

    Understanding the dose distribution of beta-emitting eye plaques respect to the location of tumor is of importance. In this study, the geometry of CCB, COB and CIB plaques (BEBIG manufacturer) for specific eye tumors were simulated and the effects of different coated radionuclides and plaque materials were investigated, by Geant4 simulation toolkit. For validation, a dosimetric investigation was performed for Ru-106 eye plaques, using radiochromic EBT3 films and Plaque Simulator software. Ru-106 plaques can be replaced by Sr-90 or Pr-142 plaques for the tumor apex up to 3 mm. Ho-166 and Re-188 plaques only can be utilized for superficial lesions due to their intense dose fall-off. Gold plaques show more attenuation and can be made thinner. They may be used in COB and CIB models, due to their vicinity of optic nerve and iris, respectively.

    Keywords: Dosimetry, Eye plaque, Brachytherapy, Ocular tumor, Geant4, EBT3 radiochromic film
  • Ladan Rezaee* Pages 45-56

    In radiation therapy, ions heavier than proton have more biological advantages than a proton beam. Recently, ion helium has been considered due to high linear energy transfer (LET) to the medium and a higher relative biological effect (RBE). To design the spread-out Bragg peak (SOBP) of biological dose for radiation with any type of ion, we need exact values of RBE, which is dependent to dose, LET, and tissue specific parameter, and has spatial variations relative to depth in the tissue. Here, we calculate the exact value of RBE in helium ion irradiating V79 cell line by applying a parametric expression for RBE variations relative to LET, as well as using the Monte Carlo simulation code Geant4 to calculate the LET and the dose profile. The profiles of the Bragg Peak and LETs are calculated for each slice in the tumor region. To generate an appropriate biological SOBP, we compute a set of weighting factors using matrix computations, and by modulating helium ion beams, creation of optimal homogeneity at SOBP for biological doses was done.

    Keywords: Hadron therapy, Geant4 code, Relative biological effectiveness, Biological dose, Helium
  • Shahrzad Ghanbari, Omidreza Kakuee*, Mohammad Sadegh Akhoundi, Khezrabad Pages 57-65

    In an electron curtain accelerator, when the electron beam passes through the titanium exit window of the accelerator chamber, X-ray photons are produced as a negative by-product of retarding accelerated electrons. Controlling the produced X-ray photons to avoid their detrimental effects or in fact, proper shielding of the accelerator is an important issue that has to be considered in the use of electron accelerators. In this work, based on the proposed geometry for a certain electron curtain accelerator, and using the MCNP4C code, the bremsstrahlung X-ray dose due to the collision of an electron beam with constant current of 50 mA and various energies within 100 ~ 300 keV energy range with the 13 µm-thick titanium foil were simulated. The results indicate a reduction in the bremsstrahlung X-ray dose from 685 Gy to 176 Gy per unit time for an increase in the electron beam energy from 100 keV to 300 keV. Moreover, the simulated values of the simulated radiation stopping power by the MCNP4C for the mentioned increase in beam energy, showed an increasing trend from 0.012 MeV.cm2/g to 0.021 MeV.cm2/g .The maximum and minimum percent deviation of the simulation and theoretical radiation stopping power were 33% and 3%, respectively. The energy loss due to Bremsstrahlung X-rays for an electron passing through a 13-μm thick titanium foil in the energy range of 100 ~ 300 keV, was calculated to be 7.19×10-2 up to 12.44×10-2 keV.  In addition, based on the simulated results obtained for the accelerator shield using the MCNP4C code, the optimum thickness of the lead shield for the maximum electron energy of 300 keV, was found to be 2.5 cm.

    Keywords: Electron curtain accelerator, Electron beam (EB), Bremsstrahlung X-rays, Radiation stopping power, Shielding, MCNP4C, ESTAR