Photoneutrons generated in the linac head are a byproduct of the radiotherapy process and can be potentially harmful to clinical personnel. The lack of accuracy associated with analytical photoneutron shielding methods has generated much interest in the Monte-Carlo (MC) method as a more flexible and precise tool for radiotherapy bunker design. The purpose of this work was to use MC simulations to characterize photoneutron fluence, dose, and spectrum throughout various radiotherapy bunker configurations and for various room design features, such as the presence of a maze, a bulkhead, and the addition of borated polyethylene on the maze walls. Three existing rooms at the MUHC and two hypothetical doorless rooms were modelled with the MCNP5 code and using the Visual Editor GUI. The analytical spectrum of an 18 MV linac served as the point source of photoneutrons and was surrounded with a 10 cm radius tungsten sphere placed 100 cm above the isocenter. The next-event estimator variance reduction technique was used and simulations were performed with 20 million particle histories yielding un- certainties under 1%. Physical measurements were also attempted with bubble detectors and a He-3 neutron spectrometer. The latter was unsuccessful because of pulse pile-up caused by the Linac's pulsed mode of operation, whereas the former gave us qualitative information on neutron equivalent dose distribution in the maze and around the linac. Simulation results showed a marked decrease in neutron equivalent dose near the bunker entrance when maze walls are lined with BPE and when a bulk-head is added in the inner maze passage. It was found that the high thermal neutron cross-section of BPE was key in reducing the portion of thermal photoneutrons in the spectrum along the maze. The bulkhead was also useful in reducing photoneutron fluence entering the maze and hence reducing overall photoneutron dose near the entrance of the bunker. Future work will focus on validating simulations with accurate physical measurements and refining the MC code to make it more user friendly and flexible in reproducing bunker geometry. / Les photoneutrons générés par le linac sont un produit secondaire de la radiothérapie et peuvent être nuisibles au personnel médical. Le manque de précision des équations analytiques pour le blindage contre les photoneutrons a accéléré le développement des méthodes Monte-Carlo (MC), qui sont considérées plus flexibles et précises pour le design des salles de radiothérapie. L'objectif de cette étude est d'utiliser les simulations MC afin de caractériser le flux, la dose, et le spectre des photoneutrons pour différentes configurations de salles de radiothérapie, telles que la présence d'un corridor, d'un bloc d'atténuation, et l'addition de borate de polyéthyléne sur les murs du corridor. Trois chambres du MUHC et deux chambres hypothétiques ont été modélisées avec le code MCNP5 et le logiciel Visual Editor. Le spectre d'énergie analytique d'un linac opérant à 18 MV a été utilisée comme source ponctuelle de photoneutrons. Ce point est entouré d'une sphére de Tungsténe de 10 cm de rayon positionnée 100 cm au dessus de l'isocentre. L'estimateur du prochain événement est la technique de réduction de variance qui a été utilisée et les simulations ont été effectuées avec 20 millions de particules résultant en des incertitudes inférieures à 1%. Des mesures physiques ont aussi été tentées à l'aide de compteurs à bulles et un spectrométre de neutrons à He-3. Ce dernier n'a pas eu de succés à cause de l'effet d'accumulation du signal pulsé. Les tests avec compteurs de bulles ont permis d'avoir une idée qualitative sur la distribution de la dose équivalente dans le corridor et autour du linac. Les résultats des simulations ont montré une diminution de la dose équivalente de neutron prés de l'entrée de la chambre quand les murs du corridor sont couverts de borate de polyéthyléne et quand un bloc d'atténuation est présent dans le passage de la chambre centrale vers le corridor. Il a été confirmé que la haute probabilité d'interaction des neutrons de basses énergies avec le borate de polyéthyléne est essentiel à la réduction de la portion de photoneutrons à basses énergies à travers le corridor. Le bloc atténuateur contribue aussi à la réduction du flux de photoneutrons entrant dans le corridor et réduit ainsi la dose totale à l'entrée de la chambre. La suite des travaux vise à mettre l'emphase sur la validation des simulations à l'aide de mesures expérimentales et sur le perfectionnement du code MC pour donner plus de flexibilité à l'utilisateur dans la reproduction des salles de radiothérapie.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:LACETR/oai:collectionscanada.gc.ca:QMM.119421 |
| Date | January 2013 |
| Creators | Khatchadourian, Rafael |
| Contributors | John Kildea (Internal/Supervisor), Michael Evans (Internal/Cosupervisor2) |
| Publisher | McGill University |
| Source Sets | Library and Archives Canada ETDs Repository / Centre d'archives des thèses électroniques de Bibliothèque et Archives Canada |
| Language | English |
| Detected Language | French |
| Type | Electronic Thesis or Dissertation |
| Format | application/pdf |
| Coverage | Master of Science (Medical Physics Unit) |
| Rights | All items in eScholarship@McGill are protected by copyright with all rights reserved unless otherwise indicated. |
| Relation | Electronically-submitted theses. |
Page generated in 0.0023 seconds