Estudio montecarlo con mcnpx de la dosimetría de fotoneutrones producidos en aceleradores lineales de uso clínico

Resumen

En este trabajo se ha llevado a cabo un amplio estudio mediante simulación Monte Carlo, con el código MCNPX de la producción de fotoneutrones en aceleradores lineales de uso clínico, durante tratamientos de radioterapia. En concreto, se han estudiado tres equipos diferentes (Elekta, Siemens, Varian), operando a diferentes energías y situados en distintas instalaciones, habiéndose analizado problemas específicos relacionados con la dosimetría física, clínica, personal y ambiental. La producción de fotoneutrones depende de la energía y de los materiales que componen el cabezal del acelerador, particularmente todos aquellos materiales que tienen interacción directa con el haz de electrones y fotones, como son: el blanco y su envolvente, los filtros y los sistemas de colimación del haz, entre los que se incluyen los colimadores primarios y secundarios, así como las mandíbulas y el sistema MLC. De los aceleradores estudiados, el modelo Varian Clinac 2100C/D de 18 MV, ha resultado ser el equipo que produce un valor más elevado de equivalente de dosis debido a neutrones, durante el tratamiento de radioterapia, frente a los otros modelos considerados (Elekta, Siemens). Esto se debe principalmente al tungsteno, que se encuentra en todos los componentes que tienen interacción directa con el haz primario de electrones y fotones, excepto el blindaje. Dada la absoluta imposibilidad de realizar una dosimetría de neutrones in vivo en los pacientes durante los tratamientos (ya que no es posible situar detectores en su interior y, aunque así fuera, no hay detectores de pequeño tamaño adecuados para todo el rango energético requerido), la simulación Monte Carlo mediante el uso de maniquíes antropomórficos realistas, es una herramienta muy valiosa para establecer la relevancia de la contribución fotoneutrónica. Los materiales que forman los tejidos y órganos del cuerpo del paciente, se comportan como un moderador de neutrones rápidos, por lo que el espectro neutrónico varía apreciablemente de unos órganos a otros, dependiendo de su composición y situación en el organismo. En los cálculos realizados, los órganos más cercanos a la superficie del paciente, han resultado ser los más expuestos, en términos del equivalente de dosis promediado. Es el caso de los órganos genitales, tanto en hombre como en mujer, con especial atención en la dosis recibida por el cristalino en la mujer, cuyo valor no es despreciable, mientras que el valor correspondiente a órganos más profundos, es menor y debido principalmente a neutrones térmicos. El cálculo de los espectros neutrónicos en puntos dentro de la sala de tratamiento, muestra un pico térmico en torno a 10e7- 10e8 MeV junto con el pico rápido, centrado en la energía de los fotoneutrones producidos en el acelerador. El pico térmico aumenta a medida que el punto de medida se aleja del isocentro, mientras el pico rápido disminuye con la distancia. Fuera de la instalación, prácticamente sólo se observa la componente térmica, correspondiente a los neutrones moderados al atravesar el blindaje de hormigón. En la sala de control se observó, que los espectros de fluencia térmica se mantienen también aproximadamente constantes, con mínima dependencia de la orientación del cabezal del acelerador, encontrándose un ligero aumento en los equivalentes de dosis ambiental y personal de la sala de control del búnker sin puerta. Sin embargo, en todos los casos estudiados se obtuvieron valores muy por debajo del límite permitido para trabajadores expuestos, cumpliendo con los criterios de radioprotección para trabajadores potencialmente expuestos a radiación producida por aceleradores de uso clínico. El blindaje para fotones resulta ser adecuado para contener la radiación neutrónica. En las instalaciones estudiadas, el uso de hormigón baritado, ha mostrado ser el más adecuado para garantizar la adecuada protección operacional, en relación con los límites establecidos para los valores de equivalente de dosis personal y ambiental. Se han comparado los resultados de las simulaciones con las medidas experimentales disponibles en la literatura, encontrándose algunas discrepancias atribuibles a la geometría de los sistemas considerados y a diferencias en los maniquíes. En particular, se ha demostrado que es esencial el disponer de información, lo más detallada posible acerca de la geometría y materiales del cabezal del acelerador, la cual no siempre está disponible con el suficiente detalle, debido a restricciones por parte de los fabricantes En este sentido, una posible aplicación de interés para el futuro, sería el desarrollo de sistemas de planificación, que pudieran incluir una estimación de la contribución neutrónica recibida por el paciente, en términos de la magnitud radiológica adecuada. Esto podría lograrse combinando la simulación Monte Carlo, con la utilización de maniquíes voxelizados específicos para cada individuo, desarrollados con el software correspondiente de segmentación y procesado de imágenes. Es importante destacar, la necesidad de establecer con precisión las magnitudes adecuadas, para establecer la exposición neutrónica en tratamientos de radioterapia. El uso de magnitudes distintas de las definidas por ICRU e ICRP, introduce ambiguedades que pueden dificultar la comparación de resultados. Sería igualmente interesante, ampliar el cálculo de los factores de calidad para neutrones en todos los demás componentes de los órganos del cuerpo, y no sólo para H, C, N, y O que forman el tejido ICRU.