فهرست مطالب

  • سال هفتم شماره 3 (تابستان 1398)
  • تاریخ انتشار: 1398/06/10
  • تعداد عناوین: 7
|
  • زینب فردی، پیوند طاهرپرور* صفحات 1-8

    براکی تراپی نوع خاصی از  پرتودرمانی است که در آن چشمه پرتوزا در داخل بدن بیمار و در نزدیکی (و یا در داخل) تومور قرار می گیرد. در این بین، تعیین توزیع دز پیرامون چشمه های مورد استفاده در براکی تراپی برای اهداف طراحی درمان بسیار با اهمیت است. در این تحقیق، پارامترهای دزیمتری توصیه شده توسط پروتکل TG43-U1، AAPM، نظیر ثابت آهنگ دز، تابع دز شعاعی و تابع ناهمسانگردی چشمه براکی تراپی I-125 Amersham Health مدل 6711 با استفاده از کد شبیه سازی  مونت کارلو GATE در فانتوم آب محاسبه و اعتبارسنجی شده است، و در ادامه، با توجه به ساختار متفاوت بافت های مختلف بدن نسبت به فانتوم آب، نتایج مربوط به محاسبات دزیمتری، به بافت های چربی، سینه، ریه، دو نوع بافت نرم و ماهیچه تعمیم داده شد. شبیه سازی ها نشان دهنده تفاوت محسوس دز جذبی در برخی از بافت ها، نسبت به فانتوم آب (که توسط پروتکل استاندارد TG43-U1، AAPM پیشنهاد می شود) است، به طوری که تغییرات مربوط به تابع دز شعاعی در بافت چربی در فاصله cm 5 از مرکز چشمه به 7/68% نیز خواهد رسید. نتایج به دست آمده بیانگر آن است که پارامترهای دزیمتری چشمه براکی تراپی 125-I را می توان، علی رغم انرژی تابشی پایین و تغییرات شدید دز با افزایش فاصله از مرکز چشمه، با استفاده از کد GATE و فهرست فیزیکی مناسب محاسبه کرده ودر راستای توسعه نرم افزارهای طراحی درمان براکی تراپی مورد استفاده قرار داد.

    کلیدواژگان: براکی تراپی، چشمه 125-I، دزیمتری، کدGATE، پروتکل TG43-U1
  • سمیه هارونی*، مصطفی زاهدی فر، سحر اکبری صفحات 9-12

    دزیمتر ترمولومینسانس (CaF2:Mn (TLD-400 تحت تابش دز بالای گاما به میزان kGy 10 قرار گرفته، سپس با اعمال فرآیند گرمادهی استاندارد و دریافت دز به میزان Gy 1 قرائت شده است. که در این حالت پاسخ این دزیمتر به دلیل دریافت دز بالا در مقایسه با دزیمتر کنترل که فقط دز Gy 1 دریافت کرده، کاهش یافته است. با اعمال فرآیندهای گرمادهی مختلف که بر مبنای فرآیند گرمادهی استاندارد و افزایش مدت زمان گرمادهی است، مدت زمان 5/27 ساعت برای بازیابی حساسیت این دزیمتر تعیین شده است.

    کلیدواژگان: ترمولومینسانس، (CaF2:Mn (TLD-400، دز بالا، کاهش حساسیت، بازیابی
  • رضوانه عفیفه زاده، یاسر کاسه ساز، محمد ترکی های * صفحات 13-18

    هدف از انجام این تحقیق محاسبه و ارزیابی دز ارگان های حساس سر در حین درمان یک تومور عمقی مغز با راکتور تحقیقاتی تهران می باشد. محاسبات با استفاده از کد مونت کارلوی MCNPX برای فانتوم وکسلی زوبال انجام شده است. فرض شده که بور-10 در سه غلظت متفاوت برحسب ppm (1- در تومور 30 و در بافت های سالم 10؛ 2- در تومور 43 و در بافت های سالم 10 و 3- در تومور 65 و در بافت های سالم 18) به بیمار تزریق شده و سپس ناحیه هدف تحت تابش باریکه نوترونی قرار گرفته است. دز کلی در هر ارگان به صورت مجموع مولفه های دز در ضرایب وزنی هر مولفه محاسبه گردیده است. چهار مولفه مختلف در دز بیولوژیک جذب شده توسط هر ارگان نقش ایفا می کنند که به ترتیب عبارتند از: 1- دز پرتوهای گاما 2- دز نوترون های حرارتی 3- دز نوترون های سریع 4- دز بور. هر 4 مولفه دز به کمک کارت های F4/DE4/DF4 در کد محاسباتی MCNPX محاسبه شده و برای تبدیل شار به دز از ضرایب تبدیل شار به دز در ICRU46 استفاده شده است. حداقل دز بیولوژیک لازم جهت نابودی تومور Gy-Eq20 می باشد. بر این اساس، زمان لازم جهت درمان در آزمون های انجام شده در این پژوهش تقریبا بین 15 تا 30 دقیقه تعیین شد. نتایج نشان داد که افزایش غلظت بور سبب کاهش دز جذب شده توسط عدسی چشم و غده تیروئید خواهد شد. در تمام آزمون ها لوب پاریتال مغز نسبت به سایر بافت ها بیش ترین دز را جذب کرده و نوترون های سریع بیش ترین سهم را در دز جذب شده توسط پوست و عدسی های چشم داشتند. اما در تیروئید بیشترین سهم مربوط به تابش گاما به دست آمد.

    کلیدواژگان: نوترون درمانی، راکتور تحقیقاتی تهران، MCNPX، فانتوم زوبال
  • محمدرضا صافی*، احمد شیرانی، خالید رحمانی صفحات 19-28

    امروزه در مراکز تحقیقاتی بررسی نمونه های محیطی از نظر پرتوزایی برای تشخیص میزان سلامت محیط زیست مورد توجه قرار گرفته است. برای تعیین مواد پرتوزا و فعالیت آن ها در این نمونه ها نیاز به چشمه های مرجع است. این چشمه ها بسته به نوع نمونه با استانداردهایی تولید می شوند. یکی از ابزارهای اساسی و دقیق در تعیین مواد پرتوزا و فعالیت آن ها به ویژه فعالیت های ضعیف در نمونه های محیطی، آشکارساز HPGe می باشد. برای تعیین این مواد پرتوزا و فعالیت آن ها در نمونه های محیطی لازم است ابتدا آشکارساز توسط چشمه های مرجع و استاندارد که هم جنس و هم شکل با نمونه های محیطی و مجهول می باشند، درجه بندی شده و بازده آشکارساز در گستره ی قابل ملاحظه ای از انرژی که مورد نیاز است محاسبه گردد. دقیق ترین روش برای تعیین بازده آشکارساز، اندازه گیری تجربی با استفاده از چشمه های مرجع و استاندارد است. با توجه به زمان بر بودن و در بعضی موارد مشکل بودن این روش، استفاده از روش شبیه سازی برای تخمین بازده آشکارساز که در زمان کم و با دقت خوب همراه است، ارزشمند است. در قسمت اول این پژوهش بازده آشکارساز برای چشمه ی حجیم استاندارد خاکی به دو روش تجربی و شبیه سازی برای بازه ی انرژی keV 121 تا keV 1408 تعیین گردیده است. در محاسبه ی بازده به روش شبیه سازی از کد مونت کارلوی MCNP استفاده شد که نتایج آن سازگاری نسبتا خوبی با نتایج تجربی داشت. در قسمت دوم با استفاده از این بازده ها و خروجی شبیه سازی و همچنین داده های تجربی، فعالیت یوروپیوم و سزیوم چشمه ی حجیم که براساس آن ها این چشمه استاندارد شده است را توسط چشمه ی نقطه ای یوروپیوم محاسبه و نشان داده شد که می توان از یک چشمه ی نقطه ای نیز برای تعیین فعالیت رادیونوکلئیدهای معلوم با فعالیت نامشخص در نمونه های حجیم محیطی، استفاده کرد.

    کلیدواژگان: بازده، آشکارساز HPGE، چشمه ی حجیم خاکی، روش مونت کارلو، کد MCNP، فعالیت چشمه ی حجیم
  • ام لیلا احمدی*، حسین توکلی صفحات 29-34

    چشمه ی براکی تراپی 252Cf یک چشمه ی شکافت خودبه خودی می باشد که از آن به عنوان یک چشمه ی گسیلنده ی نوترون استفاده می شود. علاوه بر نوترون های گسیل شده از این چشمه، پرتوهای گاما با متوسط انرژی MeV 1 گسیل می شوند. در این مطالعه با استفاده از کد مونت کارلوی MCNPX، ابتدا میزان دز جذبی نوترون ها، گامای اولیه و گاماهای ثانویه که در نتیجه ی گیراندازی نوترون حرارتی با هیدروژن آب تولید می شوند در فواصل مختلف از چشمه در فانتوم آب محاسبه شد. سپس میزان دز معادل کل، نوترون و گاما در فواصل مختلف از چشمه به دست آمد. نتایج نشان می دهند که، پرتوهای گامای حاصل از این چشمه می توانند انرژی قابل توجهی در فواصل نزدیک به چشمه به جا بگذارند که باید سهم این پرتوها در مقادیر دز جذبی کل در استفاده از این چشمه و یا چشمه هایی که تنها به عنوان گسیلنده ی نوترون شناخته شده اند در نظر گرفته شود. آهنگ های دز نوترون و گامای کل با افزایش فاصله از چشمه کاهش پیدا کرده و در فواصل نزدیک به چشمه بیشترین میزان انرژی خود را به جا می گذارند. دز معادل ناشی از نوترون ها در فواصل نزدیک (کمتر از cm 2) با اختلاف، نسبت به پرتوهای گاما بیشترین میزان تاثیر، در دز معادل کل دارد به طوریکه مقادیر آن در فواصل cm 0/5 تا cm 2 از چشمه از cSv/h.µg 30/46 به مقدار cSv/h.µg 2/950 می رسد، در حالی که میزان دز معادل گاماها در فواصل cm 0/5 تا cm 2 از چشمه cSv/h.µg 4/300 تا  cSv/h.µg 0/272 است.

    کلیدواژگان: 252-Cf، دز معادل، دز نوترون، گامای اولیه، گامای ثانویه
  • پریناز محنتی*، رضا ملک زاده، محمد یوسفی، فرهاد یزدان صفحات 35-40

    مقایسه ی بین محافظ های پرتوی با ضخامت ها و ساختارهای مختلف (به ویژه اندازه ذرات متفاوت مواد سازنده ی آن ها) در انتخاب محافظ مطلوب برای بیمار جهت استفاده در آزمون های تصویربرداری پزشکی به ویژه سی تی اسکن کمک کننده است. در این مطالعه به منظور ساخت محافظ های پرتویی کامپوزیت برای پستان، پودر بیسموت در دانه بندی های میکرو و نانو با سیلیکون مخلوط شد. ابعاد محافظ ها cm 20 × cm 20، ضخامت آن ها mm 1 و درصد وزنی بیسموت در همه ی آن ها %10 بوده است. آزمون CT با دستگاه سی تی اسکن 16 مولتی اسلایس (TOSHIBA) با شرایط kVp 100، mA 50 و ضخامت اسلایس mm 0/5 و پیچ mm 1 و فانتوم قفسه سینه مونث با سایز پستان زن نرمال انجام گرفت. برای جلوگیری از ایجاد آرتیفکت در هنگام تصویربرداری، از یک لایه فوم به ضخامت cm 1 در زیر محافظ ها و بر روی فانتوم استفاده گردید. برای سنجش دز در نواحی سطح (معادل پوست) و لایه چهارم پستان فانتوم (معادل بافت غده ای) از قرص های TLD استفاده شد. نتایج نشان داد که به کارگیری میکروکامپوزیت بیسموت موجب کاهش %12و به کارگیری کامپوزیت نانوبیسموت باعث کاهش %18/4 در لایه پوست پستان گردید و هر دو کامپوزیت به طور معنی دار (p<0/05) موجب کاهش دز شدند. همچنین محافظ نوع نانوکامپوزیت بیسموت موجب کاهش بیشتر دز در مقایسه با نوع میکروکامپوزیت بیسموت شد. به علاوه تغییرات نویز کمتری در تصاویر CT با محافظ نانوکامپوزیت مشاهده گردید.

    کلیدواژگان: کاهش دز پستان، پرتو ایکس، محافظ پرتویی، کامپوزیت های بیسموت، سی تی اسکن، فانتوم قفسه سینه
  • حسین هاشمی، محمدرضا شجاعی*، جواد عابدی صفحات 41-49

    یکی از دستگاه های تشخیصی در تصویربرداری پزشکی، اسکن توموگرافی کامپیوتری است که کاربرد فراوان دارد و اساس کار آن استفاده از پرتوهای xاست، از طرفی دزهای خارجی حاصل از این پرتوهای یون ساز پس از سال ها از بازه ی تشخیص و درمان، خطر ابتلا به سرطان ثانویه را می تواند به همراه داشته باشد که از لحاظ ایمنی و حفاظت در برابر پرتو قابل ملاحظه است. در این مقاله از کد شبیه سازی کامپیوتری بر اساس روش مونت کارلو 2.6 MCNPX استفاده شد و با طراحی و شبیه سازی اتاق سی تی اسکن و با قرار دادن فانتوم مشابه انسان مرد 40 ساله MIRD در نقاط مختلف از اتاق سی تی شبیه سازی شده میزان آهنگ دز جذبی برای فانتوم ها برآورد شد. در این محاسبات ناحیه ایمن اتاق اپراتور و ناحیه غیر ایمن شعاع 1 متری از چشمه برآورد شد، با تحلیل نتایج به دست آمده بیشترین مقدار میانگین آهنگ دز جذبی مربوط به فانتوم (1) در شبیه سازی اسکن ناحیه ی شکم و اندام های داخلی آن مانند مثانه و سپس پروستات در انرژی متداول120کیلو الکترون ولت به ترتیب 70/62 و 56/60 میلی گری بر ساعت گزارش شد، که این میزان دز جذبی از حد معیار پیشنهادی پروتکل های ICRP بیشتر است. لذا با طراحی حفاظ های سربی در ضخامت های متغیر، راهکاری به منظور کاهش اثربخشی دزهای جذبی پیشنهاد شد که می تواند جهت ارتقای سطح ایمنی پرتو برای بیماران مفید واقع شود.

    کلیدواژگان: دز جذبی، سی تی اسکن، شبیه سازی، فانتوم MIRD، کد مونت کارلو MCNP، حفاظ سربی
|
  • Zeinab Fardi, Payvand Taherparvar* Pages 1-8

    Brachytherapy is one type of internal radiation therapy where radiation sources, which are usually encapsulated are placed as close as possible to the tumor site inside the patient's body. In this technique, it is important to determine dose distribution around the brachytherapy capsule. Hereby, in this paper, dosimetric parameters of I-125 brachytherapy source model 6711 are estimated according to TG-43U1 protocol using GATE 8.1 Monte Carlo code.
    In this work, we used GATE_v8.1 to calculate dosimetric parameters of the I-125 brachytherapy source model 6711. At first, validation of the GATE platform were performed by some criteria such as radial dose function, 2D anisotropy function inside liquid water according to the AAPM TG-43U1. On the other hand, since the attenuation coefficient of the sources in the water phantom is different from that of various tissues, the effects of the various tissues on the radial dose function parameter of the I-125 brachytherapy source were investigated using GATE 8.1 code.
    Dosimetric parameters of simulated I-125 brachytherapy capsule show good consistency compared with the other study. The maximum average deviation was about 3.61% and 7.29% at radial dose function and anisotropy function, respectively. The relative deviation of radial dose function in the fat, muscle, breast and lung tissue compared with water phantom in  radial distance of 5cm were about 68.73%, 10.98%, 25.83% and 12.23%, respectively.
    There was a good agreement between the results of this work and other study in calculation of dosimetric parameters of brachytherapy I-125 source base on the recommendations of TG-43U1 protocol. The results show that the dosimetric parameters of I-125 brachytherapy can be calculated using the GATE code and appropriate physic list in spite of low energy of radiation and high variation in dose rate with increasing distance from the center of the source. The results of the dose calculation in different phantom could be used in clinical treatment planning systems.

    Keywords: Brachytherapy, I-125 Source, Dosimetry, GATE Code, TG-43U1 Protocol
  • Somayeh Harooni*, Mostafa Zahedifar, Sahar Akbari Pages 9-12

    In order to recovery the thermoluminescence (TL) sensitivity of CaF2:Mn (TLD-400) thermoluminescent dosimeter it was exposed to high gamma radiation dose of 10kGy, then by applying standard annealing followed by irradiation to 1Gy gamma dose, the TL signal was recorded . The TL response reduced due to the damage effect of high dose irradiation in comparison with control dosimeter with received dose of 1Gy. By applying different thermal treatment and variation of annealing time, the appropriate annealing time for recovery of sensitivity was determined.

    Keywords: Thermoluminescence, CaF2:Mn (TLD-400), High dose, Sensitivity loss, Recovery
  • Rezvaneh Afifezade Kashani, Yaser Kasesaz, Mohammad Torkiha* Pages 13-18

    In the recent years some studies has been done to consider the capability of Tehran Research Reactor for Boron neutron capture therapy (BNCT). The purpose of this study is to evaluate the sensitive organs dose during the treatment of patient with deep brain tumor by TRR. The calculation has been carried out using the Monte Carlo code MCNPX for ZUBAL head and neck phantom. The method was tested for 3 different boron concentration injected to patient located in TRR thermal column from human head. The total dose (Dw) was defined as the sum of physical dose components (Di) multiplied by weighting factors (wi) of each dose component in a tissue. The MCNP simulations were carried out with the MCNPX version of 2.6. In order to calculate the dose absorption, the tally F4 was used. For the dose conversion, pointwise KERMA factors from ICRU-46 were directly input with DE and DF cards.
    Treatment time based on absorbing 20 Gy-Eq by tumor approximately from 15 to 30 minutes changes for all trials. The results indicate that increasing boron concentration causes decreasing lens and thyroid dose received. In all trials parietal lobes receive the most dese rather than other parts. It was found that fast neutron dose component has most contribution in skin and lenses doses. But for the thyroid gamma dose component has most contribution. It is considered that side-irradiation would not be safe treatment for vital organs and take long time.

    Keywords: Boron Neutron Capture Therapy, TRR, MCNPX, Zubal phantom
  • Mohammad Reza Safi*, Ahmad Shirani, Khalid Rahmani Pages 19-28

    Analyzes of environmental samples regarding their radioactivity is of important concern for health purposes. We need standard sources to determine radioactive components and their activities. These sources are usually produced regarding type of the sample. One of the fundamental and precise tools to recognize radioactive materials and their activities is HPGe detector. To reach this goal, the detector needs to be scaled by standard sources with the same shape and the same components with environmental samples. It is also needed to determine the efficiency of the detector in a wide range of energies. The most precise way to determine detector efficiency is by doing experiment using standard sources. Since experimental methods are time consuming and difficult to apply in some cases, it is worth using simulating method which takes a short time and is precise. In the first part of this research the detector efficiency is determined in two different ways: experimental and simulating for energies from 121 keV to 1408 keV for a volume source. In simulating method, the extracted results from the Monte Carlo code MCNPX was in agreement with experimental data. In the second part, the activity of Eu152 and Cs137 of volume source which is standardized by these components was calculated using efficiencies and simulating outputs and experimental data by Eu152 point source and it is shown that it is possible to use a point source to determine the activity of radionuclide with unrecognized activity in volume environmental samples.

    Keywords: Efficiency, HPGe detector, solid volume source, Monte Carlo method, MCNP code, Activity volume source
  • Ome Leila Ahmadi*, Hossein Tavakoli Pages 29-34

    The 252Cf brachytherapy source is a spontaneous fission decay source, which is used as a neutron-emitting source. In addition to neutrons emitted from this source, gamma rays are also emitted with the average energy of 1 MeV. In this study, using the Monte Carlo N-Particle code (MCNPX), the absorbed dose rates of the neutrons, the primary gamma and the secondary gamma that generated by thermal neutron capture in the hydrogen of the water were calculated at different distances from the source in the water phantom. Also, the equivalent dose rates of the total, the neutrons, and the gammas were obtained at different intervals from the source. The results indicate that gamma rays from this source can provide significant energy at distances close to the source, so the contribution of these rays to total absorption doses should be calculated. The neutron dose rate and total gamma decrease with increasing distance from the source and at the distances close to the source are deposited the most energy. The equivalent dose of neutrons at distances close to the source (lower than 2cm) with differences to gamma rays has the highest effect at the equivalent total dose. So, the values at the distances of 0.5 to 2.0 cm from the source reach the value of 46.30 cSv/h.µg to 2.95 cSv/h.µg, while the equivalent dose rate of gamma at distances of 0.5 to 2.0 cm from the source is 4.30 cSv/h.µg to 0.272 cSv/h.µg.

    Keywords: Cf-252, equivalent dose, Neutron Dose, Primary Gamma, Secondary Gamma
  • Parinaz Mehnati*, Reza Malekzadeh, Mohammad Yousefi, Farhad Yazdansetad Pages 35-40

    Comparison of radiation shields of different thicknesses and structures (especially different particle sizes of their constituents) is helpful to select an appropriate shield for patient protection in medical imaging tests particularly CT-scan. In this study micro- and nano-powders of bismuth were mixed with silicone matrix to make composite radiation shields for breast. The shields were provided in dimensions of 20×20 cm, thickness of 1 mm, and bismuth weight ratio of 10%. The chest CT test (TOSHIBA 16 multi-slice device) was performed on a female phantom with normal breast size in 100 kVp and 50 mA with slice thickness of 0.5 mm and pitch of 1 mm. To avoid image artifacts, a foam layer of 1 cm was wrapped around the phantom under the shields. Measurement of dose in the surface (equivalent to skin) and forth layer (equivalent to glandular tissue) of phantom breast was done using thermoluminescence dosimeter. Results showed that dose on the surface of phantom breast declined up to 12% and 18.4% in the presence of silicon-bismuth micro- and nanocomposite shields, respectively, and both composites reduced the breast dose significantly (p<0.5). Also, the nanocomposite shields reduced radiation dose more than the microcomposite shields. Additionally, less noise variation was observed in CT images acquired with the nanocomposite shields.

    Keywords: Breast dose reduction, X-ray, Radiation shield, Silicon-Bismuth composites, CT-scan, Chest phantom
  • Hossein Hashemi, Mohammadreza Shojaei*, Javad Abedi Pages 41-49

    One of the most widely used diagnostic devices in medical imaging is computed tomography scanning with the use of X-ray ionization. After years of using this tool in the diagnosis and treatment, external doses of these beams can pose a risk of secondary cancer, which is significant in terms of radiation safety and protection. In this paper, using the Monte Carlo code MCNPX2.6 performed over three phases, a 40-years-old male MIRD and CT room was designed and simulated at different locations of the CT room and the absorbed dose rate was calculated. In the first phase, by calculating and simulating, the mean absorption dose rate was obtained and then the safe and unsafe locations were identified. In the second step, by analyzing the results, the highest mean dose rate of the phantom absorption dose was obtained in the simulation of abdominal area scans and its internal organs. In the third stage of this article, by designing a lead shield, a solution was proposed to reduce the effectiveness of absorptive doses that could improve the safety level.

    Keywords: absorbed dose, CT scan, simulation, MIRD phantom, MCNPX, lead shielding