Neutron spectrometry and determination of neutron ambient dose equivalents in different LINAC radiotherapy rooms

Domingo, C.; García-Fusté, M.J.; Morales, E.; Amgarou, K.; Terrón, J.A.; Roselló, J.; Brualla, L.; Núñez, Luis A.; Colmenares, Rafael; Gómez, F.; Hartmann, Günther H.; Sánchez‐Doblado, F.; Fernández, F.

doi:10.1016/j.radmeas.2010.05.023

Cited by 34 publications

(10 citation statements)

References 15 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…With the linac operating at 18 MV, recent measurements carried out by means of gold foil activation in Bonner spheres give at 40 cm from the gantry isocentre an H n (10) varying between 0.52 and 1.90 mSv/Gy [28], where the lower value was measured for a Siemens linac and the higher data for a Varian. Via the same technique a value of H n (10) of 0.60 mSv/Gy was obtained for a Siemens linac [33]. Measurements performed via thermoluminescent LiF:Mg, Ti chips placed inside Bonner spheres at distances between 25 and 80 cm from the isocentre gave values of H n (10) independent of the distance and variable between 0.34 and 0.86 mSv/Gy [34].…”

Section: Measurements At the San Raffaele Hospitalmentioning

confidence: 96%

LUPIN, a new instrument for pulsed neutron fields

Caresana

Ferrarini

Manessi

et al. 2013

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A:

View full text Add to dashboard Cite

HeNeutron detection Pulsed field Linac Proportional counter Logarithmic amplifier a b s t r a c t A number of studies focused in the last decades on the development of survey meters to be used in pulsed radiation fields. This is a topic attracting widespread interest for applications such as radiation protection and beam diagnostics in accelerators. This paper describes a new instrument specifically conceived for applications in pulsed neutron fields (PNF). The detector, called LUPIN, is a rem counter type instrument consisting of a 3 He proportional counter placed inside a spherical moderator. It works in current mode with a front-end electronics consisting of a current-voltage logarithmic amplifier, whose output signal is acquired with an ADC and processed on a PC. This alternative signal processing allows the instrument to be used in PNF without being affected by saturation effects. Moreover, it has a measurement capability ranging over many orders of burst intensity. Despite the fact that it works in current mode, it can measure a single neutron interaction. The LUPIN was first calibrated in CERN's calibration laboratory with a PuBe source. Measurements were carried out under various experimental conditions at the Helmholtz-Zentrum in Berlin, in the stray field at various locations of the CERN Proton Synchrotron complex and around a radiotherapy linear accelerator at the S. Raffaele hospital in Milan. The detector can withstand single bursts with values of Hn(10) up to 16 nSv/burst without showing any saturation effect. It efficiently works in pulsed stray fields, where a conventional rem-counter underestimates by a factor of 2. It is also able to reject the very intense and pulsed photon contribution that often accompanies the neutron field with good reliability.

show abstract

Section: Measurements At the San Raffaele Hospitalmentioning

confidence: 96%

LUPIN, a new instrument for pulsed neutron fields

Caresana

Ferrarini

Manessi

et al. 2013

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A:

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Gold foils, 197 Au, form 198 Au (T1/2 = 2.7 days), and the resultant 411 KeV gammas can be measured. Indium foils, 115 In, foils have a higher (n,c) cross section, but are not used as frequently for medical physics applications because of the short (54 min) half-life of the excited 116m In.…”

Section: B1 Thermal Neutron-based Detectorsmentioning

confidence: 99%

AAPM TG158: Measurement and calculation of doses outside the treated volume from external‐beam radiation therapy

et al. 2017

View full text Add to dashboard Cite

The introduction of advanced techniques and technology in radiotherapy has greatly improved our ability to deliver highly conformal tumor doses while minimizing the dose to adjacent organs at risk. Despite these tremendous improvements, there remains a general concern about doses to normal tissues that are not the target of the radiation treatment; any "nontarget" radiation should be minimized as it offers no therapeutic benefit. As patients live longer after treatment, there is increased opportunity for late effects including second cancers and cardiac toxicity to manifest. Complicating the management of these issues, there are unique challenges with measuring, calculating, reducing, and reporting nontarget doses that many medical physicists may have limited experience with. Treatment planning systems become dramatically inaccurate outside the treatment field, necessitating a measurement or some other means of assessing the dose. However, measurements are challenging because outside the treatment field, the radiation energy spectrum, dose rate, and general shape of the dose distribution (particularly the percent depth dose) are very different and often require special consideration. Neutron dosimetry is also particularly challenging, and common errors in methodology can easily manifest as errors of several orders of magnitude. Task Group 158 was, therefore, formed to provide guidance for physicists in terms of assessing and managing nontarget doses. In particular, the report: (a) highlights major concerns with nontarget radiation; (b) provides a rough estimate of doses associated with different treatment approaches in clinical practice; (c) discusses the uses of dosimeters for measuring photon, electron, and neutron doses; (d) discusses the use of calculation techniques for dosimetric evaluations; (e) highlights techniques that may be considered for reducing nontarget doses; (f) discusses dose reporting; and (g) makes recommendations for both clinical and research practice.

show abstract

“…The analysis shows that a mean value of (2.13 ± 0.34) x10 5 n.cm -2 s -1 is representative for the isocenter of the ELEKTA SL Linac under consideration and corresponds to neutron fluence per photon dose of 5.53 ± 0.94 x10 6 n.cm -2 Gy -1 . Comparable fluxes and fluencies at the isocenter for similar Linacs operating with photon beams at 15 MeV have been reported in previous studies (Domingo et al, 2010;Howell et al, 2009;Kase et al, 1998;Saeed et al, 2009;Thomas et al, 2002). The neutron fluence ranges between 4.9 x10 6 up to 8.0x10 6 n.cm -2 Gy -1 depending of the construction material of the accelerator head, due to various Linac models and dimensions of the irradiation field.…”

Section: Neutron Flux Determinationsupporting

confidence: 69%

Study of the ionizing radiation field around accelerators

Βαγενά¹

View full text Add to dashboard Cite

Η διδακτορική διατριβή αφορά τον πειραματικό προσδιορισμό του φάσματος των νετρονίων σε χώρους ιατρικών επιταχυντών. Για πρώτη φορά εφαρμόστηκε η μέθοδος της νετρονιακής ενεργοποίησης μετάλλων σε μικτά πεδία (φωτόνια-νετρόνια) χαμηλής ροής νετρονίων. Λόγω των ιδιαιτεροτήτων που εμφανίζει το πεδίο των ιατρικών επιταχυντών κρίθηκε αναγκαίος ο ακριβής καθορισμός της απόδοσης ενός ανιχνευτή γερμανίου (HPGe) που χρησιμοποιείται στην γάμμα φασματοσκοπία καθώς και o υπολογισμός διόρθωσεων λόγω των φαινομένων της αυτοαπορρόφησης των φωτονίων, της τυχαίας σύμπτωσης και της αυτοθωράκισης των νετρονίων. Ένας από τους βασικούς στόχους της διατριβής είναι ο υπολογισμός του φάσματος νετρονίων Elekta SL πoυ είναι εγκατεστημένος στο πανεπιστημιακό νοσοκομείο Λάρισας. Χρησιμοποιώντας Μοnte Carlo προσoμοιώσεις εκτιμήθηκε η ευαισθησία των ροών φωτονίων, νετρονίων και δευτερογενών ηλεκτρονίων σε διαφορετικά χαρακτηριστικά δύο ιατρικών επιταχυντών, Εlekta SL kαι Varian Clinac. Η εισαγωγή της διατριβής περιγράφει την λειτουργία των ιατρικών επιταχυντών, την παραγωγή των νετρονίων μέσω αλληλεπίδρασης των φωτονίων της θεραπευτικής δέσμης με τα υλικά του επιταχυντή καθώς και την επίδραση των νετρονίων στους ιστούς. Επιπλέον, περιγράφεται εν συντομία η τεχνική της ενεργοποίησης μετάλλων, που περιλαμβάνει την ακτινοβόληση των μετάλλων, τη μέτρηση τους σε σύστημα γαμμα φασματοσκοπίας καθώς και τον υπολογισμό του φάσματος με χρήση τεχνικής αποσυνέλιξης (unfolding). Γίνεται επίσης αναφορά στη βιβλιογραφία, η οποία αφορά προσομοιώσεις θεραπευτικών δεσμών ακτινοθεραπείας με έμφαση στα ανοιχτά ζητήματα μεταξύ των ερευνητικών ομάδων. Το δεύτερο κεφάλαιο αφορά τον υπολογισμό της απόδοσης του HPGe ανιχνευτή. Οι διαφορετικές γεωμετρίες καθώς και το πάχος των υλικών οδήγησε στον υπολογισμό της απόδοσης ενός ανιχευτή HPGe με χρήση του Geant4. Αρχικά προσδιορίστηκε πειραματικά η απόδοση του ανιχνευτή, χρησιμοποιώντας τρείς πηγές. Στη συνέχεια κατασκευάστηκε η γεωμετρία του ανιχνευτή, η οποία βασίστηκε στα χαρακτηριστικά, τα οποία παρέχονται από τον κατασκευαστή. Η σύγκριση πειραματικής-υπολογισμένης απόδοσης, οδήγησε σε διαφοροποιήσεις της τάξης του 10%, κυρίως για τις χαμηλές ενέργειες φωτονίων (<100 keV). Στη συνέχεια ένα νέο σετ μετρήσεων πραγματοποιήθηκε με σκοπό τον πιο ακριβή προσδιορισμό των εσωτερικών τμημάτων του ανιχνευτή. Αξιοποιώντας τις νέες μετρήσεις μοντελοποιήθηκαν νέες γεωμετρίες και χρησιμοποιώντας την τεχνική try & error καταλήξαμε σε νέα βελτιωμένα χαρακτηριστικά γεωμετρίας. H νέα γεωμετρία διασφάλισε πολύ χαμηλές διαφοροποιήσεις πειραματικών-υπολογισμένων τιμών απόδοσης (<2%).Το τρίτο κεφάλαιο περιγράφει την τεχνική της νετρονιακής ενεργοποίησης μετάλλων σχετικά μεγάλης μάζας δίνοντας ιδιαίτερη έμφαση στον προσδιορισμό διορθωτικών παραγόντων. Η αυτοαπορρόφηση των φωτονίων υπολογίστηκε με χρήση MC υπολογισμών. Για το φαινόμενο της τυχαίας σύμπτωσης, εκτός από τις αποδόσεις των φωτοκορυφών χρησιμοποιήθηκε και το σχήμα διάσπασης του κάθε ισότοπου, ώστε να υπολογιστεί η πιθανότητα ταυτόχρονης εκπομπής των γάμμα. Για τον συντελεστή αυτοθωράκισης αναπτύχθηκε μια εναλλακτική μεθοδολογία, η οποία στηρίχθηκε στη χρήση προσομοιώσεων Monte Carlo Geant4 για τον υπολογισμό της ροής σε λεπτούς στόχους και αναλυτικής μεθόδου για την εκτίμηση της διάδοσης των νετρονίων στους παχύς στόχους. Συγκεκριμένα υπολογίστηκαν για κάθε στόχο και σε διαφορετικές ενέργειες οι πιθανότητες διάδοσης και σκέδασης των νετρονίων. Η αναλυτική μέθοδος υπολογίζει τον τρόπο διάδοσης των νετρονίων από φύλλο σε φύλλο, λαμβάνοντας υπόψη και νετρόνια που σκεδάζονται ή διαδίδονται από άλλες γειτονικές ενέργειες. Στο τέταρτο κεφάλαιο περιγράφεται η ακτινοβόληση και ο υπολογισμός του φάσματος των νετρονίων σε ιατρικό επιταχυντή. Το πείραμα διενεργήθηκε στο Πανεπιστημιακό Νοσοκομείο Λάρισας. Αρχικά περιγράφεται η διαδικασία επιλογής ενός νέου σετ μετάλλων, για χρήση στη φασματοσκοπία νετρονίων. Από την ακτινοβόληση προσδιορίστηκαν ισότοπα, που παρήχθησαν από αντιδράσεις νετρονιακής αρπαγής και από αντιδράσεις κατωφλίου. Το φάσμα των νετρονίων υπολογίστηκε με τη μέθοδο της ελαχιστοποίησης. Επιπλέον, προσδιορίστηκαν τα ισότοπα, που δημιουργούνται από φωτοπυρηνικές (γ,n) αντιδράσεις. Αυτό μας επέτρεψε τον πειραματικό υπολογιμό της άγνωστης μέσης ενεργού διατομής της αντίδρασης 162Εr(γ,n)161Er για την περιοχή του γιγαντιαίου συντονισμού από τα 9 εώς τα 13.5 ΜeV. Στο πέμπτο κεφάλαιο περιγράφονται οι προσομοιώσεις δύο ιατρικών επιταχυντών, του Elekta SL και της Varian Clinac, για τον υπολογισμό των ροών των σωματιδίων που καταγράφονται στο ισόκεντρο. Μελετήθηκε η περίπτωση θεραπείας χωρίς τη χρήση του φίλτρο. Μελετήθηκε επίσης η μεταβολή της ροής των νετρονίων σε διαφορετικά πεδία ακτινοβόλησης καθώς και σε διάφορες αποστάσεις από το ισόκεντρο.Τέλος, το κεφάλαιο έξι συνοψίζει τα συμπεράσματα που έχουν προκύψει απο την παρούσα διδακτορική διατριβή.

show abstract

Neutron spectrometry and determination of neutron ambient dose equivalents in different LINAC radiotherapy rooms

Cited by 34 publications

References 15 publications

LUPIN, a new instrument for pulsed neutron fields

LUPIN, a new instrument for pulsed neutron fields

AAPM TG158: Measurement and calculation of doses outside the treated volume from external‐beam radiation therapy

Study of the ionizing radiation field around accelerators

Contact Info

Product

Resources

About