Determination of yttrium-90 bremsstrahlung produced from radiation shielding apparatus

การศึกษาปริมาณเบรมส์ชตราลุงจากอิตเทรียม-90 ที่เกิดจากอุปกรณ์กำบังรังสี

Name: Chanakarn Onnomdee

LCSH: Bremsstrahlung

LCSH: Radiation -- Measurement

MeSH: Radiation Protection -- methods.

Abstract: Yttrium-90 (90Y) is pure beta emitter that has been widely used in selective internal radiation therapy (SIRT) which the radiation shielding apparatus is utilised during treatment for radiation protection purpose. However, undesired radiation from bremsstrahlung might be generated when 90Y interacts with surrounding matter. So, the aims of this study were to determine bremsstrahlung produced from the radiation shielding apparatus, to compare the radiation measurement using NaI(Tl) scintillation detector with Monte Carlo simulation and to assess the radiation safety of the workers. Yttrium trichloride (90YCl3) solution was prepared in glass vial before placing in the radiation shielding apparatus. The count rate and spectrum of the produced bremsstrahlung was measured using well calibrated NaI(Tl) scintillation detector. The optimal conditions for bremsstrahlung measurement were obtained by varying the counting time and the distance between detector and radiation shielding apparatus. For Monte Carlo simulation, the MCNP5 was used to simulate bremsstrahlung radiation with the same geometry as used in the measurement. Additionally, based on the routine clinical procedure of 90Y SIRT, simulation was performed using MCNP5. For experimental measurement, the distance of 10 cm and counting time of 120 s were the optimal conditions. Although comparison of the bremsstrahlung counting rate between measurement and simulation revealed the same trend, remarkably greater counting rate from measurement than simulation was observed. The simulation results of whole body exposure dose and fingers dose were 18.88 μSv/h and 3.90 mSv/h, respectively. The results indicated that 90Y SIRT procedure is safe for medical staff based on the dose limit recommended by International Commission on Radiological Protection (ICRP) 103. In conclusion, 90Y bremsstrahlung can be produced from radiation shielding apparatus and possibly evaluated by either measurement or simulation. Despite simulation results showing higher count rate than those of measurement, it is possible as a result of suboptimal efficiency of the scintillation detector to detect bremsstrahlung or incomplete geometry model in simulation. Based on the simulation results, 90Y SIRT should be safe for the workers.

Abstract: อิตเทรียม-90 เป็นสารกัมมันตรังสีที่สลายตัวให้รังสีบีตา ซึ่งนิยมใช้ในการรักษาด้วยการนำรังสีเข้าสู่ร่างกายเฉพาะจุด โดยที่ผู้ปฏิบัติงานจะใช้อุปกรณ์กำบังรังสี ในการควบคุมอิตเทรียม-90 ซึ่งเมื่ออิตเทรียม-90 ทำปฏิกิริยา กับวัสดุต่าง ๆ อาจทำให้เกิดเบรมส์ชตราลุงออกมาได้ ดังนั้นวัตถุประสงค์ของการศึกษานี้เพื่อประเมินปริมาณ เบรมส์ชตราลุงจากอิตเทรียม-90 ที่เกิดจากอุปกรณ์กำบังรังสี เพื่อเปรียบเทียบผลของปริมาณเบรมส์ชตราลุงที่ได้จากการนับวัดโดยใช้หัววัดรังสีชนิดโซเดียมไอโอไดด์ซินทิลเลชัน กับการจำลองโดยใช้โปรแกรมมอนติคาร์โลเอ็นพาร์ติเคิล 5 และเพื่อประเมินความปลอดภัยทางรังสีให้แก่ผู้ปฏิบัติงาน ในการศึกษานี้ใช้สารละลายอิตเทรียม-90 คลอไรด์ที่เก็บไว้อยู่ในอุปกรณ์กำบังรังสี และใช้หัววัดรังสีที่ทำการสอบเทียบเรียบร้อยแล้ว นำมาหาเวลาและระยะทางที่ใช้ในการวัดที่เหมาะสมต่อการวัดปริมาณเบรมส์ชตราลุง จากนั้นใช้โปรแกรมมอนติคาร์โลเอ็นพาร์ติเคิล 5 ในการจำลองปริมาณเบรมส์ชตราลุงโดยกำหนดให้อยู่ในสถานการณ์เดียวกันกับการวัด จากนั้นจึงทำการจำลองปริมาณเบรมส์ชตราลุงโดยให้อยู่ในสถานการณ์เดียวกับการรักษาผู้ป่วยด้วยวิธีรังสีร่วมรักษาโดยการนำ รังสีเข้าสู่ร่างกายเฉพาะจุดด้วยอิตเทรียม-90 ซึ่งผลการศึกษาพบว่าระยะทางระหว่างอุปกรณ์กำบังรังสี กับหัววัดรังสี ชนิดโซเดียมไอโอไดด์ซินทิลเลชันที่ 10 เซนติเมตร โดยใช้เวลาในการนับวัด 120 วินาที เป็นระยะทางและเวลาที่เหมาะสมที่สุดสำหรับการนับวัดปริมาณเบรมส์ชตราลุง เนื่องจากมีค่าเปอร์เซ็นต์เดดไทม์ และค่าส่วนเบี่ยงเบนมาตรฐานของระบบนับวัดน้อยที่สุด ถึงแม้ว่าปริมาณเบรมส์ชตราลุงที่ได้จากการจาลอง โดยใช้โปรแกรมมอนติคาร์โลเอ็นพาร์ติเคิล 5 มีค่ามากกว่าการนับวัดแต่แนวโน้มของอัตราการนับวัดเบรมส์ชตราลุงใกล้เคียงกัน ผลจากการจำลองพบว่าปริมาณรังสีที่ร่างกายได้รับเท่ากับ 18.88 ไมโครซีเวิร์ตต่อชั่วโมง และที่นิ้วมือได้รับเท่ากับ 3.90 มิลลิซีเวิร์ตต่อชั่วโมง จากผลการทดลองนี้บ่งชี้ว่าผู้ปฏิบัติงานในการให้การรักษาโดยวิธีรังสีร่วมรักษาโดยการนำ รังสีเข้าสู่ร่างกายเฉพาะจุดด้วยอิตเทรียม-90 มีความปลอดภัยทางรังสีตามข้อแนะนำของคณะกรรมาธิการระหว่างประเทศด้านการป้องกันรังสี ฉบับที่ 103 กล่าวโดยสรุปอิตเทรียม-90 เบรมส์ชตราลุงสามารถเกิดขึ้นได้จากการทำปฏิกิริยาระหว่างอิตเทรียม-90 และอุปกรณ์กำบังรังสีโดยประเมินได้จากทั้งการนับวัดด้วยหัววัดรังสีชนิดโซเดียมไอโอไดด์ซินทิลเลชันและการจำลองโดยใช้โปรแกรมมอนติคาร์โลเอ็นพาร์ติเคิล 5 ถึงแม้ว่าการจาลองปริมาณเบรมส์ชตราลุงมีค่ามากกว่าการนับวัด แต่นั่นอาจเป็นเพราะข้อจำกัดของประสิทธิภาพของหัววัดรังสีชนิดโซเดียมไอโอไดด์ซินทิลเลชัน หรือการเขียนโค้ดในการจาลองที่ไม่สมบูรณ์

Mahidol University. Mahidol University Library and Knowledge Center

Address: NAKHONPATHOM

Email: liwww@mahidol.ac.th

Name: Putthiporn Charoenphun

Role: Thesis Advisors

Name: Krisanat Chuamsaamarkkee

Role: Thesis Advisors

Name: Chayanit Jumpee

Role: Thesis Advisors

Created: 2019

Modified: 2023-08-10

Issued: 2023-08-10

วิทยานิพนธ์/Thesis

application/pdf

eng

DegreeName: Master of Science

Level: Master's Degree

Descipline: Medical Physics

Grantor: Mahidol University

©copyrights Mahidol University

ลำดับที่.	ชื่อแฟ้มข้อมูล	ขนาดแฟ้มข้อมูล	จำนวนเข้าถึง	วัน-เวลาเข้าถึงล่าสุด
1	5936526.pdf	2.78 MB

ใช้เวลา

-0.716861 วินาที