Hızlı nötronların yumuşak dokudaki enerji dağılımının saptanması

Abstract

ÖZET Hızlı Nötronların Yumuşak Dokudaki Enerji Dağılmanın Saptanması. Mikrodozimetri ile çalışmalar uzun yıllardır sürmektedir ve mikrodozimetrinin uygulandığı dört temel alan vardır: 1) Radyasyondan korunma, 2) Yüksek LET (.Lineer Enerji Transferi ) radyoterapisi (nötron terapi), 3) Bileşik radyonüklidler 4) Uzay araçları, elektronik ve personel güvenliği Bu çalışmada yüksek LET radyoterapisi ile ilgili parametreler üzerinde durulmaktadır. Verilen radyasyon kaynağının RBE ( Relatif.Biyolojik Etki ) veya biyolojik cevabının hem soğurulan enerjinin kalitesine hem de niceliğine bağlı olduğu yapılan deneylerde görülmüştür. Bu araştırmada mermi parçacık olarak hızlı nötronlar kullanılmaktadır. Bundan dolayı nötron kaynaklan kısaca açıklandıktan sonra nötronların homojen küçük bir oyuk içindeki enerji depolanma mekanizması incelenmiştir. Bu enerji depolanması: Duvar içinde harekete başlayıp oyuktan geçerken enerjisinin bir kısmım oyuk içinde bırakıp, duvar içinde hareketsiz kalan crosser; duvar içinde hareketine başlayıp oyuk içinde yavaşlayarak duran stopper; hareketine oyuk içinde başlayıp başlangıç enerjisinin bir kısmını oyuk içinde bırakarak oyuğu terkeden starter ve hareketine oyuk içinde başlayıp enerjisinin tamamını bırakarak oyuk içinde duran insider parçacıklar tarafından ortama bırakılan enerjilerin toplamı ile ifâde edilir. Mikrodozimetrik spektra hesabında iki ayrı metod kullanılır. Bunlar analitik metod ve Monte - Carlo metodudur. Her iki metodta temelde hızlı nötronlara uygulanırlar. Her iki metodta aynı giriş verilerini kullanır. Caswell ve Coyne tarafından geliştirilen programda hızlı nötronların enerji aralığı 0.1-20 MeV arasında alınabilir. Canlı dokunun temel elementleri hidrojen, karbon, nitrojen ve oksijendir. Kemik içindeki kalsiyum ve fosfor hariç, dokudaki diğer elementlerin yüzde oranlan çok düşük olduğundan ihmal edilirler. Kalsiyum ve fosforun ise hızlı nötron tesir kesitleri çok küçük olduğundan doku içindeki enerji depolanmasına çok büyük kalkılan yoktur, bu yüzden dikkate alınmazlar. Dokuya yakın özellikler gösterdiği için 74enerji depolanmasının hesaplanacağı homojen küçük oyuğun içi propan ağırlıklı gaz, metan ağırlıklı gaz veya doku eşdeğeri plastik ve oyuk duvarı olarakta ICRU standart dokusu, karbon veya A- 150 Shonka plastik seçilmiştir. Ayrıca oyuk çapı nanometre ve mikrometre boyutlarında farklı değerler alınarak enerji depolanması ve diğer mikrodozimetrik nicelikler hesaplanılmıştır. Bu hesaplamalar sonucunda programın oluşturduğu minimum 12 adet çıkış (output) dosyasından elde edilen veriler ile gerekli tablo ve grafikler çizilmiştir. Bu çıkış dosyalarına ait örnekler ve programın ana kısmı EK-1 ve EK-2'de verilmektedir. 75

SUMMARY Fast Neutrons Energy Deposition Distribution Calculations in Soft Tissue. Microdosimetry has been used for many years and there are four principal areas where microdosimetry have been applied successfully : 1) radiation protection, 2) high LET radiotherapy, e.g. neutron therapy, 3) incorporated radionuclides and 4) security of staff and electronical devices in spaceships. It has been proven in the experiments that RBE or the biologic response of given radiation depends on both the quality and quantity of the absorbed energy. In this work, fast neutrons are used as a projectile particle. Therefore, neutron sources are briefly explained and then energy deposition process is investigated in a small, homogenous cavity. Crasser, a particle that starts in the wall, crosses the cavity, depositing part of its energy in the cavity, and then comes to rest in the wall; stopper, a particle that is produced in the wall, loses part of its initial energy before entering the cavity, and deposits its residual energy in the cavity; starter, a particle that starts inside the cavity and leaves the cavity after losing only part of its initial energy in the cavity; insider, a particle that starts and stops inside the cavity, depositing all of its energy in the cavity. This energy deposition is found as a sum of them. The calculation of microdosimetric spectra have been carried out by two different methods, the so-called analytical method and the Monte-Carlo method. Both methods were applied mainly to fast neutrons. The methods use the same input data. Fast neutrons energies can be used from 0. 1 MeV to 20 MeV in computer program which is developed by Coyne and Caswell. The primary elements in tissue media are hydrogen, carbon, nitrogen and oxygen. Other elements are ignored since they account for only a few percent of the composition of tissue except for the calcium and phosphorous in bone. They are not considered since the fast neutron cross sections for both are small. Inside of the small, homogenous cavity is selected propane based gas, tissue-equivalent plastic gas or methane based gas and the cavity's wall 76material Is also selected ICRU tissue, carbon or A- 150 Shonka plastic because of their much similarity to biological tissue. In addition, the diameter of the cavity is used in the order of nanometer and micrometer to calculate energy deposition and microdosimetric parameters. At the end of these calculations the computer program gives us minimum twelve output files and then using them we have plotted the necessary tables and graphs. The main program and example output file are given in EK-I and EK-II. 77