استفاده از روش مونت کارلو در تحلیل شتاب دهنده های خطی پزشکی

با توسعه روش پرتو درمانی شتاب دهنده های خطی نقش قابل ملاحظه ای یافته اند به طوری که بدون این ابزار پرتو درمانی ناممکن می شود.
ایجاد تخمین دقیق در دستگاههای حفاظتی در مقابل پرتوکه دوز را پایین تر از محدوده مجاز نگه میدارد بسیار مهم است.ضخامت حفاظ ارتباط مستقیمی با ضخامت یک دهم شدن، دارد. با استفاده از منحنی هایی که توسط استاندارد DIN-۶۸۴۷ توصیه شده است که دران نرخ دوز محاسبه شده برای دو مقدارمختلف از ضخامت شیلدینگ تخمین زده شده است می توان مقدار حفاظ بهینه را بدست اورد.
در این پروسه از روش مونت کارلواستفاده می شود تا مقدار ضخامت یک دهم شدن را برای پرتوهای X درشتاب دهنده های خطی پزشکی تخمین بزنیم.در این روش نتایج هر مرحله با مرحله پیشین مقایسه شده سپس با مقادیر توصیه شده در استاندارد DIN-۶۸۴۷مقایسه و تطبیق داده می شود.
● مقدمه:
شتاب دهنده های خطی الکترونی به طور وسیع درتاسیسات پرتو درمانی استفاده می شوند.تخمین دقیقی از دوز رسیده به بیمار ، پزشک و یا عموم مردم بسیار مهم است زیرا با دانستن مقدار دوز ساتع شده از تاسیسات می توان با طراحی مناسب حفاظها محدوده و مقدار دوز مضر را کاهش داد. در ICRP کاهش محدوده دوز توصیه شده است بنابراین شاید لازم باشد که پارامترهای ایمنی بکار رفته در تاسیسات پزشکی به کار رفته در شتاب دهنده ها ارزیابی شود به این منظور می توان از دو نوع استانداردNCRP-۵۱ وDIN-۶۸۴۷ استفاده کرد تاتجهیزات حفاظتی را در شتاب دهنده ها ارزیابی کرد.
در کارهایی که در مراکز تحقیقاتی انجام میشود تمرکز اصلی روی تخمین ضخامت یک دهم شدن، برای اشعه X تولیدی در شتاب دهنده های الکترونی پزشکی، است. کد MCNP برای روش مونت کارلو مبنا می باشد و در این روش دوباره بکار گرفته می شود.
● تحلیل حفاظت در برابر پرتو:
طبق استاندارد DIN-۶۸۴۷ ضخامت حفاظ درعبارت زیر مشخص شده است.
که S ضخامت شیلد برای پرتو iام است که مربوط به الکترونها، پرتوهای X (اولیه، ثانویه، نشتی) یا نوترونها(بیم اولیه و بیم پراکنده شده (SCATTERED ) )، Z ضخامت یک دهم شده ، W برابر حجم کار هفتگی بر مبنای فاصله از(meters)(GY/WEEK) a، U ضریب استفاده، T ضریب استقرار، H دوز معادل هفتگی، ۱= q ضریب کیفیت و K ضریب کاهش است که با عبارت زیر مشخص میشود
که a فاصله مبنا و برابر m۱ و a فاصله بر حسب متر ازمنبع در طرف دیگرحفاظ است که دوز در انجا اندازه گیری می شود.
مقادیر ضخامت یک دهم، Z= Z به مواد بکار رفته در حفاظ بستگی دارد که از منحنی های اعلام شده دراستاندارد DIN-۶۸۴۷ بدست می اید.
جالب است که برای الومنیوم وبتون منحنی یکسانی استفاده شده است همین حالت برای اهن و مس نیز برقرار است.
که C شامل همه ترمهایی هست که وابسطه به تاسیسات و پرتوهایی است که در کد MCNP استفاده شده است و مقدار دوز را برای ضخامت شیلدینگ از صفر تا ۱۳۰cm محاسبه می کند.ضریب همبستگی بین) a H log( و S محاسبه شده است بنابراین ضخامت یک دهم می تواند در در ترمهای نرخ دوز محاسباتی برای مقادیر مختلف ضخامت و حفاظ تقریب زده شود و با فاصله طبق فرمول زیر رابطه دارد:
● نتایج و قیاسها:
کد MCNP اجرا شده است تا مقادیر دوز را در فواصل مورد نظر برای انرژیهای گوناگون از ۵/. تا mev ۵۰ و مواد مورد نظر (الومنیوم، بتون، مس، سرب، اهن) تعین کند.
منبع فتونی نقطه ای، همسانگرد و تک انرژی در نظر گرفته شده است شمارنده در ناحیه ای قرار گرفته است که ماکزیمم دوز وجود دارد.مقدار ضخامت حفاظ در هر دوز و انرژی داده شده که از نظر بزرگی در هر انرژی متفاوت است.
اما برای مقادیر بالاتر انرژی، این تفاوت بیشتر است برای بتون تا۴۰MEV برای الومنیوم تا ۱۰MEV و برای اهن و مس تا ۱۵۰MEV برقرار است.بیشترین اختلاف نشان داده شده مربوط به سرب است.
در انرژیهای بالاالکترونها با هسته های سنگین بر خورد کرده وپرتوهای غیر یونساز(EM) تولید می کنند (Bremsstrahlung)، این پدیده در سرب بیشتر اشکار می شود و همین باعث اختلاف بالا در عنصر سرب می شود بنابراین نتایج بدست امده از MCNP برای عنصر سرب گسسته در نظر گرفته می شوند.
منحنی های بدست امده برای بتون و الومنیوم خیلی مشابه هستند. اگر ما در شبیه سازی یک طیف انرژی پیوسته ترجیحا از یک منبع تک انرژی استفاده کنیم نتایج بهتر نیز می شوند اما متاسفانه این داده ها در دسترس نیستند.
MCNP خطاهای محاسبات دوز را مشخص می کند و با این داده ها انالیز اماری اجرا میشودو نتایجی را که مهم هستند بهبود می دهد و به طور عملی ۵% خطا وجود دارد.
MCNP-۴ ضریب تبدیل دوز را تا ۱۵MEV فراهم می کند برای انرژیهای بالاتراز تکنیک برون یابی استفاده می شود. به هر حال در محاسبات بعدی برای تعین ضریب تبدیل دوز از Jaeger استفاده شده است ملاحظه شد که نتایج در انرژیهای بالاتر بهبود یافت و بعضی از نتایج نیز ثابت ماند که در ان موارد ضرایب تیدیل دوز اصلاح شده بود. به هر حال این روشی مناسب است تا ضریب تبدیل دوز را در هر مورد تخصیص دهیم.
برای الومنیوم این قابل توجه است که مقدار تخمین زده شده توسط MCNP-۴ بیشتر از DIN است. هر دو منحنی های MCNP شکل یکسانی دارند اما MCNP-۴ بهتر ازMCNP۳.۲ است.
در حالت کلی اختلاف بین MCNP-۴ وDIN کم است . منحنی های بدست امده برای اهن ومس از MCNP۳.۲ بهتر از MCNP-۴ است که شاید این به دلیل ضخامت شیلدینگ تطبیق داده شده برای محاسبات باشد. برای سرب نتایج بهبود یافته است.
● نتیجه:
هر دو ورژن MCNP بر اساس کد مونت کارلو بنا شده اند تا ضخامت یک دهم، را برای اشعه X در شتاب دهنده های الکترونی پزشکی برسی کنند.نتایج بدست امده از محاسبات با مقادیر توصیه شده توسط استاندارد DIN-۶۸۴۷ مقاسیه شده اند واین برای پرتو های اولیه باز بینی می شود که بدون حطا های فاحشی از منحنی های یکسانی برای مواد مختلف استفاده می کنیم.
مخصوصا برای بتون و الومنیوم، اهن ومس بترتیب این به نظر نمی رسید منطقی باشد. اندازه گیری ازمایشات دوز مخصوصا در یک شتاب دهنده خطی اسان نیست بنابراین اهمیت روش شبیه سازی در اینجا مشخص می شود. به هر حال اختلاف بین اندازه گیریهای تجربی وشبیه سازی شده همیشه کم است . نظر به اینکه کلا طیف بیم اولیه در یک شتاب دهنده ناشناخته است ما منبع را تک انرژی در نظر می گیریم. برای بهبود نتایج ما باید ازمایشات را در اینده با ورژنهای بالاتر MCNP تکرار کنیم .

حسین مجیدی مرقی
دکتر کمال حداد
مراجع:
[ ۱ ] ICRP Publication ۶۰, "New Recommendations of the Commission",approved on ۹ November ۱۹۹۰.
[۲] G. Verdu, I. Rodenas, J. M. Campayo, "Radiation Protection forParticle ccelerators", I International Conference on Implications ofthe new ICRP Recommendations, Salamanca (Spain), ۲۶-۲۹ Na-"ember ۱۹۹۱.
[۳] NCRP Report ۵۱. "Radiation Protection Design Guidelines for ۰.۱-IW MeV Particle Accelerator Facilities", National Council on RadiationProtection and Measurements, ۱۹۷۷.
[۴] DIN-۶۸۴۷, "Medizinische Elekvonenbeschleuniger-Anlagen; Teil۲ Strahlenschutzregeln fur die Errichtung", (Medical electron accelerators;Part ۲: Radiation protection N I ~ S for installation), DIN Deutsches lnstitut fir Normung e. V., ۱۹۷۷.
[۵] W. L. Thompson. (Monte Carlo Group Leader), "MCNP - A General Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport", Version۳, Los Alamos Monte Carlo Group, Los Alamos National Laboratory,Los Alamos. New Mexico, ۱۹۸۳.
[۶] I. F. Briesmeister (Editor), "MCNP - A General Monte Carlo NParticleTransport Code, Version ۴A". LA-۱۲۶۲۵. Los Alamos NationalLaboratory, Los Alamos, New Mexico. November ۱۹۹۳.
[۷ A. B. Chilton. ۱. K. Shultis, R. E. Faw. "Principles of RadiationShielding", Prentice Hall, ۱۹۸۴.
[۸] I. Rddenas, G. Verdu, "Application of the Monte Carla Method toEstimate the Tenth-value Thickness for X-rays in Medical ElectmnAccelerators". PAC۹۳, IEEE, ۱۹۹۳ Particle Accelerator Conference,Washington, D. C., ۱۷-۲۰May ۱۹۹۳.
[۹] ۱. Rddenas, G. Verdu, ۱. I. Villaescusa, J. M. Campayo, "CBlculode dosis y estudio de blindajes en un acelerador lineal", MEDICALPHYSICS ۹۳, IX Congreso Nacional de Fisica Medica, Puerto de laCNZ, Tenerife, ۲۲-۲۴ Septiembre ۱۹۹۳.
[۱۰] NCRP Report ۴۹, "Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X-Rays and Gamma Rays of Energies up to ۱۰MeV", National Council on Radiation Pmtection and Measurements,۱۹۷۶.
[۱۱] I. Rddenas, G. Verd". A. Nieto, "La simulacidn del transporte departiculas mediante el mbtado de Monte Carla: el cddigo MCNP۴A". XX Reunidn Anual de la Sociedad Nuclear Espaiiola (SNE),Cdrdoba (Spain), October ۱۹۹۴.C
[۱۲] R. G. Jaeger (Ed.), "Engineering Compendium on RadiationShielding", Volume I: Shielding Fundamentals and Methods,Springer-Verlag. ۱۹۶۸.
۲۵۳۶

منبع : جامع علوم رادیولوژی ایران