محاسبه‌ي توزيع دز در براكي‌تراپي نوتروني با چشمه‌ي 252Cf از طريق شبيه‌سازي مونت‌كارلو و مقايسه با داده‌هاي تجربي

Calculation of Dose Distribution in Neutron Brachytherapy Using 252-Cf Source Through the Monte Carlo Simulation and Comparison with Experimental Data

شناخت دقيق توزيع دز در اطراف چشمه‌هاي براكي‌تراپي به منظور ايجاد طرح‌هاي درماني مناسب براي درمان سرطان ضروري است. در اين پژوهش، پارامترهاي دزيمتري چشمه‌ي باليني Cf252 براساس دستوركار 43-TG و بهره‌گيري از تالي‌هاي مختلفِ (4F، 6F و 8*F) محاسبه‌ي دز در كد MCNPX، مقدار دز در زاويه‌ها و فاصله‌هاي مختلف از مركز چشمه محاسبه و با داده‌هاي تجربي و شبيه‌سازي ديگران مقايسه شد. با مقايسه‌ي نتايج اين پژوهش با داده‌هاي تجربي و مشاهده‌ي انطباق خوب آن‌ها مشخص شد كه مقدار دز چشمه‌ي باليني Cf252 در راستاي محور طولي چشمه داراي بيشينه مقدار خود است كه با توجه به وابستگي زاويه‌اي مقدار دز به تابع هندسي در دستوركار 43-TG، گستردگي بيش‌تر توزيع مواد پرتوزا در اين راستا نسبت به راستاهاي ديگر و در نتيجه بيش‌تر بودن مقدار شار نوترون در اين راستا، دليل اين ازدياد است. هم‌چنين نتايج تالي‌هاي 4F و 6F در محاسبات دزيمتري نوترون از نتايج تالي 8*Fدقيق‌تر و سرعت محاسبات بيش‌تر است. محاسبات دزيمتري در اين پژوهش، مشخصه‌يابي دزيمتري مقدماتي چشمه‌ي باليني Cf252 به منظور طراحي و كاربرد در طرح‌هاي درماني در كشور را فراهم نموده است.

Detailed recognition of dose distribution around the brachytherapy sources in order to create appropriate plans for treatment of cancer is very important. In this study, with calculation of the dosimetric parameters of clinical 252Cf source based on TG-43U1 protocol and utilizing different tallies of dose calculation in MCNPX code [F4 (Fluence Tally), F6 (Kerma Tally) and *F8 (Dose Tally)], the dose rate at different directions and distances from the source center has been determined and compared with other experimental and simulation results. By comparing the results of this study with the experimental measurements and observing the good adaptation of the results, it was observed that the dose rate of clinical 252Cf source has its largest value at the direction of longitudinal axis of the source, which is the reason for more expansion of radioactive material distribution in this direction, in comparsion with other directions and consequently higher neutron flux in this direction, based on the angular dependance of dose rate to geometric function according to TG-43 protocol. It was also found that the F4 and F6 tally results in neutron dosimetry calculations are more accurate than the *F8 tally results. The dosimetry calculations performed in this study has provided a preliminary dosimetry characterization of 252Cf neutron sources for usage in treatment plans in the country.