Au-delà de la méthode de Kersey modifiée

Résumé du document/de la présentation technique présenté à la :
Réunion scientifique annuelle de l’Organisation canadienne des physiciens médicaux
13 juillet 2017

Auteur(s):
Adam Dodd et Kevin Shimotakahara
Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN)

Résumé

Objectif

Le but de cette étude était de calculer les débits de dose produits par les neutrons dispersés et de capturer les rayons gamma au-delà du labyrinthe d’entrée d’une voûte d’accélérateur linéaire générique, car on ne trouve aucune information à ce sujet dans le Rapport no 151 du National Council on Radiation Protection and Measurements, intitulé « Structural Shielding Design and Evaluation for Megavoltage X- and Gamma-Ray Radiotherapy Facilities ».

Méthodes

Le code Monte Carlo MCNP6 a été utilisé en mode neutrons-photons couplés, dans lequel l’accélérateur linéaire est considéré comme une source ponctuelle de neutrons, pour calculer les doses efficaces. La sensibilité des résultats aux dimensions de la voûte, aux énergies de la source de neutrons, aux types de béton et à l’emplacement de la cible radiologique a été étudiée. Les résultats ont été comparés aux résultats expérimentaux pour le spectre d’énergie et le débit de dose des neutrons dans une voûte abritant un Varian 21EX à l’Hôpital général de Montréal.

Résultats et discussions

La simulation de Monte Carlo reproduit assez bien les résultats expérimentaux obtenus à l’Hôpital général de Montréal. La fluence neutronique et photonique, les spectres d’énergie et les doses efficaces sont présentés pour différents points à l’intérieur et à l’extérieur d’une gamme de voûtes génériques.

Conclusion

Les résultats montrent que les débits de dose à distance de l’entrée du labyrinthe diminuent de façon exponentielle, avec un exposant qui dépend de la distance entre l’entrée du labyrinthe et le mur de blindage opposé.

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