Radyoterapide fotonötron ölçümü ve zırhlaması

Abstract

Amaç: Kanserli hastaların radyasyonla tedavisinde, lineer hızlandırıcılarda üretilen yüksek enerjili X-ışınlarının enerjisi 8 MeV'i geçtiğinde, lineer hızlandırıcıların yapısında bulunan metallerle etkileşime girerler ve ortaya ikincil radyasyon olarak nötronlar da çıkar (γ,n). Bu nötronlar fotonötron olarak adlandırılırlar. Oluşan fotonötronların çalışanlara, hastaya ve çevreye zararını önlemek için öncelikle odada nötron akısı ve dozu tespit edilmelidir. Bu tez çalışmasındaki amaç, lineer hızlandırıcı odasında oluşan fotonötron akısının tespiti ve bu akıya uygun nötron zırh malzemelerinin tespiti ve geliştirilmesidir.Yöntem: Fotonötron akısı tespiti ve nötron zırhlama malzemelerinin testi için nötron aktivasyon analizi metodu kullanılmıştır. Philips SLI-25 lineer hızlandırıcı ile tedavi odasında farklı pozisyonlarda yapılan ölçümlerle, termal nötron akısının konuma bağlı dağılımı elde edilmiştir. Ölçümler, AMATEK-ORTEC marka GMX-20195-P model n-tipi yüksek saflıkta germanyum (HPGe) dedektörü ile alınmıştır ve spektrum analizi için GF3 programı kullanılmıştır.Bulgular: Lineer hızlandırıcı odasında maksimum termal nötron akısının, linak kafasının hemen üzerinde G yönüne doğru olduğu saptanmıştır. Akının duvarlara doğru %92 azaldığı, linak kapısının hemen önünde ise maksimum akının %1'inden daha az olduğu görülmüştür. Nötron zırhlama malzemelerinin aynı nötron akısını zırhlama yüzdeleri; %5 boron katkılı polietilen %89-90, %10 boron katkılı parafin %86, yüksek yoğunluklu polietilen %64, parafin %62, polietilen %59, polipropilen %58, döküm polyamid %53 şeklindedir.Sonuç: Lineer hızlandırıcı odasında bulunan fotonötron akısı, hastaya verilen ek nötron dozu çalışmaları için yol gösterici olabilir. Üretilen %10 boron katkılı parafin zırh malzemesinin geliştirilmesi ile daha efektif ve daha az maliyetli nötron zırhı imal edilebilir.

Objective: In radiation therapy of cancer patients, high energy X-rays are used which are produced by linear accelerators. If the energy of these beams are over 8 MeV, they interact with metallic parts of the linear acceleator. This incident is called photonuclear reaction, as a result of these interactions, neutrons are also produced as secondary radiation products (γ,n). These neutrons are called photoneutrons. To prevent radiation damage from photoneutrons of the workers and the environment, the photoneutron flux and dose must be determined. The purpose of this study, the detection of photoneutron neutron flux consisting in the linear accelerators room and the determination of appropriate shielding materials and the development for this flux.Method: Photoneutron flux detection and testing of the neutron shielding neutron activation analysis method is used. Measurements made at different positions in the Philips SLI-25 linear accelerator treatment room and location-based distribution of thermal neutron flux are obtained. Measurements taken with AMATEM-ORTEC brand GMX-20195-P model n-type high purity germanium (HPGe) detector and GF3 spectrum analyzer program was used.Results: Maximum thermal neutron flux in the treatment room was found in the direction of G on the top of the linac head. Neutron flux 92% decrease to the walls, just in front of the linac door maximum neutron flux less than 1%. The shielding percentage of same neutron flux of the neutron shielding material; 5% boron doped polyethylene 89-90%, 10% boron doped paraffin 86%, high density polyethylene 64%, paraffin 62%, polyethylene 59%, polypropylene 58%, cast polyamide 53%.Conclusion: Linear accelerators photoneutron flux in the room, may lead the way for additional studies of neutron dose to the patient. Produced a 10% boron doped paraffin with the development of more effective and less costly shielding material can be manufactured neutron shield.