Estudio de la distribución 3D de los neutrones producidos por un acelerador lineal de radioterapia en un búnker de tratamiento. Validación con medidas experimentales

Abstract

Actualmente, los métodos que existen para comprobar el diseño de los búnkeres de radioterapia son métodos analíticos que se basan en ecuaciones simplificadas. Los resultados que se obtienen de estas ecuaciones son generalmente buenos, aunque en ocasiones no coinciden con los criterios de protección que se han diseñado. Este hecho provoca que se realicen cambios en el búnker una vez construido y que se sobreprotejan las instalaciones para compensar las malas aproximaciones provocando gastos innecesarios e inconvenientes (Dugal, 2006). Uno de los propósitos principales de este trabajo es presentar una metodología más precisa y realista para el diseño de estos búnkeres con el código Monte Carlo (MC) utilizando modelos CAD y mallas. Con las simulaciones MC se puede caracterizar la fluencia, la dosis y el espectro energético de las partículas generadas por el LinAc (Linear Accelerator) durante el tratamiento de radioterapia. El otro propósito principal del trabajo es analizar la importancia de los fotoneutrones generados de forma indeseable en los LinAcs que operan por encima de los 8 MeV para ver si exponen al paciente y al personal clínico a dosis no despreciables y dañinas para su salud, originando un problema de protección radiológica (Amgarou et al., 2009) (Awotwi et al., 2008). Para ello, se va estudiar la distribución en 3D de neutrones en el búnker de radioterapia. Por último, es importante destacar que estos nuevos modelos se han validado de forma experimental gracias a los datos recogidos en el Hospital Universitari i Politècnic La Fe de Valencia con dos detectores; el medidor de neutrones LB 6411 (diseñado entre Berthold y el centro de investigación de Karlsruhe) y el detector de neutrones modelo 42-41L (Ludlum, Prescila).

Currently, the methods that exist to check the design of radiotherapy búnkers are analytical methods that are based on simplified equations. The results obtained from these equations are generally good, although sometimes they do not coincide with the protection criteria that have been designed. This fact causes that changes are made in the búnker once built or that the facilities are overprotected to compensate bad approximations causing unnecessary and inconvenient expenses (Dugal, 2006). One of the main purposes of this work is to present a more accurate and realistic methodology for the design of these búnkers with the Monte Carlo (MC) code using CAD models and meshes. With the MC simulations, the fluence, the dose and the energy spectrum of the particles generated by the LinAc during the radiotherapy treatment can be characterized. The other main purpose of the work is to analyze the importance of photoneutrons generated undesirably in LinAcs that operate above 8 MeV to see if they expose the patient and the clinical staff at doses not negligible and harmful to their health, causing a radiological protection problem (Amgarou et al., 2009) (Awotwi et al., 2008). To do this, the 3D distribution of neutrons in the radiotherapy búnker will be studied. Finally, it is important to point out that these new models have been validated experimentally thanks to the data collected at the Universitari i Politècnic La Fe Hospital in Valencia with two detectors; the neutron detector LB 6411 (designed between Berthold and the Karlsruhe research center) and the neutron detector model 42-41L (Ludlum, Prescila).

Actualment, els mètodes que existixen per a comprovar el disseny dels búnkers de radioteràpia són mètodes analítics que es basen en equacions simplificades. Els resultats que s'obtenen d'estes equacions són generalment bons encara que de vegades no coincidixen amb els criteris de protecció que s'han dissenyat. Este fet provoca que es realitzen canvis en el búnker una vegada construït o que se sobreprotegisquen les instal·lacions per a compensar les males aproximacions provocant gastos innecessaris i inconvenients (Dugal, 2006). Un dels propòsits principals d'este treball és presentar una metodologia més precisa i realista per al disseny d'estos búnkers amb el codi Muntanya Carlo (MC) utilitzant models CAD i malles. Amb les simulacions MC es pot caracteritzar la fluència, la dosi i l'espectre energètic de les partícules generades pel LinAc durant el tractament de radioteràpia. L'altre propòsit principal del treball és analitzar la importància dels fotoneutrones generats de forma indesitjable en els LinAcs que operen per damunt dels 8 MeV per a veure si exposen al pacient i al personal clínic a dosi no menyspreables i danyoses per a la seua salut, originant un problema de protecció radiològica (Amgarou et al., 2009) (Awotwi et al., 2008). Per a això, es va estudiar la distribució en 3D de neutrons en el búnker de radioteràpia. Finalment, és important destacar que estos nous models s'han validat de forma experimental gràcies a les dades arreplegats en l'Hospital Universitari i Politècnic La Fe de València amb dos detectors; el mesurador de neutrons LB 6411 (dissenyat entre Berthold i el centre d'investigació de Karlsruhe) i el detector de neutrons model 42-41L (Ludlum, Prescila).