Advanced aspects of radiation protection in the use of particle accelerators in the medical field

In this work, the well-known MC code FLUKA was used to simulate the GE PETrace cyclotron (16.5 MeV) installed at “S. Orsola-Malpighi” University Hospital (Bologna, IT) and routinely used in the production of positron emitting radionuclides. Simulations yielded estimates of various quantities of interest, including: the effective dose distribution around the equipment; the effective number of neutron produced per incident proton and their spectral distribution; the activation of the structure of the cyclotron and the vault walls; the activation of the ambient air, in particular the production of 41Ar, the assessment of the saturation yield of radionuclides used in nuclear medicine. The simulations were validated against experimental measurements in terms of physical and transport parameters to be used at the energy range of interest in the medical field. The validated model was also extensively used in several practical applications uncluding the direct cyclotron production of non-standard radionuclides such as 99mTc, the production of medical radionuclides at TRIUMF (Vancouver, CA) TR13 cyclotron (13 MeV), the complete design of the new PET facility of “Sacro Cuore – Don Calabria” Hospital (Negrar, IT), including the ACSI TR19 (19 MeV) cyclotron, the dose field around the energy selection system (degrader) of a proton therapy cyclotron, the design of plug-doors for a new cyclotron facility, in which a 70 MeV cyclotron will be installed, and the partial decommissioning of a PET facility, including the replacement of a Scanditronix MC17 cyclotron with a new TR19 cyclotron.
In questo lavoro, il codice Monte Carlo (MC) FLUKA è stato utilizzato per simulare il ciclotrone GE PETtrace (16.5 MeV) installato presso l’azienda ospedaliera “S. Orsola-Malpighi” (Bologna, IT), quotidianamente utilizzato per la produzione di radiofarmaci PET. Le simulazioni sono state effettuate per valutare diversi fenomeni e quantità d’interesse radiologico tra cui l’equivalente di dose ambientale nell’intorno dell’acceleratore, il numero di neutroni emessi per protone incidente e la loro distribuzione spettrale, l’attivazione dei componenti del ciclotrone e delle pareti del bunker, l’attivazione dell’aria interna al bunker ed in particolare la produzione di 41Ar, la resa a saturazione di radionuclidi d’interesse in medicina nucleare. Le simulazioni sono state validate, in termini di parametri fisici e di trasporto da utilizzare nel range energetico caratteristico delle applicazioni mediche, con una serie di misure sperimentali. Il modello MC validato è stato quindi applicato ad altri casi pratici quali lo studio di fattibilità della produzione diretta in ciclotrone di 99mTc, la produzione di radionuclidi ad uso medico con il ciclotrone TR13 (13 MeV) installato presso il centro di ricerca TRIUMF (Vancouver, CA), la progettazione completa del nuovo centro PET dell’ospedale “Sacro Cuore-Don Calabria” di Negrar (Verona, IT), incluso il ciclotrone ACSI TR19 (19 MeV), lo studio del campo di dose nell’intorno di un sistema di selezione dell’energia (degrader) di un ciclotrone per terapia, la progettazione di specifiche “porte a tappo” per un sito di produzione di radionuclidi ad uso medico, in cui verrà installato un ciclotrone da 70 MeV e sei diverse beam line, e per il parziale decommissioning di un centro PET e la sostituzione di un ciclotrone Scanditronix MC17 (17 MeV), attualmente installato, con una nuova unità TR19.