Dosimetria comparativa de braquiterapia de próstata com sementes de I-125 e Pd-103 via SISCODES/MCNP

OBJETIVO: O presente artigo visa apresentar um estudo dosimétrico comparativo de braquiterapia de próstata com sementes de I-125 e Pd-103. MATERIAIS E MÉTODOS: Um protocolo adotado para ambos os implantes com 148 sementes foi simulado em um fantoma tridimensional heterogêneo de pelve por meio dos códigos SISCODES/MCNP5. Histogramas dose-volume na próstata, bexiga e reto, índices de doses D10, D30, D90, D0,5cc, D2cc e D7cc, e representações de distribuição espacial de dose foram avaliados. RESULTADOS: A atividade inicial de cada semente de I-125, para que D90 seja equivalente à dose de prescrição, foi calculada em 0,42 mCi, e de Pd-103, em 0,94 mCi. A dose máxima na uretra foi 90% e 108% da dose de prescrição para I-125 e Pd-103, respectivamente. A D2cc para I-125 foi 30 Gy no reto e 127 Gy na bexiga, e para Pd-103 foi 29 Gy no reto e 189 Gy na bexiga. A D10 no osso do púbis foi 144 Gy para I-125 e 66 Gy para Pd-103. CONCLUSÃO: Os resultados indicam que os implantes de Pd-103 e I-125 puderam depositar a dose prescrita no volume alvo. Entre os achados, observou-se excessiva exposição de radiação nos ossos da pelve, principalmente no protocolo com I-125.

Numerical analysis of an incremented statistical sampling procedure in MCNP

MCNP has stood so far as one of the main Monte Carlo radiation transport codes. Its use, as any other Monte Carlo based code, has increased as computers perform calculations faster and become more affordable along time. However, the use of Monte Carlo method to tally events in volumes which represent a small fraction of the whole system may turn to be unfeasible, if a straight analogue transport procedure (no use of variance reduction techniques) is employed and precise results are demanded. Calculations of reaction rates in activation foils placed in critical systems turn to be one of the mentioned cases. The present work takes advantage of the fixed source representation from MCNP to perform the above mentioned task in a more effective sampling way (characterizing neutron population in the vicinity of the tallying region and using it in a geometric reduced coupled simulation). An extended analysis of source dependent parameters is studied in order to understand their influence on simulation performance and on validity of results. Although discrepant results have been observed for small enveloping regions, the procedure presents itself as very efficient, giving adequate and precise results in shorter times than the standard analogue procedure. (C) 2007 Elsevier Ltd. All rights reserved.

Análise de algoritmos computacionais utilizados em sistemas de planejamento de braquiterapia de alta taxa de dose: estudo comparativo com o Código MCNP-5C

In radiotherapy, computational systems are used for radiation dose determination in the treatment’s volume and radiometric parameters quality analysis of equipment and field irradiated. Due to the increasing technological advancement, several research has been performed in brachytherapy for different computational algorithms development which may be incorporated to treatment planning systems, providing greater accuracy and confidence in the dose calculation. Informatics and information technology fields undergo constant updating and refinement, allowing the use Monte Carlo Method to simulate brachytherapy source dose distribution. The methodology formalization employed to dosimetric analysis is based mainly in the American Association of Physicists in Medicine (AAPM) studies, by Task Group nº 43 (TG-43) and protocols aimed at dosimetry of these radiation sources types. This work aims to analyze the feasibility of using the MCNP-5C (Monte Carlo N-Particle) code to obtain radiometric parameters of brachytherapy sources and so to study the radiation dose variation in the treatment planning. Simulations were performed for the radiation dose variation in the source plan and determined the dosimetric parameters required by TG-43 formalism for the characterization of the two high dose rate iridium-192 sources. The calculated values were compared with the presents in the literature, which were obtained with different Monte Carlo simulations codes. The results showed excellent consistency with the compared codes, enhancing MCNP-5C code the capacity and viability in the sources dosimetry employed in HDR brachytherapy. The method employed may suggest a possible incorporation of this code in the treatment planning systems provided by manufactures together with the equipment, since besides reducing acquisition cost, it can also make the used computational routines more comprehensive, facilitating the brachytherapy ...

Análise dosimétrica de perfis de distribuições radiais de doses relativas de um aplicador de betaterapia de 90Sr+90Y utilizando o código MCNP-4C e filmes raiocrômicos

Although they are no longer manufactured, the applicators of 90Sr +90Y acquired in the decades of 1990 are still in use, by having half-life of 28.5 years. These applicators have calibration certificate given by their manufacturers, where few have been recalibrated. Thus it becomes necessary to accomplish thorough dosimetry of these applicators. This paper presents a dosimetric analysis distribution radial dose profiles for emitted by an 90Sr+90Y betatherapy applicator, using the MCNP-4C code to simulate the distribution radial dose profiles and radiochromium films to get them experimentally . The results with the simulated values were compared with the results of experimental measurements, where both curves show similar behavior, which may validate the use of MCNP-4C and radiochromium films for this type of dosimetry

Flow Regime Identification Methodology with Mcnp-X Code And Artificial Neural Network

This paper presents flow regimes identification methodology in multiphase system in annular, stratified and homogeneous oil-water-gas regimes. The principle is based on recognition of the pulse height distributions (PHD) from gamma-ray with supervised artificial neural network (ANN) systems. The detection geometry simulation comprises of two NaI(Tl) detectors and a dual-energy gamma-ray source. The measurement of scattered radiation enables the dual modality densitometry (DMD) measurement principle to be explored. Its basic principle is to combine the measurement of scattered and transmitted radiation in order to acquire information about the different flow regimes. The PHDs obtained by the detectors were used as input to ANN. The data sets required for training and testing the ANN were generated by the MCNP-X code from static and ideal theoretical models of multiphase systems. The ANN correctly identified the three different flow regimes for all data set evaluated. The results presented show that PHDs examined by ANN may be applied in the successfully flow regime identification.

Investigation of novel methodologies for the MCNP geometry preparation: application on the Upper Launcher BSM of ITER

La tesi si divide in due macroargomenti relativi alla preparazione della geometria per modelli MCNP. Il primo è quello degli errori geometrici che vengono generati quando avviene una conversione da formato CAD a CSG e le loro relazioni con il fenomeno delle lost particles. Il passaggio a CSG tramite software è infatti inevitabile per la costruzione di modelli complessi come quelli che vengono usati per rappresentare i componenti di ITER e può generare zone della geometria che non vengono definite in modo corretto. Tali aree causano la perdita di particelle durante la simulazione Monte Carlo, andando ad intaccare l' integrità statistica della soluzione del trasporto. Per questo motivo è molto importante ridurre questo tipo di errori il più possibile, ed in quest'ottica il lavoro svolto è stato quello di trovare metodi standardizzati per identificare tali errori ed infine stimarne le dimensioni. Se la prima parte della tesi è incentrata sui problemi derivanti dalla modellazione CSG, la seconda invece suggerisce un alternativa ad essa, che è l'uso di Mesh non Strutturate (UM), un approccio che sta alla base di CFD e FEM, ma che risulta innovativo nell'ambito di codici Monte Carlo. In particolare le UM sono state applicate ad una porzione dell' Upper Launcher (un componente di ITER) in modo da validare tale metodologia su modelli nucleari di alta complessità. L'approccio CSG tradizionale e quello con UM sono state confrontati in termini di risorse computazionali richieste, velocità, precisione e accuratezza sia a livello di risultati globali che locali. Da ciò emerge che, nonostante esistano ancora alcuni limiti all'applicazione per le UM dovuti in parte anche alla sua novità, vari vantaggi possono essere attribuiti a questo tipo di approccio, tra cui un workflow più lineare, maggiore accuratezza nei risultati locali, e soprattutto la possibilità futura di usare la stessa mesh per diversi tipi di analisi (come quelle termiche o strutturali).

Dosimetria em folículos tireoidianos devido aos elétrons de baixa energia do iodo usando o método Monte Carlo

OBJETIVO: Avaliar a dose absorvida em folículos tireoidianos devido aos elétrons de baixa energia, como os elétrons Auger e os de conversão interna, além das partículas beta, para os radioisótopos de iodo (131I, 132I, 133I, 134I e 135I) usando o método Monte Carlo. MATERIAIS E MÉTODOS: O cálculo da dose foi feito ao nível folicular, simulando elétrons Auger, conversão interna e partículas beta, com o código MCNP4C. Os folículos (colóide e células foliculares) foram modelados como esferas, com diâmetros do colóide variando de 30 a 500 mm. A densidade considerada para os folículos foi a da água (1,0 g.cm-³). RESULTADOS: Considerando partículas de baixa energia, o percentual de contribuição do 131I na dose total absorvida pelo colóide é de aproximadamente 25%, enquanto os isótopos de meia-vida física curta apresentaram contribuição de 75%. Para as células foliculares, esse percentual é ainda maior, chegando a 87% para os iodos de meia-vida curta e 13% para o 131I. CONCLUSÃO: Com base nos resultados obtidos, pode-se mostrar a importância de se considerar partículas de baixa energia na contribuição para a dose total absorvida ao nível folicular (colóide e células foliculares) devido aos radioisótopos de iodo (131I, 132I, 133I, 134I e 135I).

Sistema computacional para dosimetria de nêutrons e fótons baseado em métodos estocásticos aplicado a radioterapia e radiologia

OBJETIVO: Este artigo mostra um procedimento de conversão de imagens de tomografia computadorizada ou de ressonância magnética em modelo de voxels tridimensional para fim de dosimetria. Este modelo é uma representação personalizada do paciente que pode ser usado na simulação, via código MCNP (Monte Carlo N-Particle), de transporte de partículas nucleares, reproduzindo o processo estocástico de interação de partículas nucleares com os tecidos humanos. MATERIAIS E MÉTODOS: O sistema computacional desenvolvido, denominado SISCODES, é uma ferramenta para planejamento computacional tridimensional de tratamentos radioterápicos ou procedimentos radiológicos. Partindo de imagens tomográficas do paciente, o plano de tratamento é modelado e simulado. São então mostradas as doses absorvidas, por meio de curvas de isodoses superpostas ao modelo. O SISCODES acopla o modelo tridimensional ao código MCNP5, que simula o protocolo de exposição à radiação ionizante. RESULTADOS: O SISCODES vem sendo utilizado no grupo de pesquisa NRI/CNPq na criação de modelos de voxels antropomórficos e antropométricos que são acoplados ao código MCNP para modelar braquiterapias e teleterapias aplicadas a tumores em pulmões, pelve, coluna, cabeça, pescoço, e outros. Os módulos atualmente desenvolvidos no SISCODES são apresentados junto com casos exemplos de planejamento radioterápico. CONCLUSÃO: O SISCODES provê de maneira rápida a criação de modelos de voxels personalizados de qualquer paciente que podem ser usados em simulações por códigos estocásticos tipo MCNP. A combinação da simulação via MCNP com um modelo personalizado do paciente traz grandes melhorias na dosimetria de tratamentos radioterápicos.

Comparative dosimetry in intracavitary balloon catheter brachytherapy with I-125 and in Cf-252 brachytherapy combined with BNCT for brain tumors

Objective Comparative analysis of dosimetry in intracavitary balloon catheter brachytherapy with I-125 and in Cf-252 brachytherapy combined with BNCT for treatment of brain tumors. Materials and Methods Simulations of intracavitary balloon catheter brachytherapy with I-125 and in Cf-252 brachytherapy combined with BNCT were performed with the MCNP5 code, modeling the treatment of a brain tumor on a voxel computational phantom representing a human head. Absorbed dose rates were converted into biologically weighted dose rates. Results Intracavitary balloon catheter brachytherapy with I-125 produced biologically weighted mean dose rates of 3.2E-11, 1.3E-10, 1.9E-11 and 6.9E-13 RBE.Gy.h-1.p-1.s, respectively, on the healthy tissue, on the balloon periphery and on the I 1 and I 2 tumor infiltration zones. On the other hand, Cf-252 brachytherapy combined with BNCT produced a biologically weighted mean dose rate of 5.2E-09, 2.3E-07, 8.7E-09 and 2.4E-09 RBE.Gy.h-1.p-1.s, respectively on the healthy tissue, on the target tumor and on the I 1 and I 2 infiltration zones. Conclusion Cf-252 brachytherapy combined with BNCT delivered a selective irradiation to the target tumor and to infiltration zones, while intracavitary balloon catheter brachytherapy with I-125 delivered negligible doses on the tumor infiltration zones.

Neutronisäteilylle altistuminen käytetyn polttoaineen siirrossa Olkiluodon voimalaitoksella

Tässä työssä on tutkittu OL1/OL2-ydinvoimalaitosten käytetyn polttoaineen siirrossa aiheutuvaa altistusta neutronisäteilylle. Käytetty polttoaine siirretään vedellä täytetyssä käytetyn polttoaineen siirtosäiliössä Castor TVO:ssa OL1/OL2-laitoksilta käytetyn polttoaineen varastolle. Siirtotyön aikana useat eri ammattiryhmiin kuuluvat henkilöt työskentelevät siirtosäiliön välittömässä läheisyydessä, altistuen käytetystä polttoaineesta emittoituvalle fotoni- ja neutronisäteilylle. Aikaisemmista neutronisäteilyannosten mittauksista on todettu, ettei jatkuvalle altistuksen seurannalle ole ollut tarvetta. Tämän työn tarkoitus on selvittää teoreettisilla laskelmilla siirtotyöhön osallistuvan henkilön mahdollisuus saada kirjausrajan ylittävä annos neutronisäteilyä. Neutronisäteilyn annosnopeudet siirtosäiliötä ympäröivässä tilassa on laskettu yhdysvaltalaisella Monte Carlo-menetelmään perustuvalla MCNP-ohjelmalla. MCNP:llä mallinnettiin siirtosäiliö, siirtosäiliön sisältämä polttoaine ja ympäröivä tila kolmella jäähtymisajalla ja kolmella keskimääräisellä maksimipoistopalamalla. Polttoainenippujen isotooppikonsentraatiot ja säteilylähteiden voimakkuudet on laskettu Studsvik SNF-ohjelmalla. Simuloinnin perusteella voidaan todeta, ettei neutronisäteilyannosten jatkuvalle seurannalle ole tarvetta käytetyn polttoaineen siirrossa. Vaikka neutronisäteilyn annosnopeudet voivat nousta siirtosäiliön läheisyydessä suhteellisen suuriksi, ovat siirtosäiliön lähellä tehtävät työt niin lyhytaikaisia, että kirjausrajan ylitystä voidaan pitää hyvin epätodennäköisenä. Johtopäätökset varmistetaan työssä suunnitellulla mittausjärjestelyllä.

Avaliação teórico-experimental da distribuição de dose absorvida em radioterapia em tumores de pele

O trabalho propõe rotinas computacionais usando o Método de Monte Carlo com o Código MCNP-5, para analisar os perfis de dose de radiação liberada nos tratamentos de tumores de pele e otimizar os cálculos radiométricos dos feixes de radiação estudados. Foram realizadas medidas dosimétricas do feixe de radiação, comparando os resultados obtidos com os respectivos valores fornecidos pelo serviço de física médica das instituições, com resultados informados pelo fabricante do equipamento e com as simulações computacionais efetuadas com o Código MCNP-5. A quantificação dos erros relativos percentual entre os resultados simulados e os fornecidos pelo Serviço de Radioterapia (E1), os informados pelo fabricante (E2) e os medidos experimentalmente (E3) são inferiores a 4,0% e validam a metodologia computacional proposta para avaliação do comportamento do feixe de raios-X superficial e do feixe de raios γ da unidade de Cobaltoterapia. A metodologia de análise do espectro energético e da curva de porcentagem de dose profunda (PDP) desenvolvida neste trabalho pode ser estendida para estudos de outros feixes clínicos e subsidiar os dados radiométricos utilizados nos planejamentos e cálculos de dose realizados pelo profissional da física médica na sua rotina nos Serviços de Radioterapia

Calibração do Modelo de TBC para cálculos de espectros de raios-X

As normas nacionais e internacionais prevêem que a manutenção dos níveis de radiação deve estar abaixo do permitido. Sendo assim, a ICRP [1] (International Commission on Radiological Protection) exige métodos de otimização para garantir que o público esteja exposto aos menores níveis de radiação possíveis. Como método de otimização, aproximações teóricas e semi-empiricas podem realizar uma determinação do espectro de raios-X, sendo fundamental para o diagnóstico de energia, estimando a dose de radiações em pacientes e formulando modelos de blindagem. Métodos adequados de radioproteção foram desenvolvidos na física médica como a medicina nuclear, a radioterapia e a radiologia diagnóstica. Um dos métodos semi-empiricos utilizados é o modelo de TBC que é capaz de reproduzir e calcular os espectros gerados pelo anodo de tungstênio. Com o modelo de TBC modificado é possível também obedecer às exigências das barreiras protetoras presentes na radiologia, levando em conta a forma de onda arbitrária e a filtração adicional na geração do espectro não presente no modelo original. Além disso, realiza-se a calibração do espectro gerado para que o modelo de TBC represente a quantidade e comportamento de radiações típicas. Dessa forma, realiza-se uma revisão do modelo de TBC implementando-o ao programa matemático Matlab e comparando-o com os resultados adquiridos pelo Código MCNP-5 no Método de Monte Carlo. Os resultados encontrados são bastante satisfatórios, tanto em termos quantitativos quanto qualitativos dos feixes. Para a calibração, desenvolve-se uma análise dos espectros gerados pelo TBC Modificado aplicado ao programa Mathcad e Matlab sob as mesmas condições. Os espectros gerados apresentam o mesmo comportamento, diferindo em até 12% nos valores encontrados para camadas semi-redutoras, coeficiente de homogeneidade e energia efetiva

Characterization of an extrapolation chamber for low-energy X-rays: Experimental and Monte Carlo preliminary results

The extrapolation chamber is a parallel-plate ionization chamber that allows variation of its air-cavity volume. In this work, an experimental study and MCNP-4C Monte Carlo code simulations of an ionization chamber designed and constructed at the Calibration Laboratory at IFEN to be used as a secondary dosimetry standard for low-energy X-rays are reported. The results obtained were within the international recommendations, and the simulations showed that the components of the extrapolation chamber may influence its response up to 11.0%. (C) 2011 Elsevier Ltd. All rights reserved.

K-41(n, gamma)K-42 thermal and resonance integral cross section measurements

We measured the K-41 thermal neutron absorption and resonance integral cross sections after the irradiation of KNO3 samples near the core of the IEA-R1 IPEN pool-type research reactor. Bare and cadmium-covered targets were irradiated in pairs with Au-Al alloy flux-monitors. The residual activities were measured by gamma-ray spectroscopy with a HPGe detector, with special care to avoid the K-42 decay beta(-) emission effects on the spectra. The gamma-ray self-absorption was corrected with the help of MCNP simulations. We applied the Westcott formalism in the average neutron flux determination and calculated the depression coefficients for thermal and epithermal neutrons due to the sample thickness with analytical approximations. We obtained 1.57(4) and 1.02(4) b, for thermal and resonance integral cross sections, respectively, with correlation coefficient equal to 0.39.

Metrologia dei campi di radiazioni di bassa energia

The conversion coefficients from air kerma to ICRU operational dose equivalent quantities for ENEA’s realization of the X-radiation qualities L10-L35 of the ISO “Low Air Kerma rate” series (L), N10-N40 of the ISO “Narrow spectrum” series (N) and H10-H60 of the ISO “High Air-kerma rate” (H) series and two beams at 5 kV and 7.5 kV were determined by utilising X-ray spectrum measurements. The pulse-height spectra were measured using a planar high-purity germanium spectrometer (HPGe) and unfolded to fluence spectra using a stripping procedure then validate with using Monte Carlo generated data of the spectrometer response. HPGe portable detector has a diameter of 8.5 mm and a thickness of 5 mm. The entrance window of the crystal is collimated by a 0.5 mm thick Aluminum ring to an open diameter of 6.5 mm. The crystal is mounted at a distance of 5 mm from the Berillium window (thickness 25.4 micron). The Monte Carlo method (MCNP-4C) was used to calculate the efficiency, escape and Compton curves of a planar high-purity germanium detector (HPGe) in the 5-60 keV energy. These curves were used for the determination of photon spectra produced by the X-ray machine SEIFERT ISOVOLT 160 kV in order to allow a precise characterization of photon beams in the low energy range, according to the ISO 4037. The detector was modelled with the MCNP computer code and validated with experimental data. To verify the measuring and the stripping procedure, the first and the second half-value layers and the air kerma rate were calculated from the counts spectra and compared with the values measured using an a free-air ionization chamber. For each radiation quality, the spectrum was characterized by the parameters given in ISO 4037-1. The conversion coefficients from the air kerma to the ICRU operational quantities Hp(10), Hp(0.07), H’(0.07) and H*(10) were calculated using monoenergetic conversion coefficients. The results are discussed with respect to ISO 4037-4, and compared with published results for low-energy X-ray spectra. The main motivation for this work was the lack of a treatment of the low photon energy region (from a few keV up to about 60 keV).