نویسندگان

دانشکده فیزیک، دا‌‏نشگاه صنعتی اصفهان، اصفهان

چکیده

یکی از چشمه‏های مهم برای نوترون درمانی، رآکتورهای شکافت هستند. طیف نوترون مورد استفاده در گیراندازی نوترون در بور باید دارای شار بالا در محدوده نوترون‏های فوق حرارتی باشد. علاوه بر این شار نوترون برای این که طیف نوترون اثر بهینه‏ای در درمان داشته باشد، باید دارای مشخصه‏هایی باشد که از طرف آژانس انرژی بین‏المللی تعیین شده است. در این مقاله امکان استفاده از رآکتور مینیاتوری اصفهان (MNSR) به عنوان چشمه نوترون برای گیراندازی نوترون در بور مورد بررسی قرار گرفته است. برای این منظور طراحی یک مجموعه شکل‌دهنده طیف برای رآکتور مینیاتوری اصفهان، با استفاده از کد MCNPX شبیه‌سازی شدهاست. با محاسبه و ارزیابی مقادیر عوامل در هوا، طراحی مجموعه شکل‌دهنده طیفBSA بهینه، ارائه شد. در این شبیه‏سازی ترابرد نوترون از لحظه تولید در قلب رآکتور تا لحظه خروج از دریچه شکل‌دهنده طیف، محاسبه شده است. با ارزیابی آهنگ دز بیولوژیکی و منحنی‌های توزیع دز- عمق در بافت سالم و تومور از طریق شبیه‌سازی یک فانتوم سر اسنایدر، کمیت‌های در فانتوم نیز مورد ارزیابی قرار گرفتند. محاسبات ما نشان می‏دهد که اولاً شار نوترون تولید شده در رآکتورMNSR قابلیت استفاده در گیراندازی نوترون در بور را دارد، ثانیاً BSA بهینه طراحی شده برای این رآکتور،از نظر مشخصات درمانی برای گیراندازی نوترون در بور مناسب است.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Investigation of Isfahan miniature neutron source reactor (MNSR) for boron neutron capture therapy by MCNP simulation

نویسندگان [English]

  • S.Z Kalantari
  • H Tavakoli
  • M Nami

چکیده [English]

One of the important neutron sources for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) is a nuclear reactor. It needs a high flux of epithermal neutrons. The optimum conditions of the neutron spectra for BNCT are provided by the International Atomic Energy Agency (IAEA). In this paper, Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) as a neutron source for BNCT was investigated. For this purpose, we designed a Beam Shaping Assembly (BSA) for the reactor and the neutron transport from the core of the reactor to the output windows of BSA was simulated by MCNPX code. To optimize the BSA performance, two sets of parameters should be evaluated, in-air and in-phantom parameters. For evaluating in-phantom parameters, a Snyder head phantom was used and biological dose rate and dose-depth curve were calculated in brain normal and tumor tissues. Our calculations showed that the neutron flux of the MNSR reactor can be used for BNCT, and the designed BSA in optimum conditions had a good therapeutic characteristic for BNCT.

کلیدواژه‌ها [English]

  • neutron therapy
  • BNCT
  • Isfahan MNSR
  • beam shaping assembly
  • MCNPX

1. G L Locher, Am. J. Roentgenol. 36 (1936) 1. 2. I Auterinen, Applied Radiation and Isotopes 61 (2004) 799. 3. RL Moss et al., Journal of Neuro-Oncology 33 (1997 27-40. 4. K W Burn et al., J. Phys.: Conference Series 41 (2006) 187. 5. M Marek, Radiation Protection Dosimetry 44 (1992) 453. 6. C J Tung, et al., Applied Radiation and Isotopes 61 (2004) 861. 7. H Ottok, Applied Radiation and Isotopes 67 (2009) 7. 8. IAEA “Current Status of Neutron Capture Therapy”, IAEA-TECDOC-1223 (2001). 9. C Salt, A J Lennox, M Takagaki, J A Maguire, and N S Hosmane, Biochemistry 53 (2004) 1871. 11. F Rahmani and M Shahriari, Annals of Nuclear Energy 38 (2011) 404. 12. O Harling, K Roberts, D Moulin, and R Rogus, Med. Phys. 22 (1995) 579.

تحت نظارت وف بومی