monte carlo study of photoneutrons from medical linear accelerator for boron neutron capture therapy applications

Abstract

ABSTRACT

VII

Abstract

Since the early 1950s

Boron Neutron Capture

Therapy (BNCT) is performed

in either

nuclear

react

o

rs

or ion accelerators. Although

,

both of them

are

producing

a

high neutron flux

b

ut are not

appropriate for hospital installation

s

due to the

problems related

to large dimensions,

radioactive

wastes,

authorization,

technology

and

economy

(high financial cos

t)

.

In contrast

, electron

accelerator

s

based neutron sources even

if

less efficient

in

term of

the produced

neutron flux

,

are

rather

cheap and co

mpact.

Currently

high energy

medical linear accelerators are

widely

available

in radiotherapy centers.

Low int

ensi

ty neutrons are commonly emit

from them which

can be

considered

as a weak in

-

hospital neutrons source.

The

aim

of this work, is

to increase

photoneutron production from m

edical linac

(10

-

25

MV)

to

use

for BNCT including

the following specific objectiv

es

:

studying

the characteristics of flattened

(FF)

and unflattened

(FFF)

photon beam to

select

the best of them for

photoneutrons production

through the photonuclear reaction

,

to select

proper neutrons’ c

onverting materials,

to determine

an

o

ptimum conver

ters thickness, to investigate

emitted

photoneutrons energies

and

to

study

dependency

of

n

eutron yield

on

incident photons

energy

.

Firstly:

Varian Clinac linac was carefully

modeled with beam

nrc and the calculated PDDs and

beam profiles

were benchmarked

with experimental measurements. This

was

followed by

a

comprehensive investigation of the charac

teristics of flattened and unflattened

photon beams

through using Beamnrc and Dosxyznrc based MC simulations

. Based on the

results

of this stage

in addition to

the

comprehensive

study of the pho

to

-

nuclear reaction cross sections

, the FFF beam

was selected for photoneutron production

from lead and tungsten targets

.

Secondly:

S

everal GE

ANT4 simulations were performed

for photoneutron production

f

rom

lead

and tungs

ten targets of different thicknesses

(

0.

0

to

30 cm

)

. Photons

’

beams of energies ranged

from 10 to 30 MV were used in this study

.

The result showed that the

FFF Linacs produced

high photon fluence

and less diverted photon

beams. The intensity of emitted ph

otoneutrons increase with

increasing

converter thickness

and

saturated within 7

cm lead and 6 cm tungsten. Photoneutrons yield

was

found to increase with

increasin

g photons energy. The emitted

photoneutrons

a

ve

rage

energies

ranged

from 0.480 to

0.863 MeV f

or tungsten

and

from 0.586 to 1.214 MeV for lead

. A photoneutron flux of 3.263

×10

8

n/cm

2

s and 2.585×10

8

n

/cm

2

s have been calculated for

25 MeV medical linac equipped with 7 cm

lead converter and 6cm tungsten converter

,

respectively.

These fluxes are highe

r than ones

obtained in a similar work using conventional Linac, in which the calculated photoneutrons flux

for a simple convertor was

3.4

5×10

6

n

/cm

2

s

and

1.17

×10

8

n

/cm

2

s

for an optimized convertor was

(Giannini et al. 2006)

.

Concededly

, the FFF

li

nac increased the feasibility towards

having in

-

hospital

BNCT

since the

calculated photoneutron flux from the 25 MV FFF linac was

not far from

the BNCT useful

neutrons flux criteria 1×10

9

n.cm

-

1

.s

-

1

.

T

h

e emitted photoneutrons

(0.48

-

1.214 MeV) are

fast

neutrons and

need to

moderate

t

o thermal or epithermal

neutrons

to use for BNCT

ARABIC ABSTRACT

VIII

المستخلص

منذ مطلع الخمسينات من

ي

ن

ي

ر

ش

ع

ل

ا

ن

ر

ق

ل

ا

مارس

علاج

الأ

سر

البوروني

للنيوترون اما

بإستخدام

المفاعلا

ت النووية

او معجلات الأ

يونات

واللذان كلاهما لايصلح للتركيب داخل

المستشفيات وذلك لبعض مساؤهما

المتعلقة ب

كبر

الحجم و

تراكم النف

ا

يات المشعة إ

ة

ف

ا

ض

للصعوبات ا

ل

م

تعلقة بالترخيص و

ال

ت

قنية و

الإقتصاد (

التكلف

ة المالية العالية

)

.

فى المقابل

ب

رغم قلة فعالية معجلات الإ

لكترونات

من حيث كثافة

النيوترونات المنتجة إلا انها تعتبر مصادر

رخيصة وذات أ

حجام صغيرة و

ا

ي

ل

ا

ح

ى

ه

ك

ل

ذ

ل

متوفرة

فى معظم مراكز العلاج

الإشعاعى

.

ة

ي

م

ك

ث

ع

ب

ن

ت

ة

د

ا

ع

ق

ليلة

من الني

ترونات عند استخدام أ

شعة قاما ذات الطاقات العالية فى العلاج الإشعاعى بحيث يمكن اعتبار

مع

جل

الالكترونات الطبى ذوالطاقة العالية

ك

م

صدر ضعيف للنيوترونات داخ

ل مستشفيات العلاج الإشعاعى

.

يهدف

هذا البحث لدراسة إمكانية زيادة كمية

النيوترونات المنتجة

من

معجل الإلكترونات الطبي

(

10

-

25

MV

)

بغرض إستخدامها لعلاج الأورام عن طريق الأ

سر البوروني

للنيوترون

لا

م

ت

ش

م

على

الأ

هداف الخاصة التالية:

د

راسة

خصائص حزم الفوتونات المنتجة بواسطة كل

من ال

م

ع

جل الطبى التقليدى و

تلك المن

تجة من المعجل ا

لطبي

منزوع مرشح التسطيح، ومن ث

م إ

سخدام أ

فضلهما

لإ

ا

ص

ئ

ا

ص

خ

نتاج

نيوترونات

ضوئية عن طريق ظاهرة

الفوتونووي

.

كما يهدف

البحث

ا

ض

ي

ا

س

ل

ا

د

ي

د

ح

ت

م

ث

ن

م

و

ة

ي

ر

ا

ر

ح

ل

ا

ت

ا

ن

و

ر

ت

و

ي

ن

ل

ا

ج

ا

ت

ن

لإ

د

ا

و

م

ل

ا

ل

ض

ف

أ

ر

ا

ي

ت

خ

لإ

م

ك

م

ل

ى

ل

ا

ث

م

ل

ا

ح

و

ل النيوترونات الضوئية

وكذلك التحقق من طاقة النيوترونات الحرارية المنبعثة

بالإض

ا

فة

الى

دراسة

تأثير

طاقة

ا

لفوتونات الساقطة على

كثافة

النيوترونات

م

ل

ا

نتجة

.

لا

و

ا

:

تم بناء نموذج لمحاكاة معجل الإ

لكترونات الطبى

Varian Clinac

بعناية عن طريق برنامج

BEAMnrc

الذي

يعمل على النمذجة باسخدام طريقة

Monte Carlo

حيث تمت مطابقة كل من منح

نى جرعة العم

ق ومنحنى

لأ

ا

ع

ي

ز

و

ت

ل

ا

فقي للجرعة المحسوبة لهذا النموذج

مع نتائج قياسات معملية لنفس هذه

المؤشرات ومن ثم تم

ت

دراسة

خصائص

حزمتي

فوتونات مسطحة وغير مسطحة عن طريق النمذجة عبر برنامج

ي

Beamnrc

و

Dosxyznrc

.

ومن ثم

ى

ل

ع

ا

ء

ا

ن

ب

نتائج

هذه المرحلة إضافة الى الدراسة الدقي

قة للمقطع العرضي

للتفاعل

الفوتونووي

ت

م إ

ختيار

الحزمة غير المسطحة لإنتاج نيوترونات

ضوئية

من هدف

ي

رصاص وتنجستن.

:

ا

ي

ن

ا

ث

ة

ا

ك

ا

ح

م

ل

ا

ت

ي

ر

ج

أ

لإ

نتاج النيوترونات الضوئية عدة مرات

ب

واسطة

برنامج

GEANT4

و

ذلك بإستخدام أ

هداف

رصاص

و

تنجس

ت

ك

ا

م

س

أ

ت

ا

ذ

ن

م

ختلفة

(

0

الى

00

سم

)

وكذلك

ت

م

د

خ

ت

س

أ

فى هذه الدراسة

عدة حزم من ال

فوتونات

تتراوح طاقتها من

10

ميقا فولت ا

لى

30

ميقا فولت.

أوضحت النتائج أ

ن الحزمة غير المسطحة أعلى شدة وأقل تشتتا مقارنة بالحزمة المسطحة و

بالتالي

تعت

بر الأفضل

لإ

نتاج الني

و

ترونات عن طريق التفاعل الفوتونووي

(Photo

nuclear reaction)

. كذلك وجد أن شدة الفوتونات

الضوئي

ل

و

ح

م

ل

ا

ك

م

س

ة

د

ا

ي

ز

ب

د

ا

د

ز

ت

ة

ج

ت

ن

م

ل

ا

ة

س

د

ن

ع

ع

ب

ش

ت

ت

م

ث

ن

م

و

مك مقداره

7

سم لهدف الرصاص و

6

سم

للهدف المصنوع من التنجستن. كما وجد كذلك ان كمية النيوترونات الضوئية المنتجة تزداد مع زيادة طاقة

الحزمة الفوتونية ا

لمستخدمة.

و

كذلك

د

ج

و

أن

متوسط

طاقة النيوترونات المنبعثة من

التنجستن تتراواح ما ب

ين

084.0

و

08.60

ميقا الكترون فولت

و طاقة النيوترونات المنبعثة من

الرصاص تتراواح ما بين

085.6

و

.82.4

ميقا الكترون فولت

ي

ن

و

ت

و

ف

ل

ا

ض

ي

ف

ل

ا

ن

ا

د

ج

و

ا

م

ك

.

الناتج بواسطة حزمة اشعة قاما

طاقتها

25

ميقا فولت

ى

و

ا

س

ي

)

ا

ي

ل

ا

ح

ة

ي

ب

ط

ل

ا

ت

لا

ج

ع

م

ل

ا

ا

ه

ج

ت

ن

ت

ة

ق

ا

ط

ى

ل

ع

أ

ا

ه

ر

ا

ب

ت

ع

إ

ب

(

3

.

263

×

10

8

نيوترون

\

سم

2

.

ثانية

.s)

2

(Newton/cm

و

2

.

582

×

10

8

نيوترون

\

سم

2

.

ثانية

.s )

2

(Newton/cm

من هدف رصاص سمكه

7

سم و

هدف تنجس

تن سمكه

6

سم على التوالي

و

هذا الفيض النيوتروني

(

neutron flux)

أكبر من الفيض المنتج سابقا

ARABIC ABSTRACT

IX

بإستخدام معجل طبى تقليدى (

with FF

)

حيث كانت

قيمته

تساوي

3

.

45

×

10

6

نيوترون/

سم

2

.

ثانية

لهدف بسيط

شبيه بالهدف المس

ت

خدم فى هذا البحث

(Giannini e

م

ما لاشك فيه

أن المعجل

الطبى

منزوع مرشح الت

سطيح

قد

زاد

من إ

م

ك

ا

ن

ية

ممارسة

علاج

الأسر

البوروني

للنيوترون

داخل المستشفيات

حيث

د

ج

و

أ

ن الفيض النيوتروني

المنتج بواسطة حزمة

فوتونات

غير م

رشحة

طاقتها

25

ميقا فولت

يساوى

3

.

263

×

10

8

نيوترون/

سم

2

.

ثانية

ب

إعتبار ان

الف

يض النيوتر

وني

لعلاج

الأسر

البوروني

للنيوترون

هو

1

×

10

9

نيوترون/

سم

2

.

ثانية

.

النيوترونات المنتجة

تعتبر

نيوترونات سريعة

حيث

ت

ت

راوح طاقتها ما ب

ين

0

.

4.

الى

.82.4

ميقا إلكترون فولت

وبالتالي

يجب تبطئتها الى ني

وترونات حرارية أ

و

epithermal neutrons

لكي

تستخدم فى

ع

لاج

الأسر

البوروني

للنيوترون