این سایت در حال حاضر پشتیبانی نمی شود و امکان دارد داده های نشریات بروز نباشند
مجله علوم پزشکی رازی، جلد ۱۹، شماره ۹۷، صفحات ۴۵-۵۳
عنوان فارسی بررسی امکان استفاده از چشمه های نوترونی رادیوایزوتوپی در نوترون درمانی با بور
چکیده فارسی مقاله زمینه و هدف: برای انجام موفقیت آمیز نوترون درمانی با بور ( Boron ) ابتدا به یک چشمه نوترون مناسب احتیاج است که نوترون­های مورد نیاز ما را تامین کند. در اکثر مراکزی که از این روش برای درمان استفاده می­کنند، چشمه نوترون یک رآکتور است که با توجه به خصوصیات رآکتور، نوترون­های مناسب در آنجا بسیار زیاد است. پر هزینه بودن ساخت یک مرکز BNCT: Boron Neutron Capture Therapy) ) با استفاده از رآکتور باعث شد که محققان به دنبال چشمه­های دیگر بروند. در این مقاله ما با بررسی چشمه نوترونی Am-Be و با استفاده از تکنیک فیلتر نوترونی و استفاده از کندکننده­های مناسب باریکه­ نوترونی را ایجاد کردیم. از مزایای استفاده از چشمه نوترونی Am-Be می توان ارزان بودن، قابلیت حمل و نقل آسان و داشتن ابعاد کوچک را نام برد و به شیوه­ بسیار راحتی می­توان آن را حفاظ سازی نمود. بنابراین با بررسی چشمه های نوترونی رادیوایزوتوپی، از جمله چشمه نوترونی Am-Be ، می توان امکان بررسی چنین چشمه های نوترونی را در آزمایشات نوترون تراپی با بور فراهم کرد. امید است با بررسی ها و مطالعات بیشتر به نتیجه مطلوبی دست یافت. روش کار: با بررسی و شناسایی مواد مختلفی مانند اکسید آلومین ( Alumina Oxide )، گرافیت ( Graphite ) به عنوان کند کننده و کادمیوم ( Cadmium ) و تیتانیوم ( Titanium ) به عنوان مواد جاذب در فیلتر نوترونی مورد استفاده قرار گرفته اند. فیلتر نوترونی طراحی شده در این تحقیق از دو قسمت تشکیل می شود، قسمت اول شامل یک کند کننده با پراکنندگی بالا و درصد جذب بسیار پایین و قسمت دوم فیلتر متشکل از مواد جاذب نوترون می­باشد و باعث می شود که این نوترون ها در یک انرژی معین تک انرژی شوند. با بررسی‌ها و مطالعات بیشتر بر این تحقیق و طراحی هادی های نوترونی مناسب برای افزایش شار نوترونی می توان از این تحقیق به عنوان شروع یک پروژه مهم در زمینه درمان غده‌های سرطانی با استفاده از نوترون درمانی با بور، استفاده کرد. این مطالعات و بررسی ها با استفاده از روش مونت کارلو و کد MCNP4C ( Mount Carlo N-Particle ) شبیه سازی شده‌اند و لازم به ذکر است که در تمام محاسبات، خطای محاسبه شده توسط کد MCNP4C کمتر از 5 درصد می باشد که خطای قابل قبولی است. یافته‌ها: با توجه به داده های به دست آمده از اجرای کد MCNP4C ، در انرژی keV 1 قله‌ای به دست آمده که سطح زیر آن شدت نوترون ها را که برابر n/cm2.s 5- 10 × 22/2 با خطای 0065/0 می باشد، نشان می دهد. شدت به دست آمده را می توان در قدرت چشمه که برابر n/cm2.s 108 است ضرب کرد تا شدت کل نوترون ها را در cm2 1 به دست آورد. برای به دست آوردن شدت کل نوترون ها باید شدت کل در cm2 1 را در مساحت کل فیلتر نوترونی ضرب کرد و لذا شدت کل نوترون برابر n/ s 106 × 29/6 با خطای 03/0% به دست آمده است. از آنجا که شدت نوترون های مورد نیاز برای انجام آزمایشات BNCT برابر n/cm2.s 108 × 5 می باشد، می توان با استفاده از روش های مختلف و طراحی هادی ها و منعکس کننده های نوترونی مناسب، این شار نوترونی را تامین کرد. نتیجه‌گیری: در این مقاله با شبیه سازی چشمه نوترونی Am-Be امکان استفاده از چشمه های نوترونی رادیوایزوتوپی در نوترون درمانی با بور مورد بررسی قرار گرفت. با توجه به خصوصیات چشمه های رادیوایزوتوپی ) ارزان بودن، قابلیت حمل و نقل آسان، در دسترس بودن و ابعاد کوچک ( ، مطالعات بیشتر در این زمینه می تواند بسیاری از مشکلاتی که برای چشمه های نوترونی رآکتور وجود دارند را برطرف سازد. البته با کامل شدن این شبیه سازی می­توان به عملی شدن آن در ایران و درمان بیماران امیدوار بود.
کلیدواژه‌های فارسی مقاله
عنوان انگلیسی Possibility Analysis of using radioisotope neutron sources at Boron neutron capture therapy
چکیده انگلیسی مقاله Background : Performing successful BNCT experiments needs a suitable neutron source. Important factors of the neutron beam are flux and energy that are very important in the selection of neutron source. In most centers that use this method for treatment, reactor is a neutron source, which according to characteristics of the reactor appropriated neutrons are very high. High cost of constructing a BNCT center with using of reactor caused seeking other sources such as accelerator indirectly and radioisotope source directly that each has their own advantage and disadvantages. In this paper we created neutron beam by analysis Am-Be neutron source, using neutron filter technique and suitable moderators. The advantages of Am-Be neutron source are being inexpensive, easy portability, small size and well-designed shields. Therefore, by analyzing radioisotope neutron sourcesand Am-Be neutron source specially, we can prepare possible analysis radioisotope neutron source at boron neutron capture therapy. We hope to achieve suitable results by more studies. Methods: Neutron beam in 1keV energy created with using Am-Be neutron source and designed suitable neutron filter with using neutron absorbent materials that it will be used in testing BNCT. By studying and Identifying various materials such as oxides Alumina, graphite and beryllium as a moderator and materials such as boron, cadmium and titanium as absorbent materials to a cylindrical crust in filter has been used. Neutron Filter has been designed in the investigation of two parts. The first is consisting of a moderator with high scattering and very low percent and it is caused the fast Neutron servant brought back his spectrum Am-Be source in this without mono-energetic to the low energy transferred spectrum. Part II filter is consisting of the elements of boron, cadmium and titanium that are absorbent neutron with various energy, therefore they can exchange these neutrons in certain energy to mono-energetic. More analysis, study and designing suitable neutron conductors for increase neutron flux is recommended. Results: Neutron filter passes neutron with energy 1keV that can be used in the BNCT experiments. According to data obtained from the implementation MCNP4C code, a peak is obtained in energy 1keV that indicate area under the flux 2.22E-05 n/cm2.s with error 0.0065 for a neutron. Flux obtained can be multiplied at the Am-Be source of power that is equal 108n/cm2.s until the total flux to be achieved. The total flux is obtained 2.22E+03n/cm2.s at 1 cm2. We must multiply total intensity at total area to achieve total neutron flux, Since the flux required for the BNCT experiments is 5*108n/cm2.s with using different ways and designing suitable reflectors and conductors, this neutron flux will be provided. Conclusion: This paper analyzed possible use of radioisotope neutron source by simulation Am-Be neutron source. We can solve many problems that exist for reactor source paying attention to characteristics of radioisotope sources such as being inexpensive, easy portability and small size also more studies are present in this base. Of course, with completing this simulation, we can be hopeful for practicality and remedy of patients in Iran.
کلیدواژه‌های انگلیسی مقاله
نویسندگان مقاله مسعود عبداله زاده | masood abdullahzade
university of imam hossein
دانشگاه امام حسین ع
سازمان اصلی تایید شده: دانشگاه جامع امام حسین (Imam hosseyn university)

عباس قاسمی | abbas ghasemi
islamic azad university
عضو باشگاه پژوهشگران جوان دانشگاه آزاد اسلامی واحد نکا
سازمان اصلی تایید شده: دانشگاه آزاد اسلامی نکا (Islamic azad university of neka)

روح اله صالحی | rohollah salehi
university of imam hossein
دانشگاه امام حسین ع
سازمان اصلی تایید شده: دانشگاه جامع امام حسین (Imam hosseyn university)

محمد طاهری | mohammad taheri
university of imam hossein
دانشگاه امام حسین ع
سازمان اصلی تایید شده: دانشگاه جامع امام حسین (Imam hosseyn university)

نشانی اینترنتی http://rjms.iums.ac.ir/browse.php?a_code=A-10-1-1324&slc_lang=fa&sid=fa
فایل مقاله فایلی برای مقاله ذخیره نشده است
کد مقاله (doi)
زبان مقاله منتشر شده fa
موضوعات مقاله منتشر شده فیزیک‌پزشکی
نوع مقاله منتشر شده پژوهشی
برگشت به: صفحه اول پایگاه   |   نسخه مرتبط   |   نشریه مرتبط   |   فهرست نشریات