Seguridad Radiológica Alrededor de un LINAC de 18 MV

Transcripción

1 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 Seguridad Radiológica Alrededor de un LINAC de 18 MV P. Cerón-Ramirez 1, T. Rivera-Montalvo 1 1 Centro de Investigación en Ciencia Aplicada y Tecnología Avanzada-IPN, México, D.F, México. L. Paredes-Gutiérrez 2 2 Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, Ocoyoacac, México. J. Azorín-Nieto 3 3 Universidad Autónoma Metropolitana-Iztapalapa, México D.F, México A. Sánchez 4 4 Escuela Superior de Física y Matemáticas México D.F,México H. R. Vega-Carrillo 5 5 Universidad Autónoma de Zacatecas Unidad Académica de Estudios Nucleares, Zacatecas, Zac., México victceronr@hotmail.com, riveramt@hotmail.com, lydia.paredes@inin.gob.mx, fermineutron@yahoo.com Resumen Actualmente se cuenta con varios sistemas de detección de neutrones, tales como contadores proporcionales basados en BF 3, He 3 y espectrómetros de esferas Bonner. Sin embargo, el costo y la complejidad de la implementación de dichos sistemas los hace poco asequibles para fines dosimétrico en salas de radioterapia (RT) u otras instalaciones con este tipo de campos de radiación. Por estas razones se propone el uso de un sistema de detección de neutrones compuesto por un medio moderador de parafina que forma un arreglo 4π (esferas) y de varios pares de dosímetros termoluminiscentes TLD 600/TLD 700 en su interior, con el objetivo de realizar mediciones útiles para protección radiológica alrededor de aceleradores lineales (LINACs) de alta energía. En la primera parte de este trabajo se muestra la respuesta del sistema al ser irradiado con una fuente de PuBe así como su factor de calibración correspondiente.en la segunda parte se presentan las mediciones de dosis equivalente ambiental (H*(10)) debido a neutrones en varios puntos de una sala de RT con un LINAC de 18 MV, las cuales están en el orden de msv/gy por tratamiento de rayos X. Las mediciones realizadas son similares a las que se tienen en las memorias del acelerador y en trabajos anteriores para este tipo de instalaciones. 1. INTRODUCCIÓN Con el incremento del uso de LINACS que operan con voltajes aceleradores mayores a los 10 MV en salas de radioterapia está creciendo la demanda de mediciones dosimétricas precisas [1] ya que se produce contaminación de neutrones en el campo de tratamiento y en la sala. Este campo de radiación no deseado se genera cuando los fotones de alta energía interactúan con distintos componentes del gantry (blanco, filtro de aplanado y colimador) originándose así, neutrones rápidos a través de un fenómeno conocido como resonancia dipolar gigante [2]que posteriormente inciden en el instrumental, en la sala y el paciente. La presencia del campo de radiación mixto (fotones, electrones y neutrones) crea problemas adicionales en la dosimetría de 1/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

2 P.Cerón-Ramírez et al, Seguridad Radiológica Alrededor de un LINAC de 18 MV la sala que no pueden ser salvados usando detectores de área, rem metros u otros detectores activos [3]. Para resolver el problema y determinar la dosis debido a neutrones es necesario conocer la distribución de energía de los neutrones (espectro) y los coeficientes de conversión de fluencia a dosis (ICRP 74) [4]. Encontrar el espectro de neutrones no es una tarea sencilla,en numerosos estudios utilizan espectrómetros de esferas de Bonner [1],[2],[5] que están compuestos de esferas de polietileno con varios diámetros como moderador, detectores pasivos (que pueden diferenciar entre fotones o neutrones) y un software para procesar la información el cual despliega la distribución deenergía de los neutrones. Esto requiere de equipo y conocimientos especiales con los que no se cuentan normalmente en unas instalaciones de radioterapia. Por estas razones se propone un sistema de dosimetría de neutrones que emplea materiales asequibles y prescinde del espectro de neutrones para estimar la dosis equivalente ambiental H*(10) para ser usado en salas de radioterapia externa en hospitales. En el presente trabajo se determinó la respuesta del sistema al ser irradiado con una fuente de características dosimétricas conocidas y se compararon las mediciones obtenidas de las 4 esferas construidas con el objetivo de medir la H*(10) de una sala que contiene una fuente de neutrones. 2.1 Construcción del sistema dosimétrico 2. MATERIALES Y MÉTODOS Se construyeron 3 esferas de parafina del tipo Malasia de uso comercial y se contaba con otra esfera de parafina de grado médico de un estudio anterior.todas las esferas tienenun diámetro de 20 cmy sirven como medio moderador de neutrones para los detectores termoluminiscentes TLD 600 sensibles a neutrones térmicos y gammas y los TLD 700 sensibles a gammas. En el centro de cada esfera se colocaron un par de TLD 600 y otro de TLD 700 ya que se considerará un campo mixto (n,γ) isotrópico. Las esferas se apoyaron sobre tripiés o soportes para su fácil posicionamiento alrededor de una fuente radiactiva o sala con LINAC. 2.2 Respuesta de los detectores Para determinar la respuesta y homogeneidad de los detectores ante la presencia de radiación ionizante se realizaron dos irradiaciones, la primera con una fuente de 60 Co con una dosis absorbida de 1 Gy (radiación gamma) y la segunda con una fuente de 239 PuBe (neutrones) en el puerto de irradiación del embalaje que contiene la fuente durante 2.5 horas. Posterior a cada irradiación se leyeron los detectores termoluminiscentes con el equipo Harshaw TLD 3500 y se registró el área bajo la curva de brillo para su análisis posterior. Se tomaron los dosímetros cuya desviación estándar relativa en su respuesta fuera menor al 5% o bien se aplicaron coeficientes de corrección de elemento (EEC) los cuales reducen la desviación estándar de lotes del 10-15% a 1-2% [6]. 2.3 Irradiación del sistema con una fuente de referencia Con el objeto de comparar la respuesta del sistema con una fuente conocida se empleó una fuente MRPUBE397 de la marca Monsanto Research Corporation de 239 PuBe con H*(10) de1 33 ± 8 2/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

3 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 μsv/h y energía promedio (E prom ) de 3.55 MeV [6]. Los ensayos con esta fuente se describen a continuación. Se colocó una esfera con 4 pares de TLD 600 y 4 pares de TLD 700 a 1 m de la fuente de 239 PuBe durante 7 horas y se repitió el ensayo. También se realizó otro ensayo colocando 4 esferas, cada una con un par de TLD 600 y otro de TLD 700 alrededor de la misma fuente como se muestra en la figura 1 durante el mismo tiempo y la misma distancia que los ensayos anteriores. Figura 1. Irradiación de las esferas con la fuente de 239 PuBe. La respuesta (R n ) de los detectores ante la presencia de los neutrones se puede encontrar con la ecuación 1 [1], [5], R n = R n+γ n+γ 600 kr 700 (1) Donde el subíndice indica si el detector es TLD 600 o TLD 700 y el superíndice indica a qué tipo de radiación es sensible el material, k es la razón entre las respuestas de los dos tipos de dosímetros a la radiación gammala cual se calcula con la ecuación 2 [1]. k i = R γ 600i γ (2) R 700i 2.4 Factor de calibración para la sala de RT Para realizar la dosimetría en una sala de RT con este sistema, es necesario irradiar las esferas con una fuente de neutrones con un espectro similar al que se tiene en dichas instalaciones. Una fuente que presenta un espectro similar y energía promedio de neutrones al que hay en una sala de RT es el reactor TRIGA Mark III en el ININ con una E prom = MeV. 3/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

4 P.Cerón-Ramírez et al, Seguridad Radiológica Alrededor de un LINAC de 18 MV 2.5 Irradiación con LINAC 18 MV La irradiación se efectuó en la sala de tratamiento del equipo NovalisTx en el Centro de Cáncer del hospital ABC, En la figura 2 se muestra el cabezal del acelerador y la colocación de las esferas 1 y Figura 2.Vista del acelerador NovalisTx y esferas de parafina en la sala. En la figura 3 se muestra la colocación de la esfera 3 al inicio del pasillo en el interior de la sala, las esferas 4 y 5 en ambos lados de la puerta y la esfera 6 cerca de un área de trabajo fuera de la instalación Figura 3. Distribución de las esferas de parafina en el corredor y fuera de la sala. El plano de la figura 4 ilustra la posición de las 6 esferas en el recinto, así como varias características de la sala de RT. 4/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

5 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 Figura 4. Plano de la sala de tratamiento y distribución de las esferas en, la acotación es en metros (altura 3.7 m, área m 2 ). En cada punto se realizaron 3 ensayos, en el modo de 18 MV del acelerador, una rotación del gantry de 0 o, con un campo de 10 x 10 cm y una dosis absorbida de 5 Gy a isocentro. Después de cada ensayo se retiraron los detectores termoluminiscentes para ser leídos en el equipo Harshaw Respuesta de los detectores 3. RESULTADOS Tabla I. Respuesta de los de detectores a varios tipos de radiación Tipo de detector Tipo de radiación Media de las lecturas (nc) Desviación estándar relativa TLD 600 Gammas % TLD 700 Gammas % TLD 600 Neutrones % TLD 700 Neutrones % La tabla I muestra la respuesta TL de los detectores ante las dos irradiaciones, donde se obtuvo una desviación estándar relativa entre 7.4% a 10 %. Como no se pudo descartar ningún detector en este estudio se usaron ECC, que se puede calcular con la ecuación 3 [7] para reducir la 5/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

6 P.Cerón-Ramírez et al, Seguridad Radiológica Alrededor de un LINAC de 18 MV dispersión. Donde R es la repuesta promedio del lote para una irradiación en particular yr j es la respuesta del j-ésimo detector. ECC j = R R j (3) En lo que se refiere a la respuesta a neutrones R n de los detectores se calcularon con la ecuación 1 y 2, para el lote de TLDs usados en este estudio se encontró que k = 1.04 ± Irradiación de las esferas Se irradió la esfera 1 con la fuente 239 PuBe repitiéndose las mismas condiciones en tres ensayos y se obtuvo una diferencia del 4.5%. En el ensayo donde se irradiaron las 4 esferas se obtuvo una desviación en las lecturas del 11.8%. Contrastando las esferas 1,2 y 3 que están compuestas del mismo material con la esfera de parafina de grado médico su respuesta media presentó una diferencia de 13.8% respecto a la esfera 4. Tabla II Repetitividad y dispersión de la respuesta TL de las esferas Ensayo Dispersión Esfera 1 4.5% Esferas 1, 2, 3, % Esfera 1,2, % 3.3 Factor de calibración Para encontrar la dosis equivalente ambiental H (10) se empleó la siguiente expresión que aparece en el IAEA Safety Report No. 16 [8] donde aparece la idea del factor de calibración para detectores a partir de una fuente conocida. H (10) sistema = R n FC (4) Dónde: H (10) sistema R n FC Es la dosis equivalente ambiental medida por el sistema dosimétrico [μsv/h] (Esfera y TLDs) Es la respuesta de los TLDs en nc Es el factor de calibración que relaciona una medición conocida de H*(10) con la lectura obtenida. Para encontrar la FC se empleó la ecuación 5 FC = H (10) PuBe t expo R n (5) 6/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

7 Dónde: H (10) PuBe t expo XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 Es la dosis equivalente ambiental por la fuente de 239 PuBe que es 133 μsv/h Es el tiempo de exposición a la fuente de 239 PuBe Usando las respuestas de las 4 esferas se obtuvo un factor de calibración FC igual a μsv nc ± 8.7% para el sistema construido debido a la fuente empleada. 3.4 Factor de calibración para la sala de RT En un trabajo anterior [9] se empleó como fuente de neutrones el reactor TRIGA Mark III colocando una esfera de parafina de 8 pulgadas en uno de los puertos radiales del reactor, también se encontró el factor de calibración para la fuente de PuBe en la misma esfera. La razón entre el factor de calibración del reactor y el de la fuente de PuBe fue de 1.5, por lo que si tenemos el FC para la fuente de PuBe de nuestro sistema es posible encontrar la respuesta equivalente para el puerto radial del reactor. FC reactor = 1.5 FC PuBe (6) Por lo que el FC empleado para los cálculos de dosis equivalente ambiental H*(10) en la sala es de μsv en nuestro sistema. nc 3.5 Irradiación con LINAC 18 MV En la tabla III se pueden apreciar la respuesta TL de neutrones (Rn) de cada esfera. Las señales más intensas son las correspondientes a las localizadas en el campo de tratamiento, a un metro del isocentro y al inicio del laberinto Tabla III.Lecturas TL dentro de la sala Respuesta TL (R n ) 18 MV_1 18 MV_2 18MV_3 Promedio Desvstd R Esfera % Esfera % Esfera % Esfera Esfera Esfera Para encontrar la dosis equivalente ambiental H*(10) en distintos puntos de la sala se emplea la fórmula dada en la ecuación 6 7/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

8 P.Cerón-Ramírez et al, Seguridad Radiológica Alrededor de un LINAC de 18 MV H (10) 18MV = μsv nc R n (6) La H*(10) se calcula solamente para las esferas 1,2 y 3 ya que las lecturas de los detectores de las otras esferas no permitieron discriminar las componentes del campo mixto, estas se pueden observar en la tabla IV. Tabla IV. H*(10) promedio para distintos puntos de la sala Respuesta TL Posición en la sala (R n ) H*(10) [msv] [msv/gyx] Esfera Campo de tratamiento Esfera m del isocentro Esfera Inicio del laberinto En la figura 5 se muestra el comportamiento de las curvas de brillo para los dos tipos de detectores en las esferas que están localizadas en distintos puntos de la sala. En el campo de tratamiento se presentan curvas de brillo típicas para TLDs irradiados con fotones [10]. La diferencia entre las señales del TLD 600 y el TLD 700 figura 5a es pequeña pero suficiente para discriminar la componente de neutrones del campo mixto, la cual se cuantificó en msv/gyx. A un metro del isocentro figura 5b se observa que la componente de neutrones predomina sobre la componente de fotones y se observa el pico característico del TLD 600 y el aumento en la sensibilidad del material en altas temperaturas, la H*(10) medida fue de 1.06 msv/gyx. En el inicio del laberinto (pasillo) también se observa una fuerte componente del campo mixto sobre la componente de fotones figura 5c. La componente de neutrones es menor que a un metro del isocentro debido a la distancia del cabezal con la esfera 4. En el final del laberinto, fuera de la puerta y cerca de la consola no se pudo registrar una medición debido a que se superó el umbral de detección del sistema dosimétrico figura 5d. a) Esfera 1 (campo de tratamiento). b) Esfera 2 (1 m del isocentro). 8/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

9 XXV Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIII Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica Boca del Río, Veracruz, México, del 31de Agosto al 4 de Septiembre de 2014 c) Esfera 3 (inicio del pasillo). d) Esfera 4 (final del laberinto). Figura 3 Curvas de brillo TL de los detectores en distintas esferas 3.6 Discusión de los resultados Sistema dosimétrico Todas laslecturas de los TLDs inmersos en las esferas superaron las decenas de los nc, por lo que se puede considerar que la parafina sirvió como moderador de neutrones y que es relativamente eficiente. Las pruebas realizadas con la esfera 1 muestran una desviación estándar relativa menor al 5% lo que permite emplearla como detector para aplicaciones de radioterapia. En lo que se refiere a la respuesta de las cuatro esferas, estas presentan la posibilidad de emplearlas en un mismo ensayo o experimento,debido a la dispersión encontrada.si se requiere reducir el error en las mediciones de las esferas es posible emplear EEC tal como se hizo con los TLDs. En cuanto al comportamiento de la esfera construida con parafina de grado médico se puede decir que fue similar al de las otras esferas por lo que puede ser parte del sistema construido. El factor de calibración para las esferas permitirá realizar mediciones aproximadas de H*(10) con fuentes cuya E prom sea alrededor de los 3.55 MeV Mediciones en LINAC Las lecturas de los TLDs de las esferas colocados en el campo de tratamiento, a 1m del isocentro y al inicio del pasillo permitieron realizar el cálculo de la H*(10) ya que se pueden distinguir en las señales la contribución del campo mixto y el campo de fotones, en cuanto a las mediciones realizadas a mayor distancia no arrojaron datos significativos ya que la intensidad de las lecturas TL eran muy bajas, por lo que es necesario realizar modificaciones al sistema para mejorar su capacidad de detección, sin embargo los datos obtenidos permiten calcular la dosis equivalente H en la puerta del bunker mediante algún método analítico. 9/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM

10 P.Cerón-Ramírez et al, Seguridad Radiológica Alrededor de un LINAC de 18 MV 4. CONCLUSIONES Se construyeron varios detectores de campos mixtos de radiación, los cuales tienen la capacidad de discriminar la componente debida a neutrones. Las respuestas que brindan las esferas permiten que se empleen como un sistema de detección en varios puntos de una sala con una fuente de neutrones, por lo que se cumple el objetivo de construir un sistema de detección. Empleando una fuente de referencia con una E prom cercana a la emisión de fotoneutrones de un acelerador fue posible hacer mediciones de H*(10) en 3 de los 6 puntos propuestos. Las mediciones a 1m presentan valores cercanos a los reportados en la documentación de la instalación y su orden de magnitud concuerda con las reportadas con otros aceleradores. REFERENCIAS 1. Esposito A; Begdoni R; Lembo L; Morelli M, Determination of neutron spectra around 18 MV medical LINAC with a passive Bonner spectrometer based on gold foils and TLD pairs, Radiation Measurements, 43: (2008). 2. Chu WH; Lan JH; Chao TC; Lee CC; Tung CJ, Neutron spectrometry and dosimetry around 15 MV linac, Radiation Measurements, 46: (2011). 3. Guzmán-García KA; Borja-Hernández CG; Valero-Luna C; Hernández-Dávila VM; Vega-Carrillo HR, Passiveneutronarea monitor with TLD pairs Revista Mexicana de Física, 58: (2012). 4. Vega-Carrillo HR; Hernández-Almaraz B; Hernández-Dávila VM; Ortíz-Hernández, Neutronspectrum and doses in a 18 MV LINAC, J RadioanalNuclChem, 283: (2010). 5. Vega-Carrillo HR, TLD pairs, as thermal neutron detectors in neutron multisphere spectrometry Radiation Measurements, 35: (2002). 6. Vega-Carrillo HR; Hernández-Dávila VM. Espectro de neutrones de la fuente de 239 PuBe de la ESFM-IPN, Reporte No. 007/PUBE/ (2011). 7. Thermo Electron, Model 3500 Manual TLD Reader with Win REMS Operator s Manual, Publication No W-O , pp. 6-9 (2005). 8. International Atomic Energy Agency, Calibration of radiation protection monitoring instruments Safety Reports Series 16,IAEA(2000). 9. Vázquez J Protocolo de verificación dosimétrica de fotoneutrones en aceleradores lineales de uso clínico, Tesis de maestría, CICATA Legaria IPN (2012). 10. Delgado A; Muñiz J. L; Gómez Ros J. M; Romero A. M; Rodríguez R, On the use of LiF TLD-600 in neutron-gamma mixed fields,radiation Protection Dosimetry, Vol. 125 No. 1 4 pp (2007). 10/10 Memorias Boca del Río 2014en CDROM