Transcript Nupamc Monte Carlo Doz Hesaplama

Ahmet Bozkurt, Ph.D.
Harran Üni., Fen-Edebiyat Fak., Fizik Böl., 63300 Şanlıurfa
Email: [email protected]
Web: http://ahmetbozkurt69.wordpress.com/
Kozmik radyasyon
(Yüksekliğe bağlı)
Deniz seviyesi: 26 mrem 0-1000 ft: 28 mrem
2000-3000 ft: 35 mrem 3000-4000 ft: 41 mrem
5000-6000 ft: 52 mrem 6000-7000 ft: 66 mrem
8000-9000 ft: 96 mrem
Yersel radyasyon
30 mrem
Bina radyasyonu
(taş/beton yapı)
7 mrem
Güç santralleri
Nükleer santraller: 0.01 mrem
Termik santraller: 0.03 mrem
Besin/su
Besinlerden (C-14 ve K-40 kökenli): 40 mrem
Havadan (radon kökenli): 228 mrem
Yaşam standartları
Jet uçuşları: 0.5 mrem/saat
CRT tüplü TV veya monitör: 1 mrem
Duman dedektörü: 0.008 mrem
Havaalanı x-ray geçişleri: 0.002 mrem
Günde yarım paket sigara: 18 mrem
Tıbbi testler, X-ışınları
(mrem):
Göğüs: 10
Bel omuru: 600
Pelvis: 60
Mamografi: 42
Üst sindirim: 600
Kalça: 70
Kafatası: 10
Karın: 700
Diş: 0.5
Servikal omur: 20
Baryum enema: 800
El/Ayak: 0.5
Kafa: 200
Anjiyogr (kalp): 2000
Göğüs: 700
Anjiyografi (kafa): 500
Karın/pelvis: 1000
Omurga: 1000
El/ayak: 10
Kardiyak: 2000
Tıbbi testler, BT
Taramaları (mrem)
1000-2000 ft: 31 rem
4000-5000 ft: 47 mrem
7000-8000 ft: 79 mrem
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Limit türü (ICRP 103)
Mesleki ışınlamalar
Halktan bireyler
Etkin doz
Yıllık doz 20 mSv (5 yıllık ortalama);
herhangi bir yılda 50 mSv’yi aşmamalı;
5 yılda toplam 100 mSv’yi aşmamalı.
Yıllık doz 1 mSv;
Özel durumlarda aşılabilir;
5 yıllık ortalama 1 mSv’yi
aşmamalı
Göz merceği
150 mSv
15 mSv
Deri
500 mSv
50 mSv
Eller ve ayaklar
500 mSv
-
Yıllık eşdeğer doz
mrem = 0.01 mSv
100 rem = 1 Sv
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
rem, Sv Gy
Etkin doz, E  Eşdeğer doz, HT
 Soğurulan doz, DT,R
E = Σ wT HT
wT: doku/organ ağırlık faktörü
HT= Σ wRDT,R
wR: radyasyon ağırlık faktörü
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
Maddesel ortama aktarılan enerjiyi tanımlar
ve soğurulan enerjinin konsantrasyonu olarak
tanımlanır.
– Radyasyon kaynağının türü, şiddeti ve
uzaklığı ile ilgilidir.
– Soğurulan enerjinin miktarı ve ortamdaki
ortalama konsantrasyonu ile orantılıdır.
– Radyasyon dozunun temel birimidir.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
Işınlanan bir malzemenin birim kütlesine
iyonizan radyasyonun bıraktığı enerji olarak
ifade edilir.
E
Sogurulan doz 
m
İyonizan radyasyon, madde ile
etkileştiğinde, radyasyon
alanından ortama enerji
aktarılır.
Eg
Δm
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Eç
•
Eski birim sisteminde: rad
– 1 rad: ışınlanan maddenin 1 gramında 100 erg’lik
enerjinin soğurulması
100erg
1 rad 
– 1 rad: radyasyondan absorplanan doz
1g
– Amerika’da hala kullanımda
•
SI birim sisteminde: gray (Gy)
– 1 gray: Kilogram başına 1 joule’lük enerjinin
absorplanması
1 joule
1 Gy 
– 1 Gy = 100 rad
1 kg
– 1 rad = 0.01 Gy = 1 cGy
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
•
•
Gray, tüm iyonizan radyasyon türlerine
uygulanabilir.
– Dış: gama ışınları, nötronlar, yüklü
parçacıklar, vb.
– İç: radyonüklitler
Vücut dışındaki radyasyon için doz ölçülebilir.
Vücut içindeki bir radyonüklit kaynak için ise
doz ölçülemez, ancak hesaplanabilir (MIRD
formalizmi ya da ICRP metodu).
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
Soğurulan doz makroskopik bir niceliktir,
hücre düzeyindeki mikrodozimtre için uygun
değildir.
–
Soğurucu ortamın birim kütlesinde
soğurulan ortalama enerjiyi ifade eder.
–
Soğurulan enerjinin ilgilenilen dokunun
tüm kütlesinde düzgün biçimde
soğurulduğunu varsayar.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
•
•
Radyasyonun canlı organizmalar üzerindeki etkileri
ele alındığında, farklı ışınlama şartları altında aynı
miktarda enerjinin soğurulması aynı biyolojik etkiye
yolaçmayabilir.
Enerjinin bırakılma hızı önemlidir.
Lineer enerji transferi, L
– Ağır ve yüklü parçacıklar gibi L’si büyük radyasyon
türleri, elektronlar gibi düşük L’li parçacıklara
kıyasla, daha fazla biyolojik hasara yolaçarlar.
– Birim kütle başına bırakılan enerji (absorplanan
doz) aynı olsa bile…
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
•
•
•
•
Radyasyona maruziyet altında olası biyolojik etkileri
nicelemeye yarar.
Bir doz eşdeğeri birimi, biyolojik bir sistemde
soğurulduğunda düşük L’li bir radyasyon gibi etkilere
yol açan her hangi bir radyasyon miktarıdır.
H = D*Q
Q : Kalite faktörü
– L arttıkça Q’da artar.
Doz eşdeğerinin SI sistemindeki birimi Sievert’dir.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
•
•
ICRP 60 ile tanımlanmıştır.
DT,R ile belirlenir.
– Bir R radyasyonunun herhangi bir T dokusuna
bıraktığı ortalama absorplanan doz
wR radyasyon ağırlık faktörü ile çarpılır.
– Radyasyon türlerinin farklı biyolojik
etkilerini gözönüne alır.
HT,R = wR*DT,R
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Radyasyon türü
ICRP 26
ICRP 60
ICRP 103
Part 20
Fotonlar (tüm enerjiler)
1
1
1
1
Elektron ve muonlar (tüm enerjiler)
1
1
1
1
10
Adım fonksiyonu
Sürekli fonksiyon
10
< 10 keV
5
2.5
2-2.5
10-100 keV
10
2.5-10
2.5-7.5
100 keV-2 MeV
20
10-20
7.5-11
2-20 MeV
10
7-17.5
8-9
> 20 MeV
5
5-7
3.5-8
Nötronlar
Bilinmeyen enerjiler
Protonlar ve yüklü piyonlar
10
5
2
10
Alfa parçacıkları, fisyon parçaları, ağır iyonlar
20
20
20
20
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
•
Absorplanan dozun birimi Gy alındığında, eşdeğer
dozun birimi Sv olur.
Ortamda farklı türlerde radyasyon kaynakları varsa
toplam eşdeğer doz:
HT   HT , R   wR DT , R
R
R
Etkin doz, E
•
Farklı organ veya dokuların radyasyona karşı
duyarlılıkları da farklıdır.
•
wT organ ağırlık faktörü
E   wT HT
T
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Organ/doku
ICRP 26
ICRP 60
ICRP 103
Part 20
Yumurtalıklar
0.25
0.20
0.08
0.25
Meme
0.15
0.05
0.12
0.15
Kırmızı kemik iliği
0.12
0.12
0.12
0.12
Akciğer
0.12
0.12
0.12
0.12
Tiroid
0.03
0.05
0.04
0.03
Kemik yüzeyi
0.03
0.01
0.01
0.03
Kolon
-
0.12
0.12
-
Mide
-
0.12
0.12
-
Mesane
-
0.05
0.04
-
Yemek Borusu
-
0.05
0.04
-
Karaciğer
-
0.05
0.04
-
Beyin
-
-
0.01
-
Böbrek
-
-
-
-
Salgı bezleri
-
-
0.01
-
Deri
-
0.01
0.01
-
Kalan organlar
0.30
0.05
0.12
0.30
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
Herhangi bir radyasyon maruziyeti için tüm
etkilerin bir tahminini verir.
•
Organ ağırlık faktörleri, radyasyona duyarlı
organlar için yüksektir.
•
Organ ağırlık faktörlerinin toplamı birdir.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
•
Etkin dozun doğru şekilde belirlenmesi için, organların boyut,
konum ve bileşimlerinin doğru bilinmesini gerektirir
Referans insan bilgileri
Matematiksel vücut modelleri
Organ/dokuların konum ve geometrileri
matematiksel denklemlerle ifade edilir.
Tomografik vücut modelleri
Organ/dokuların konum, ebat ve geometrileri
gerçek görüntüler yardımıyla belirlenir.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Pozlanma
Foton/Enerji
Akısı
Dönüşüm katsayıları
Eşdeğer doz
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Monte Carlo
simülasyonu
Vücut
modelleri
Soğurulan
organ dozu
wR
Eşdeğer doz
wT
Etkin doz
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Risk
•
•
Radyometrik bir birimdir (dozimetrik değil)
Foton akısının bir ölçüsüdür.
Pozlanma 
Q
m
•
X veya gama ışınından havanın birim
kütlesine aktarılan enerji miktarı ile ilgilidir.
•
X-ışını enerjisi, ışınlanan ortamın bileşimi ve
pozlanma miktarı biliniyorsa, soğurulan doz
hesaplanabilir.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
1 Pozlanma birimi (X), havanın 1 kg’sinde 1
C’lik elektrik yükü taşıyan iyon üreten x veya
gama ışını miktarıdır.
•
Birkaç keV’in altında ve birkaç MeV’in
üzerinde pozlanmanın ölçümü zorlaşır.
1C
1 iyon
34 eV 1.610-19 J 1 Gy
1 pozlanmabirimi 
hava*
*
*
*
 34 Gy
-19
1 kg
1.610 C iyon
eV
J/kg
1C
1 pozlanmabirimi 
1 kg
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Röntgen (R)
• Pozlanmanın eski birimidir.
• Havanın 1 cm3’ünde 1 sC’luk yük oluşturacak
x veya gama ışını miktarıdır.
• 1 pozlanma birimi = 3881 R
• 1 R = 2.58*10-4 C/kg
• 1 R = 0.877 rad
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Akı (flux; φ)
• Bir noktadaki radyasyon alanı, birim zamanda
(Δt) birim yüzeyden (Δa) geçen parçacık sayısı
(ΔN) ile tanımlanabilir.
N

at

N
a
Parçacık akışı (fluence; Φ)
• Akının zaman içindeki integralidir.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Conversion Coefficients for
Radiological Protection Quantities
for External Radiation Exposures
ICRP Publication 116
Ann. ICRP 40(2–5), 2010
N. Petoussi-Henss, W.E. Bolch, K.F.
Eckerman, A. Endo, N. Hertel, J.
Hunt, M. Pelliccioni, H. Schlattl, M.
Zankl
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
•
•
•
Nötron ve gama ışınları gibi oldukça girici
radyasyonlar için verilen akış bilgisinden dozu
elde etmek bazen daha kolaydır.
Tek doğrultulu demetler için parçacık akışı
dedektörle belirlenebilir.
Akışdan doza dönüşüm katsayıları
kullanılarak doz bilgisi elde edilir.
H  DK * 
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Nokta kaynaklar için akı Φ=N/4πd2
Daha karmaşık geometriler için akışı elde
etmede radyasyon taşıma programları kullanılır.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• X-ışını, gamalar ve hızlı nötronlar gibi dolaylı
iyonizan radyasyonlar, madde ile
etkileştiklerinde öncelikle birincil iyonizan
parçacıklar yaratırlar.
– Fotonlar: fotoelektronlar, Compton
elektronları, e+-e- çiftleri
– Nötronlar: saçılan çekirdekler
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• Bu parçacıkların başlangıç kinetik enerjilerinin
ortamın birim kütlesine oranı KERMA (K)
olarak bilinir.
– Kinetic Energy Released in Material
– Maddesel ortama aktarılan enerjiyi temsil
eder.
– SI sistemindeki birimi joule/kg ya da gray’dir.
– Eski birim siteminde ise erg/g ya da rad’dır.
– Absorplanan doz ile aynı birime sahiptir ancak
her ikisi farklı kavramlardır.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• Kerma, yüksüz parçacıktan (foton veya nötron
gibi) birincil iyonizan parçacıklara kütle başına
aktarılan tüm enerjinin bir ölçüdür.
• Doz ise, kütle başına soğurulan enerjinin bir
ölçüsüdür.
• Birincil iyonizan parçacıklara aktarılan
enerjinin tamamı ilgilenilen ortamın hacminde
soğurulmayabilir.
• Bu enerjinin bir kısmı hacmin dışına kaçabilir
ve başka noktalarda soğurulabilir.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• Birincil iyonizan parçacıklar, yaratıldıkları
hacmin dışında bir yerde etkileşerek
bremmstrahlung veya çift yokolması
olaylarına yolaçabilirler.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• İlgilenilen hacim içerisinde elektron dengesi
sağlanamayabilir.
– Büyük hacimlerde elektron dengesi
sağlandığından bu durum sorun oluşturmaz;
kerma ile absorplanan doz eşdeğer olur.
– Ancak küçük hacimlerde (doku geçişleri gibi;
deri, kemik yüzeyi) kerma ≠ doz
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Yüklü parçacık dengesi
oluşmamış; kerma ≠ doz
Yüklü parçacık dengesi
oluşmuş; kerma ~ doz
Soğurulan doz ya da kerma (log eksen)
Doz
Kerma
Soğurucu ortamın derinliği
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• Soğurucu ortam içerisinde, Kerma artan
derinlikle sürekli biçimde azalır.
– Dolaylı iyonizan parçacık akısı sürekli
azaldığından
• Absorplanan doz ise başlangıçta (soğurucu
yüzeyinde) düşüktür;
– Elektronik dengeye yaklaşıldıkça artışa geçer.
– Birincil iyonizan parçacıkların ürettiği ikincil
iyonların sayıları arttıkça iyonlaşma
yoğunluğu da artar.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• Maksimuma ulaşıldıktan sonra absorplanan
doz da artan derinlikle düşmeye başlar.
• Maksimum absorplanan doz yaklaşık olarak
birincil iyonizan parçacıkların maksimum
menzillerine eşit bir derinlikte meydana gelir.
• Alfa parçacıkları ve ağır çekirdekler için Kerma
ve absorplanan doz birbirine eşittir.
– Aktarılan enerji etkileşim noktasına çok
yakın noktada bırakılır.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• Elektron dengesi oluşmadan absorplanan dozu
hesaplamak yanlış sonuca götürür.
• Elektronik denge materyal içinde ancak yeterli
derinlikten sonra gerçekleşir.
İdeal durum
(madde içinden geçen fotonlar zayıflamıyor)
Açığa çıkan elektronların enerji bırakımı,
yüzeyde başlar, R derinliğinde maksimuma
ulaşır. Bu bölgeye “birikim bölgesi” denir.
R’nin ötesinde, duran elektron kadar harekete
yeni başlayan elektrona rastlanır. Bu duruma
“elektronik denge” adı verilir.
Elektronik dengeye ulaşıldığında, kerma artan
derinlik ile sabit kalır.
Ortamda bremmstrahlung kayıpları yoksa,
kerma doza eşit olur.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• İdeal durum ile pratikte karşılaşılmaz.
– Fotonlar, maddesel ortamda zayıflamaya uğrarlar.
– Gerçek elektronik denge oluşmaz ve kerma derinlikle
azalır.
Absorplanan doz önce artar, R derinliğinde
maksimuma ulaşır ve sonra kerma gibi artan
derinlikle azalmaya devam eder.
Gerçek durum
(madde içinden geçen fotonlar zayıflamaya uğrar)
Bremmstrahlung kayıpları az ise, absorplanan
doz eğrisi kerma eğrisinin üzerinde yeralır.
Ortamda soğurucu özellikleri farklı birden
fazla materyal bulunduğunda (kemikyumuşak doku gibi), durum daha karmaşıktır.
Elektronlar bir materyalde harekete başlar,
diğer materyale enerji bırakır. Elektronların
malzeme içindeki menzilleri de farklı
olduğundan, kerma ve absorplanan doz
dengeye ulaşamaz.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
• Detektör tercihi çok önemlidir.
• Dedektörün türü doğru seçilmelidir.
– Akı dedektörleri kullanıldığında, doz dönüşüm
katsayıları ile çarpılarak doz elde edilir.
– Doğrudan enerji bırakımı dedektörleri
kullanıldığında, kerma yaklaşımına dikkat!
– Kerma yaklaşımını uygulayan bir dedektör, birincil
radyasyonun etkileşimleri sonucunda oluşan ikincil
parçacıkların enerjilerini yaratıldıkları noktada
bıraktığını varsayar.
• Dedektör konum
– Ara bölgelerde doz ani değişim gösterebilir.
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
100%
90%
80%
MCNP5 F8
semiflex io
MCNP5 F6
70%
% doz
60%
50%
40%
30%
20%
10%
0%
0
5
10
15
20
25
derinlik, z (cm)
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
30
• Herman Cember and Thomas E. Johnson, Introduction to Health
Physics, The McGraw-Hill Companies, Inc., 2009.
• Claus Grupen, Introduction to Radiation Protection, Springer, 2010.
• Nicholas Tsoulfanidis, Measurement and detection of radiation,
Taylor & Francis, 1995.
• James E. Martin, Physics for Radiation Protection, WILEY-VCH, 2006.
• Claude Leroy and Pier-Giorgio Rancoita, Principles Of Radiation
Interaction In Matter And Detection, World Scientific Publishing,
2009.
• Glenn E Knoll, Radiation Detection and Measurement, John Wiley &
Sons, 2000.
• E. B. Podgorsak, Radiation Physics for Medical Physicists, 2010.
Dinlediğiniz için teşekkürler…
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012
1. Doz Kavramı Genel Tanımlar
2. Monte Carlo Tekniğinde Doz Nasıl
Hesaplanır mu ve E den doza
3. Kerma Kavramı
4. Monte Carlo Tekniğinde Kerma Nasıl
Hesaplanır
5. Yüklü Parçacık Dengesi
6. Dönüşüm katsayıları
7. Etkin doz, fantomlar
Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012