monte carlo study of photoneutrons from medical linear accelerator for boron neutron capture therapy applications
| dc.contributor.author | mohammed abd alaziz halato | |
| dc.date.accessioned | 2017-07-19T11:29:20Z | |
| dc.date.available | 2017-07-19T11:29:20Z | |
| dc.date.issued | 2016 | |
| dc.description.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 | en_US |
| dc.description.sponsorship | Prof. Dr. Abdel Monuim Artoli Dr. Ibrahim Idris Suliman Prof. Dr. Gainrossano Giannini | en_US |
| dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/123456789/4065 | |
| dc.publisher | Al Neelain University | en_US |
| dc.subject | Medical Physics | en_US |
| dc.title | monte carlo study of photoneutrons from medical linear accelerator for boron neutron capture therapy applications | en_US |