بررسی قابلیت رآکتور تهران برای استفاده‌ی عملی در نوترون درمانی با بور

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 پژوهشکده ی رآکتور

2 دانشکده ی علوم، دانشگاه خواجه نصیر الدین طوسی

چکیده

در این مقاله امکان استفاده از رآکتور تحقیقاتی تهران در نوترون درمانی به صورت محاسباتی و تجربی مورد بررسی قرار گرفته است. برای این منظور شرایط نوترون در تسهیلات تابش‌دهی رآکتور شامل کانال‌های پرتو، اتاق نوترون درمانی و ستون گرمایی با استفاده از روش فعال‌سازی پولک و سیم مسی، تعیین و با استفاده از کد MCNPX محاسبه و در نهایت ستون گرمایی به دلیل دارا بودن شرایط نوترونی مناسب‌تر، به عنوان کانال مورد نظر انتخاب شد. این ستون به وسیله‌ی قطعه‌های گرافیتی مکعبی‌شکل و قابل جابه‌جایی پُر شده است. نتیجه‌ی محاسبه‌ها نشان داد که در صورت تخلیه‌ی ستون گرمایی می‌توان به شار فوق گرمایی 1- s 2-cm 109×33/5 دست یافت که مقدار مناسبی برای نوترون درمانی است.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Measurement and calculation of neutron energy spectrum in TRR irradiation facilities: a feasibility study of using TRR for BNCT

نویسندگان [English]

  • Yaser kasesaz 1
  • Hossein Khalafi 1
  • Faezeh Rahmani 2
  • Arsalan Ezati 2
  • Ashkan Hosnirokh 2
  • Mehdi Keyvani 2
چکیده [English]

An investigation has been made for the use of Tehran Research Reactor (TRR) as a neutron source for the boron neutron capture therapy (BNCT) by calculating and measuring the energy spectrum and spatial distribution of neutrons in all external irradiation facilities, including six beam tubes, thermal column, and medical room. Activation methods with multi-foils and a copper wire have been used for the measurements. The results showed that: (1) small diameter and long length beam tubes cannot provide sufficient neutron flux for the BNCT; (2) for using the medical room, the TRR core should be placed in the open pool position. In this situation, the distance between the core and patient position is about 400 cm, so the neutron flux cannot be sufficient for the BNCT; (3) the best facility which can be adapted for the BNCT application is the thermal column if all graphite blocks can be removed. The non-thermal neutron flux at the beginning of this empty column is 5.33×109 cm-2 s-1, where it can provide an appropriate neutron beam for the BNCT.
 
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • BNCT
  • Tehran Research Reactor
  • MCNPX Code

[1] R.F. Barth, M.G. Vicente, O.K. Harling, Current status of boron neutron capture therapy of high grade gliomas and recurrent head and neck cancer, Radiat Oncol, 7 (2012) 1-21.

[2] IAEA-TECDOC-1223, Current status of neutron capture therapy, (2001).

[3] M.K. Maradhi, A. Pazirandeh, The boron neutron capture therapy research facility at the Tehran research reactor (TRR), Cancer Neutron Capture Therapy, Springer US, (1996) 327-335.

[4] H. Babaie, TRR neutron flux optimization for BNCT application, Msc. Thesis, KNT University, (2003).

[5] D.B. Pellowitz, MCNPX Userۥs Manual, Version 2.6.0. Los Alamos Report No. LA CP 2 (2007) 408.

[6] TRR-Rep, Safety analysis report for Tehran research reactor, (2009).

[7] W.N. McElroy, SAND-II neutron flux spectra determination by multiple foil activation iterative method. RSIC Computer Code Collection, (1967).