| Popis: |
Suvremena radioterapija provodi se fotonskim snopovima koji nastaju u linearnim akceleratorima elektrona. Fotonski snopovi energija većih od 10 MeV međudjeluju sa sastavnim dijelovima glave akceleratora i uzrokuju neutronsku kontaminaciju fotonskog snopa koja doprinosi ozračenju bolesnika i medicinskog osoblja. Cilj ovog rada je opisati neutronsku energijsku raspodjelu u okolini akceleratora. U tu svrhu korišteni su čvrsti detektori nuklearnih tragova i Monte Carlo simulacije. Pomoću Monte Carlo algoritma MCNP napravljen je model akceleratora kao i prostorije u koju je smješten, tj. bunkera. Simulacijama su dobivene energijske raspodjele neutrona u mjernim položajima koji se nalaze unutar i izvan bunkera. Detektori su kalibrirani na poznate spektre i proces očitavanja detektora je automatiziran. Istraživanje je pokazalo kako se detektori mogu koristiti za „in vivo“ dozimetriju bolesnika. Opisan je neutronski tok u ravnini bolesnika. Procijenjen je neutronski dozni ekvivalent u izocentru i prostorijama u kojima boravi medicinsko osoblje za vrijeme radioterapije. Neutronski dozni ekvivalent u izocentru nije zanemariv i trebalo bi ga uzeti u obzir prilikom izrade radioterapijskih planova. Istraživanje je pokazalo kako je neutronski dozni ekvivalent u prostorijama u kojima boravi medicinsko osoblje daleko ispod propisanih granica ozračenja pa potreba za osobnom neutronskom dozimetrijom ne postoji. U radu je naglasak stavljen na male prenamijenjene bunkere u koje se smještaju linearni akceleratori. Za procjenu neutronskog doznog ekvivalenta koriste se empirijske formule (Kersey i Wu-McGinley). U ovom radu istraženo je koliko dobro te formule procjenjuju dozu za male, prenamijenjene bunkere. Uspoređeni su rezultati Monte Carlo simulacija i empirijskih formula te je ustanovljeno kako za male bunkere rezultati empirijskih formula jako odstupaju od rezultata Monte Carlo simulacija. Stoga je prema rezultatima simulacija predložena jednostavna formula za izračun neutronskog doznog ekvivalenta. |
