UNIVERSIDAD NACIONAL AUTÓNOMA DE MÉXICO POSGRADO EN CIENCIAS FISICAS DISEÑO Y CÁLCULO DE BLINDAJES PARA RECINTOS DE RADIOTERAPIA EN DONDE SE USEN ACELERADORES LINEALES TESIS QUE PARA OPTAR POR EL GRADO DE: MAESTRA EN CIENCIAS (FÍSICA MÉDICA) PRESENTA: MARIANA JIMENA VILLAGOMEZ CASIMIRO TUTOR PRINCIPAL M. EN C. CÉSAR GUSTAVO RUIZ TREJO, IF-UNAM MIEMBROS DEL COMITÉ TUTOR DRA. MARÍA ISABEL GAMBOA DE BUEN, ICN-UNAM M. EN C. ALEJANDRO RODRÍGUEZ LAGUNA, PCF-UNAM MED. MARÍA ADELA POITEVIN CHACÓN, PCF-UNAM CD.MX. SEPTIEMBRE 2017 UNAM – Dirección General de Bibliotecas Tesis Digitales Restricciones de uso DERECHOS RESERVADOS © PROHIBIDA SU REPRODUCCIÓN TOTAL O PARCIAL Todo el material contenido en esta tesis esta protegido por la Ley Federal del Derecho de Autor (LFDA) de los Estados Unidos Mexicanos (México). El uso de imágenes, fragmentos de videos, y demás material que sea objeto de protección de los derechos de autor, será exclusivamente para fines educativos e informativos y deberá citar la fuente donde la obtuvo mencionando el autor o autores. Cualquier uso distinto como el lucro, reproducción, edición o modificación, será perseguido y sancionado por el respectivo titular de los Derechos de Autor. 2 En memoria de mi padre Efraín Villagómez Ortiz. Te extraño. “La muerte no existe, la gente sólo muere cuando la olvidan; si puedes recordarme siempre estaré contigo.” – Eva Luna, Isabel Allende 3 4 AGRADECIMIENTOS ACADÉMICOS A mi tutor y papá académico el M. en C. César Ruiz Trejo, por darme la oportunidad de desarrollar este trabajo de tesis bajo su tutela, así como por el tiempo dedicado para la revisión del mismo; por permitirme a su lado crecer tanto a nivel profesional como personal durante todos estos años; por todo el apoyo y por los sabios consejos que me ha brindado; por darme la oportunidad de realizar la estancia profesional en Argentina; por el cariño y la paciencia que ha tenido conmigo. A la Dra. María Esther Brandan, por la transmisión de su conocimiento y experiencias en el campo de la Física Médica, así como también por todos los esfuerzos que ha realizado para que los alumnos del Posgrado tengamos mayores oportunidades para continuar preparándonos académicamente y profesionalmente. A la Dra. María Isabel Gamboa, al M. en C. Alejandro Rodríguez y a la Méd. María Adela Poitevin por haber aceptado ser miembros de mi comité tutor del posgrado, por la transmisión de sus conocimientos en clases, por todo el apoyo brindado en mi proyecto de tesis, por revisar y emitir comentarios para mejorar este trabajo y por brindarme su voto de confianza para que yo pudiera realizar la estancia profesional en Argentina. A mis sinodales: Dra. Olga Ávila del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, M. en C. Benjamín Leal del Instituto de Ciencias Nucleares de la UNAM, M. en C. Patricia Avilés Mandujano de la Facultad de Ciencias de la UNAM y M. en C. Mariana Hernández del Centro Médico ABC, por su entera disposición para revisar este trabajo y por sus comentarios emitidos para mejorar su presentación. Al Fís. Miguel Ángel Pérez Pastenes, al M. en C. Espartaco Gaspar y al M. en C. Patricio Vázquez del Hospital Médica Sur, por ofrecerme su apoyo en el desarrollo de diversas actividades académicas que realice en el transcurso de la maestría y por permitirme hacerles consultas que sirvieron para el desarrollo de este trabajo. A las Maestras Mariana Hernández del Centro Médico ABC y Fabiola Valencia del Instituto Nacional de Cancerología, por permitirme hacerles consultas y por el apoyo brindado para el desarrollo de este trabajo. Al M. en C. Eduardo López del IF-UNAM, por ofrecerme en todo momento su ayuda tanto en lo profesional como en lo personal. Al Fís. Romeo Gallegos, por la retroalimentación que se dio de ambas partes abordando el tema de cálculo de blindajes de instalaciones radiológicas médicas. A la Dra. Lydia Paredes del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, por la oportunidad brindada para realizar la estancia profesional en Argentina. A Amparo Cristóbal del Organismo Internacional de Energía Atómica, por el interés manifestado y por el apoyo ofrecido para la realización de este trabajo. 5 A los Doctores Guerda Masillón y Luis Alberto Medina del IF-UNAM, por sus comentarios emitidos en el Journal de Física Médica para mejorar la presentación de este trabajo. A la Dra. Mercedes Rodríguez, por la transmisión de sus conocimientos en el campo de la Física Médica como profesora en el Posgrado, así como por el apoyo brindado fungiendo como Secretaria Académica del IF-UNAM. A todos mis profesores del Posgrado de Ciencias Físicas (Física Médica) de la UNAM, quienes han contribuido enormemente en mi formación académica y profesional compartiéndome sus conocimientos y experiencias de vida. Al Dr. Jorge Alejandro Reyes Esqueda, por el apoyo que nos ofrece a todos los alumnos del Posgrado de Ciencias. Al Consejo Nacional de Ciencia y Tecnología por la beca otorgada para la realización de mis estudios de Posgrado. Al Programa de Apoyo a los Estudios de Posgrado de la UNAM, por el apoyo económico otorgado para realizar el viaje y asistir al Congreso Nacional de Física 2015 para la presentación de mi protocolo de tesis de maestría. Al proyecto IN107916 del Programa de Apoyo a Proyectos de Investigación e Innovación Tecnológica, por el apoyo económico otorgado para terminar de realizar este trabajo de tesis. Al personal administrativo del IF-UNAM. En particular a Isabel Mendoza, a Martha Tinoco y a Maru por mostrarse siempre amables y por su entera disposición en ayudarme con los trámites escolares y con cuestiones técnicas que se presentaron durante el desarrollo de mis actividades académicas. Al Instituto de Física de la UNAM, por brindarme un espacio para desarrollar mis actividades académicas y permitirme hacerme de una identidad académica. A la Universidad Nacional Autónoma de México, por brindarme todos los recursos académicos, culturales, humanos, materiales y económicos para continuar desarrollándome como una profesionista de principios. “Por mi raza hablará el espíritu” 6 AGRADECIMIENTOS PERSONALES A ti madre, por ser el pilar de mi vida y por el gran amor que me demuestras, apoyándome día con día, para que yo pueda continuar cumpliendo mis propósitos de vida. A mis hermanos Alicia, Beatriz y Víctor, por todo su amor y por ayudarme siempre que pueden. A mis sobrin@s precios@s, por obsequiarme su amor, sus abrazos y sus enormes sonrisas. A mis queridas amigas Denisse Heredia, Karen Barrera y Karina Rivas, por estar siempre presentes y por alentarme a dar lo mejor de mí en todo lo que me propongo. A Ángel Martínez, Omar Canseco y Andrés Trejo, por ser mí soporte y a la vez escudo, en los momentos que más lo he necesitado. A mis compañeros de la maestría (Física Médica) generación 2014, por la buena comunicación y convivencia que siempre hemos mantenido. En particular a Katya Vázquez, Christian Trujillo y Alejandro Rodríguez, por todos los momentos curiosos que hemos compartido juntos, por permitirme conocerles mejor como una amiga y por todo el apoyo que me han brindado en el transcurso del tiempo. A Diego Hernández, Oliver Huerta, Miguel Sánchez, Viridiana, Adriana Olvera e Iván Tagle, por todos los años que me han brindado su amistad y por demostrarme su aprecio sincero. A mis queridos físicos médicos: Naxi Cansino, Alain Álvarez, Juan Carlos Cruz, por la amistad y el apoyo que me han brindado durante mi paso por la maestría. A Rosa María Tiznado, por todo el apoyo y cariño que me demuestras. A Nancy García, por el apoyo que me brindaste cuando estuve en el extranjero. A Victoria López e Irma López, por la confianza y la amistad que me brindan. A Luis Gerardo, por motivarme con tus palabras a culminar de la mejor manera esta etapa de mi vida y a no rendirme en el camino. A mis compañer@s y amig@s de la CEPRyFR 2016, por la amistad y el cariño que me brindaron estando lejos de casa, sólo puedo decirles que conocerles ha enriquecido enormemente mi historia de vida. En especial, a Gabriela Altamirano, María José Zeballos e Irina Falconett, por ser en conjunto una fuente de inspiración de la mujer que me gustaría convertirme en esta vida y por mantenerse siempre pendientes de mí bienestar y de los avances de mi tesis jajaja. A mis familiares, por demostrarme su cariño y por mostrarse siempre orgullosos de los pasos que doy. Los quiero tanto. A todas los amistades que he cosechado en la vida, por su aprecio y por mostrar interés en mi persona. 7 8 CONTENIDO 1 INTRODUCCIÓN .......................................................................................................................... 14 2 MARCO TEORICO ........................................................................................................................ 20 2.1 Acelerador lineal clínico (LINAC) .......................................................................................... 20 2.2 Radioterapia ............................................................................................................................ 22 2.3 Producción de haces de rayos X de altas energías en un LINAC ............................................ 23 2.4 Interacción de fotones de altas energías con la materia........................................................... 24 2.4.1 Absorción fotoeléctrica ................................................................................................ 25 2.4.2 Dispersión Compton .......................................................................................................25 2.4.3 Producción de pares ........................................................................................................25 2.4.4 Reacciones de fotodesintegración nuclear ......................................................................26 2.4.5 Coeficiente lineal de atenuación ....................................................................................28 2.5 Producción de neutrones en un LINAC .................................................................................. 28 2.6 Interacción de neutrones con la materia .................................................................................. 28 2.6.1 Dispersión elástica de neutrones (n,n) .............................................................................29 2.6.2 Dispersión inelástica de neutrones (n, n’) ...................................................................... 29 2.6.3 Absorción o captura de neutrones (n, γ) ........................................................................29 2.6.4 Sección eficaz macroscópica total .................................................................................31 2.7 Transporte de neutrones .......................................................................................................... 32 2.7.1 Cabezal del LINAC ........................................................................................................32 2.7.2 Sala de tratamiento .........................................................................................................34 2.8 Atenuación exponencial .......................................................................................................... 34 2.8.1 Capa hemirreductora y decirreductora ...........................................................................36 2.9 Efectos biológicos ................................................................................................................... 37 9 2.9.1 Efectos deterministas (reacciones tisulares nocivas) .....................................................38 2.9.2 Efectos estocásticos .......................................................................................................38 2.9.3 Eficacia biológica relativa (RBE) ..................................................................................39 2.10 Protección radiológica ............................................................................................................. 41 2.10.1 Tipos de situaciones de exposición .................................................................................41 2.10.2 Principios fundamentales de protección radiológica ......................................................42 2.10.3 Categorías de exposición ................................................................................................42 2.10.4 Magnitudes y unidades empleadas en protección radiológica ........................................43 2.10.5 Magnitudes de protección ...............................................................................................43 2.10.6 Magnitudes operativas ..................................................................................................48 2.10.7 Límites de dosis individual .............................................................................................48 2.10.8 Medidas básicas de protección radiológica ....................................................................49 3 PARÁMETROS DE CÁLCULO Y DISEÑO DE BLINDAJES EN RADIOTERAPIA ............... 52 3.1 Zonas controladas y no controladas ........................................................................................ 52 3.2 Barreras primarias y secundarias ............................................................................................. 52 3.3 Objetivo de diseño del blindaje (P) ......................................................................................... 53 3.4 Materiales de blindaje ............................................................................................................. 55 3.5 Factores de carga de trabajo, de uso y de ocupación ............................................................... 56 3.5.1 Factor de carga de trabajo (W) .......................................................................................56 3.5.2 Factor de uso (U) ............................................................................................................59 3.5.3 Factor de ocupación (T) .................................................................................................61 3.6 Tasa de dosis instantánea (IDR) y tasa de dosis promedio en el tiempo (TADR) .................. 62 3.6.1 TADR semanal ...............................................................................................................62 3.6.2 TADR en cualquier hora ................................................................................................63 3.7 Detalles estructurales de una instalación de radioterapia ........................................................ 64 10 3.7.1 Ubicación .......................................................................................................................64 3.7.2 Previsión para necesidades futuras ................................................................................64 3.7.3 Tamaño de la sala de tratamiento ..................................................................................64 3.7.4 Área de control de tratamiento ....................................................................................65 3.7.5 Disposición del LINAC dentro de la sala de tratamiento ..............................................65 3.7.6 Acceso a la sala de tratamiento .....................................................................................66 3.7.7 Laberintos y puertas de laberintos .................................................................................66 3.7.8 Puertas directas ..............................................................................................................68 3.7.9 Juntas y deflectores de radiación ...................................................................................70 3.7.10 Conductos en barreras ....................................................................................................71 3.7.11 Conductos de calefacción, ventilación, aire acondicionado y alta tensión ....................71 3.8 Consideraciones especiales para los blindajes en radioterapia ................................................ 72 3.8.1 Barreras laminadas .........................................................................................................72 3.8.2 Radiación dispersada en la atmosfera (Skyshine) ..........................................................72 3.8.3 Radiación dispersada lateralmente .................................................................................73 3.8.4 Radiación de brillo a nivel del suelo (Groundshine) ......................................................73 3.8.5 Activación por neutrones ................................................................................................74 3.8.6 Producción de ozono .......................................................................................................75 4 MÉTODOS DE CÁLCULO ........................................................................................................... 76 4.1 Barreras primarias ................................................................................................................... 77 4.2 Factor de oblicuidad ................................................................................................................ 78 4.3 Barreras laminadas (Método McGinley) ................................................................................. 79 4.4 Ancho de barrera (Método McGinley) ................................................................................... 81 4.5 Regla de las dos fuentes .......................................................................................................... 83 4.6 Barreras secundarias ................................................................................................................ 83 11 4.6.1 Contribución por radiación de fuga .................................................................................83 4.6.2 Contribución por radiación dispersada por el paciente ...................................................84 4.7 Barreras secundarias de laberintos .......................................................................................... 85 4.8 Blindaje para puertas ............................................................................................................... 86 4.8.1 Puertas en laberintos ( < 10 MV) ...................................................................................86 4.8.2 Puertas blindadas directas ( < 10 MV) ...........................................................................86 4.8.3 Puertas en laberintos ( ≥ 10 MV) ...................................................................................87 4.8.4 Puertas blindadas directas (≥ 10 MV) ............................................................................88 4.9 Equivalente de dosis por fotones a la entrada al laberinto .................................................... ..88 4.9.1 Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación primaria dispersada en la barrera primaria (HWS) ........................................................................91 4.9.2 Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación de fuga dispersada una sola vez en la pared (HLS) ...........................................................................93 4.9.3 Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación dispersada por el paciente (HPS) ..................................................................................................93 4.9.4 Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la transmisión de radiación de fuga (HLT) ...............................................................................................................94 4.10 Cálculo de fluencia de neutrones ............................................................................................. 95 4.11 Equivalente de dosis por radiación gamma a la entrada al laberinto ....................................... 95 4.12 Equivalente de dosis por neutrones a la entrada al laberinto ................................................... 96 4.13 Consideraciones para procedimientos especiales .................................................................... 98 4.14 Skyshine .................................................................................................................................. 99 4.15 Herramienta de trabajo en Excel para el cálculo de blindajes de recintos de radioterapia donde se usen LINAC. ................................................................................................................................. 101 5 CÁLCULO DE BLINDAJES PARA UN RECINTO DE RADIOTERAPIA. CASO EJEMPLO. ........................................................................................................................................................102 5.1 Recinto de radioterapia .......................................................................................................... 102 12 5.1.1 Colindancias de la sala de tratamiento de radioterapia ..................................................104 5.2 Ubicación del isocentro ......................................................................................................... 104 5.3 Características del LINAC .................................................................................................... 104 5.4 Objetivos de diseño de blindaje ............................................................................................. 104 5.5 Distancias .............................................................................................................................. 105 5.6 Materiales de los blindajes .................................................................................................... 105 5.7 Carga de trabajo (W) ............................................................................................................. 105 5.8 Desarrollo de los cálculos...................................................................................................... 110 5.8.1 Barrera primaria considerando tratamientos TBI. Pared A .........................................110 5.8.2 Barrera secundaria adyacente a la barrera primaria. Pared C ......................................119 5.8.3 Barrera secundaria de laberinto. Pared D ....................................................................127 5.8.4 Puerta a la entrada del laberinto ....................................................................................135 5.8.5 Blindaje de techo. Skyshine ..........................................................................................151 5.9 Resultados ............................................................................................................................. 151 6 DISCUSIÓN DE LOS RESULTADOS ........................................................................................ 156 7 CONCLUSIONES ........................................................................................................................ 164 8 TRABAJO A FUTURO ................................................................................................................ 165 9 RECOMENDACIONES ............................................................................................................... 165 10 BIBLIOGRAFÍA ....................................................................................................................... 168 11 ANEXO A. TABLAS................................................................................................................ 172 12 ANEXO B. GRÁFICOS............................................................................................................ 180 13 14 1 INTRODUCCIÓN La radioterapia externa (en adelante llamada radioterapia) se considera la principal modalidad de tratamiento de cáncer en el mundo [1]. La Organización Mundial de la Salud (OMS) estima que la radioterapia se requiere entre el 45% y el 55% de los nuevos casos de cáncer, especialmente en los países de bajos y medianos ingresos (PBMI). Además, la OMS prevé que dentro de las próximas 2 décadas el número de casos nuevos de cáncer aumentará en un 70 %, y como consecuencia se espera que se produzca una creciente demanda de los servicios de radioterapia [2]. Esta situación no es muy diferente para México donde las tendencias epidemiológicas muestran un crecimiento constante, y se estima que en nuestro país más del 50 % de los pacientes con enfermedades neoplásicas requerirán, en algún momento, ser tratados con radioterapia [3]. Generalmente, los tratamientos con radioterapia se llevan a cabo utilizando fotones de altas energías, que pueden ser producto del decaimiento de una fuente radiactiva de 60Co o ser generados en aceleradores lineales clínicos (LINAC). Sin embargo, las fuentes de 60Co están cada vez más en desuso y están siendo reemplazadas por LINAC capaces de producir haces de rayos X en un amplio intervalo de energías y, de adecuar con más precisión la distribución de dosis en el volumen blanco. El principal riesgo radiológico que supone la operación de un LINAC para el personal ocupacionalmente expuesto (POE) y los miembros del público dentro de un recinto de radioterapia, está asociado al campo de fotones que se produce con el LINAC, si éste se opera con potenciales de aceleración < 10 MV. En cambio, si el LINAC se opera con potenciales de aceleración ≥ 10 MV, el principal riesgo radiológico, no solo estará asociado al campo de fotones producidos con el LINAC sino también al campo de neutrones que se produce a partir de reacciones de fotodesintegración (γ,n) entre los fotones incidentes con los materiales de número atómico (Z) alto que se encuentran interpuestos en su trayecto, en forma de colimadores, filtros de aplanado, cuñas y blindaje que recubre al cabezal del acelerador. Así también, el riesgo estará asociado al campo de radiación gamma que se produce por la captura de neutrones térmicos (n,γ) en las paredes de concreto que usualmente conforman a las salas de tratamiento. Aunado a esto, se debe considerar a la radiación gamma y los núcleos radiactivos que se generan a partir de la activación de los materiales que constituyen el propio acelerador, paredes y aire dentro de la sala de tratamiento (Ver Figura 1). De acuerdo con la publicación 103 de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, 2007) [29], los neutrones pueden ser 20 veces más efectivos que los fotones en radioinducir cáncer, debido a su mayor eficacia biológica en tejidos vivos. 15 Por todo lo anterior, es muy importante que en los recintos de radioterapia, la protección radiológica de las personas que puedan verse involucradas en estos servicios, sea optimizada en lo concerniente: 1) al diseño, la selección adecuada, y la construcción tanto de los equipos como de las instalaciones radiológicas y 2) a los procedimientos de operación del personal. Particularmente, al llevar a cabo el diseño de un recinto de radioterapia, es importante que se adopten medidas de protección efectivas tales como el empleo de blindajes que impidan el escape de los fotones y los neutrones generados al interior de éstos, con el propósito de garantizar la protección radiológica de las personas. Cabe señalar, que el nivel de protección que el blindaje debe proporcionar va a depender de los límites de dosis permitidos en cada país. El diseño final del recinto debe ser aprobado por el órgano regulador en materia de protección y seguridad radiológica (OR), incluso antes de iniciar la construcción del recinto y de que se otorgue una licencia de operación a la instalación para comenzar a dar tratamiento a los pacientes. Figura 1 La producción de diferentes tipos de radiación al operar un LINAC empleando potenciales de aceleración mayores que 10 MV [13]. Debido a la complejidad de un servicio de radioterapia y a los riesgos que implica el hecho de que la seguridad dependa en gran medida de la actuación humana en estos servicios, es necesario que se demuestre la seguridad del recinto a través de una evaluación de seguridad que realizan los OR. Para ello, antes de dar inicio a la construcción del recinto de radioterapia se requiere la autorización del OR. De lo contrario, si la evaluación de seguridad se realiza después de iniciar la construcción, puede suceder que el OR requiera que se hagan modificaciones en una etapa tardía de la construcción que resulten costosas o incluso imposibles. Generalmente, las entidades interesadas en llevar a cabo la instauración de este tipo de servicios, deben realizar una solicitud de licencia en una etapa temprana del proyecto, que incluya declaraciones sobre las disposiciones y procedimientos que el titular de la licencia observará durante la construcción que garanticen que la instalación planeada será segura. Como parte de esta evaluación de seguridad es 16 importante también que el OR lleve a cabo la evaluación de la memoria de cálculo de blindajes de los recintos que albergarán equipos de radioterapia, así como una vez construido el recinto, se realice una inspección física en busca de posibles fugas de radiación detrás de las barreras que conforman el recinto, con el propósito de determinar si el objetivo de diseño del recinto (límites de dosis y/o restricciones de dosis establecidas para el POE y miembros del público que se imponen en cada país) se ha alcanzado. Concretamente, en México, para poder llevar a cabo la construcción de recintos de radioterapia, el representante legal del proyecto, debe primero obtener un permiso de construcción (Clase 3) [4] emitido por el OR, que en este caso, corresponde a la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS). Para poder obtener este permiso es necesario presentar una serie de documentos ante la CNSNS para su evaluación, entre los cuales destacan: 1) la memoria analítica de los blindajes y del sistema de ventilación-extracción de la instalación radiológica, 2) los planos arquitectónicos de la instalación a escala 1:100, vista de planta y cortes longitudinal y transversal, 3) el permiso de uso de suelo que contemple el uso de fuentes de radiación ionizante para el lugar donde se pretende construir la instalación y 4) el informe de seguridad radiológica que contenga información de las instalaciones y actividades propuestas, demostrando que existen las instalaciones necesarias y suficientes para garantizar que la práctica que se pretende desarrollar en ellas no implicará riesgos inaceptables para el público y para el personal que las operará, que la construcción se desarrollará bajo procedimientos con instrucciones claras y precisas y por último, que el objetivo perseguido con la práctica solicitada es la más idónea entre todas las opciones existentes. Para este último punto, es necesario presentar información correspondiente acerca del emplazamiento del sitio elegido para la instalación y del diseño de la instalación. Así también, 5) el programa de garantía de calidad mediante el cual se garantizará que durante la construcción, se respetarán las características del diseño presentado, asegurando que el personal esté capacitado y, los materiales de construcción, sistemas, equipos y componentes sean de la calidad necesaria para la construcción del recinto propuesto. Los requisitos anteriormente mencionados, tienen como propósito sustentar que todas las medidas de protección y seguridad radiológica previstas por los responsables legales en lo referente a la construcción del recinto y al uso del LINAC, están en apego estricto a la normativa vigente en la materia [3-6]. Entre todos los documentos mencionados anteriormente, un elemento a evaluar por parte de la CNSNS que resulta crucial para el aseguramiento de la protección radiológica de las personas que ocupen un recinto de radioterapia, es la memoria analítica. De acuerdo con la Norma Oficial Mexicana NOM-002-SSA3-2007 Para la organización, funcionamiento e ingeniería sanitaria de los servicios de radioterapia [3], una memoria analítica se define como aquel documento que contiene los cálculos de blindaje necesarios para las áreas donde serán utilizadas radiaciones ionizantes, y que está en apego estricto a la normativa vigente en materia de protección 17 radiológica, y que garantiza la protección del POE y miembros del público que se encuentre dentro y fuera de dichas áreas. La NOM-002-SSA3-2007 también establece, que las memorias analíticas, deben estar de acuerdo con la guía mecánica del equipo y, que cualquier cambio de equipo, posición y colindancias, requerirá del cálculo correspondiente y de nueva autorización, mediante el trámite de modificación de licencia de operación y aviso a la autoridad sanitaria correspondiente mediante un escrito libre. A nivel internacional, en particular en los países desarrollados, se han creado múltiples reportes [7-15] en los cuales se proporcionan en detalle metodologías para realizar los cálculos de blindaje, así como consideraciones referentes al diseño de recintos de radioterapia. Principalmente, el Consejo Nacional de Protección Radiológica (NCRP, por sus siglas en inglés) de Estados Unidos y el Organismo Internacional de Energía Atómica (IAEA, por sus siglas en inglés) se han encargado en los últimos años de emitir reportes con recomendaciones en el tema, no sólo enfocados en que se asegure la protección radiológica sino también en que se optimice el flujo de trabajo en este tipo de instalaciones. Aunado a esto, el Instituto de Física e Ingeniería en Medicina (IPEM, por sus siglas en inglés) de Reino Unido también ha publicado recomendaciones [14] con base en la experiencia de físicos expertos en radioterapia, acerca de las medidas de protección radiológica que deben ser consideradas en el diseño de este tipo de servicios. Actualmente, todos estos reportes, en conjunto, sirven de guía para los profesionistas que se ven en la necesidad de diseñar un recinto de radioterapia por primera vez, así como para el personal responsable del licenciamiento e inspección de los recintos de radioterapia, en países que aún no cuentan con lineamientos propios de diseño y cálculo de blindajes, como es el caso de México. Debido a que muchos aspectos de planificación de la protección radiológica en servicios de radioterapia requieren de una buena comprensión de las técnicas de tratamiento de radioterapia, además de una comprensión de los principios de protección radiológica, organismos internacionales como IAEA, NCRP e IPEM recomiendan que los profesionistas en los que debe recaer la responsabilidad de asegurar que los cálculos de blindaje estén basados en estimaciones aceptables de la carga de trabajo, factores de uso y de ocupación locales, son los físicos médicos clínicamente cualificados. Así también, estos recomiendan que se incluya la consideración de las posibles necesidades futuras al adquirir nuevos LINAC que permiten producir haces de rayos X de mayores energías y un posible aumento en la carga de trabajo. Esta consideración debe ser valorada por el hecho de que la carga de trabajo puede aumentar significativamente con las modalidades de tratamiento modernas, de tal manera que ocurran dos situaciones, la primera que empleen una mayor cantidad de haces de radiación por tratamiento y la segunda que tiene que ver con que se pueda tratar una mayor cantidad de pacientes por unidad de tiempo. 18 En nuestro país, un problema al que se enfrenta el Físico Médico cuando se le solicita por parte de un usuario la elaboración de una memoria analítica para un recinto de radioterapia, es el hecho de que no existen en el país lineamientos reconocidos por las autoridades en materia de protección radiológica, como modelo a seguir. Esto representa un verdadero problema ya que puede darse el caso de que se niegue la licencia de construcción del servicio de radioterapia, debido a que el método de cálculo elegido no se considere el más adecuado y/o que no se estén cumpliendo con los requisitos y/o criterios que la persona con la facultad de evaluar las memorias analíticas considere apropiados. Debido a esta situación, la Federación Mexicana de Organizaciones de Física Médica (FMOFM) ha expresado la necesidad de elaborar una guía para el diseño y el cálculo de los blindajes en radioterapia que sirva para homogeneizar su realización en nuestro país. Por lo tanto, el objetivo de este trabajo consiste en elaborar una guía que describa los parámetros y los métodos de cálculo de blindajes en radioterapia, así como las consideraciones de diseño de este tipo de recintos. Lo anterior con base en una revisión global de las recomendaciones que se encuentran reunidas en los reportes internacionales anteriormente mencionados, y en conformidad con la normativa mexicana vigente en materia de protección radiológica, que pueda servir como una guía al Físico Médico para elaborar una memoria analítica de aquellos recintos que alberguen un LINAC para uso de radioterapia. Para este trabajo, se desarrolló una herramienta de trabajo en Excel destinada para realizar el cálculo de blindajes específicamente para recintos de radioterapia que alberguen LINAC. Con base en su uso, se llevó a cabo la evaluación independiente de los blindajes de una sala de tratamiento de radioterapia específica, la cual forma parte de un hospital que se encuentra construido en la Ciudad de México, y que actualmente alberga un LINAC Truebeam capaz de producir haces de rayos X de hasta 18 MV, refiriéndolo como un caso ejemplo. Posteriormente, para cada uno de los blindajes del recinto, se realizó la comparación entre los espesores determinados a partir de este trabajo con respecto a: 1) los espesores obtenidos a partir de una memoria analítica que se presentó, con el fin de evaluar sí al recinto había que hacerle reformas ante la incorporación del nuevo LINAC TrueBeam, y que fue aprobada ante la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias y 2) los espesores obtenidos empleando un programa Excel, que fue proporcionado por el Organismo Internacional de Energía Atómica, que sirve para el cálculo de los blindajes en radioterapia. 19 20 2 MARCO TEORICO En este capítulo se describen los mecanismos físicos mediante los cuales se producen haces de rayos X y de neutrones, al operar un acelerador lineal clínico (LINAC) dentro de una sala de tratamiento de radioterapia. Así también, se describen los mecanismos físicos de interacción, por los cuales los haces de rayos X y de neutrones se atenúan en un medio. Además, se tratan los efectos biológicos que se pueden producir en los seres humanos al estar expuestos a fuentes de radiación ionizante, así como los principios fundamentales en los que se basa la protección radiológica que se debe brindar a cualquier persona. 2.1 Acelerador lineal clínico (LINAC) Básicamente, un LINAC es un dispositivo que utiliza ondas electromagnéticas de radiofrecuencia para acelerar electrones a energías altas (en un intervalo que abarca desde los 6 a los 25 MeV), en una trayectoria lineal, dentro de un tubo que mantiene un alto vacío en su interior, conocido como guía de ondas. Cuando el haz de electrones ha recorrido el tubo de guía de ondas completo, puede ser deflectado 270º, al aplicar un campo magnético que se genera con un imán deflector (el cual se encuentra dentro del cabezal del acelerador), para hacerlo impactar con un blanco de Z alto, generalmente de W, y producir rayos X. Un LINAC también se puede emplear para generar haces de electrones monoenergéticos. En la Figura 2 se muestra un esquema de un LINAC con montura isocéntrica, esto significa, que todos los principales ejes de rotación del gantry, colimador y camilla de tratamiento se intersectan aproximadamente, en un mismo punto en el espacio al cual se denomina como isocentro. Figura 2 Esquema de un acelerador lineal clínico. En líneas punteadas rojas se indica la intersección de los ejes de rotación del gantry, colimador y de la camilla de tratamiento en un punto virtual al que se denomina isocentro. 21 Dado que el espectro de rayos X producido tiene un perfil de fluencia aproximadamente gaussiano y su intensidad es mucho mayor en la región axial que en la región periférica, es decir no es uniforme, generalmente estos equipos cuentan con filtros de aplanado a la salida del blanco (Figura 3) que permiten que el haz de fotones sea homogeneizado y pueda ser utilizado de forma clínica en pacientes. En el trayecto del haz de rayos X también se encuentran dos cámaras de ionización de transmisión que tienen forma plana y que se emplean para controlar: la dosis, la tasa de dosis, la homogeneidad y la simetría del haz. Una unidad monitor (UM) es la unidad mínima de funcionamiento de un LINAC, esta unidad está asociada con el tiempo que se emite el haz de rayos X o de electrones en cuestión, para administrar una unidad de dosis en un punto dado. Por convención general, los LINAC clínicos se calibran con cámaras de ionización (que cuentan con trazabilidad a un patrón de calibración nacional o internacional) para que en promedio 1 UM corresponda a 1 cGy de radiación en la profundidad de dosis absorbida máxima en agua, a 100 cm del blanco de rayos X (isocentro). Inmediatamente, se encuentra el sistema de colimación del haz de fotones que está constituido por un colimador fijo y un colimador secundario constituido por unas quijadas móviles. Figura 3 Estructuras principales que se encuentran en el interior del cabezal de un LINAC clínico. En los LINAC modernos, a este colimador se le conoce como colimador multiláminas (MLC), el cual está conformado por láminas de Z alto que se mueven de forma individual permitiendo focalizar el haz de fotones, en formas irregulares, sin necesidad de utilizar blindajes terciarios para dar forma al campo de radiación. Una vez que el haz de fotones ha sido colimado, éste incide directamente sobre el volumen blanco del paciente (que generalmente, se ubica en el isocentro), desde cualquier posición de giro del gantry. 22 2.2 Radioterapia La radioterapia (RT) consiste en la impartición de una dosis de radiación prescrita en un volumen blanco del cuerpo de un paciente mediante el uso de un LINAC, con el propósito de erradicar un tumor o de reducir su tamaño. Así también, se utiliza para la paliación de síntomas en pacientes con cáncer, que se encuentran en estadios avanzados o que han desarrollado metástasis. El objetivo principal que se busca alcanzar en radioterapia, es el de impartir una dosis de radiación al tumor con la cual se consiga maximizar la probabilidad de control local tumoral y al mismo tiempo minimizar la probabilidad de daño al tejido normal circundante tanto como sea posible. La RT se lleva a cabo generalmente de forma ambulatoria, es decir, que los pacientes acuden al servicio de radioterapia diariamente a recibir la dosis prescrita, el número de sesiones establecidas en la planificación del tratamiento por un médico radioncólogo. Cabe destacar que la dosis prescrita se basa en la histopatología del tumor, la etapa clínica, el objetivo del tratamiento y las guías clínicas existentes. La radioterapia convencional consiste en la irradiación de un volumen blanco del cuerpo con haces de rayos X o electrones en forma de campos cuadrados o rectangulares que pueden bloquearse parcialmente con las protecciones necesarias. La distribución de dosis para obtener una cobertura homogénea en el volumen de tratamiento puede configurarse con cuñas físicas o dinámicas. Hoy en día, los LINAC empleados en radioterapia permiten el empleo de novedosas técnicas de irradiación tales como: radioterapia conformacional tridimensional, radioterapia de intensidad modulada, irradiación de cuerpo completo y radioterapia estereotáctica extracraneal e intracraneal. Con el desarrollo de estas técnicas, es posible la impartición de mayores dosis de radiación en el volumen blanco dando como resultado un mayor control tumoral para ciertas patologías. A continuación se da una breve descripción de cada una de estas técnicas:  Radioterapia conformacional tridimensional (CRT-3D) La CRT-3D es una técnica de tratamiento estático, donde el haz de rayos X se adapta tridimensionalmente a la forma del tumor mediante MLC que protegen de la radiación a los tejidos circundantes al volumen blanco y aseguran la adecuada cobertura del blanco a tratar. La planeación de este tipo de tratamiento se basa en cortes tomográficos, que se integran a un plan de tratamiento generado por computadora capaz de reconstruir una imagen tridimensional (3D) del tumor y de los órganos circundantes. El tiempo de tratamiento CRT-3D por sesión, incluyendo: inmovilización, comprobación de isocentro y toma de imágenes de verificación puede variar entre 15 y 30 min. 23  Radioterapia de intensidad modulada (IMRT) La IMRT es una técnica de tratamiento dinámico, que utiliza MLC (que bloquean o permiten el paso de radiación) para modular la intensidad del haz de radiación en el campo del tratamiento. Permite una mejor distribución de la dosis de radiación, alcanzar valores mayores de dosis y controlar la cantidad de energía que se deposita en los tejidos sanos. Este tratamiento utiliza campos configurados a ángulos fijos. El tiempo de tratamiento IMRT por sesión, incluyendo: inmovilización, comprobación de isocentro y toma de imágenes de verificación puede variar entre 15 y 30 min.  Radioterapia estereotáctica intracraneal (SRT) La SRT es una técnica que consiste en administrar una dosis de radiación sobre un volumen blanco bien definido, con gran precisión y alto gradiente de dosis, empleando haces que permiten que tejidos sanos adyacentes reciban la menor dosis de radiación posible. Se usa para tratar anormalidades funcionales y pequeños tumores en el cerebro. El término estereotáctica se refiere a la utilización de un dispositivo, marco o guía estereotáctica, que permite mediante un sistema de coordenadas localizar el tumor y los órganos de riesgo.  Radioterapia estereotáctica extracraneal (SBRT) La SBRT se utiliza para administrar de manera precisa una alta dosis de radiación para un blanco volumen localizado fuera del cráneo, como columna, pulmón, hígado, próstata, utilizando una dosis única o una dosis fraccionada (1-5 sesiones). Durante la irradiación, múltiples haces estáticos o campos de rotación de diversos grados de complejidad se emplean con o sin modulación de intensidad del haz. La SBRT requiere por lo tanto, mayor precisión y más tiempo de administración que la RT convencional. El tiempo de tratamiento SBRT incluyendo: inmovilización, comprobación de isocentro y toma de imágenes de verificación puede variar entre 30 y 90 min.  Irradiación de cuerpo completo (TBI) La TBI es una técnica que consiste en irradiar el cuerpo entero del paciente con un campo de radiación de alta energía. Para ello, el paciente es colocado a una cierta distancia del blanco de rayos X que va entre los 2 a 5 m, de tal manera que la diagonal del campo cuadrado de rayos X, abarque la altura del paciente. El tiempo de tratamiento TBI por sesión, incluyendo: inmovilización, comprobación de isocentro y toma de imágenes de verificación puede variar entre 30 y 90 min. 2.3 Producción de haces de rayos X de altas energías en un LINAC Cuando el haz de electrones que se produce en un LINAC, interacciona con el campo electrostático de los núcleos que conforman el blanco, estos sufren un cambio de trayectoria y 24 pierden parte de su energía cinética. Como resultado de la pérdida de energía cinética de los electrones, se producen rayos X de frenado o bremsstrahlung. Un espectro de rayos X de frenado se caracteriza por ser continuo y porque la energía pico o máxima que pueden alcanzar los rayos X producidos será igual a la de los electrones incidentes. La energía promedio del espectro de rayos X generado corresponde a aproximadamente un tercio de la energía máxima de estos electrones incidentes. Una característica que presenta la radiación de frenado producida, es que tiene una distribución angular de intensidad que depende de la dirección de la incidencia de los electrones como se muestra en la Figura 4. Se puede observar que la distribución para rayos X de bajas energías difiere drásticamente con respecto a la que se produce por rayos X de altas energías. Para haces de rayos X producidos con potenciales de aceleración de 100 y 400 kV, la máxima intensidad ocurre en un ángulo de 50 a 60 º con respecto a la dirección de incidencia de los electrones. Por otro lado, a energías muy altas, la intensidad es mayor en la dirección hacia adelante. Conforme la energía de los rayos X incrementa, la intensidad en la dirección hacia atrás se vuelve cada vez más despreciable. Figura 4 Distribución espacial de radiación de frenado alrededor de un blanco delgado. 2.4 Interacción de fotones de altas energías con la materia Los principales mecanismos físicos por los cuales la radiación de frenado (fotones) de altas energías interactúan con la materia son: 1) absorción fotoeléctrica, 2) dispersión Compton, 3) producción de pares y 4) reacciones de fotodesintegración nuclear. Cada mecanismo de interacción tiene una probabilidad de ocurrencia y su predominio dependerá de la energía del haz de fotones. A continuación se describen brevemente cada uno de estos mecanismos. 25 2.4.1 Absorción fotoeléctrica En la absorción fotoeléctrica toda la energía de un fotón incidente se transfiere a un electrón orbital de las capas internas, expulsándolo del átomo. Para que la absorción fotoeléctrica se produzca, la energía del fotón incidente debe ser mayor que la energía de ligadura del electrón orbital. Como resultado de esta interacción, los átomos quedan ionizados, y por ende, una cascada de electrones se produce en el átomo, generando rayos X característicos y/o electrones Auger. La probabilidad de absorción fotoeléctrica por unidad de masa es aproximadamente proporcional a Z3/ E0 3, donde Z es el número atómico y E0 es la energía del fotón incidente. 2.4.2 Dispersión Compton Este tipo de interacción es más probable que ocurra entre los fotones y los electrones de valencia (capas electrónicas exteriores) del átomo. Lo que ocurre en la dispersión Compton es que un fotón incidente con energía E0 interactúa con un electrón de valencia impartiéndole parte de su energía y expulsándolo del átomo. Simultáneamente se emite un fotón con energía menor y en un cierto ángulo θ respecto a la trayectoria del fotón incidente (fotón dispersado). Para ángulos de dispersión 𝜃, la energía del fotón dispersado incrementa, de acuerdo con la siguiente ecuación: 𝐸𝑓𝑜𝑡𝑜𝑛 𝑑𝑖𝑠𝑝𝑒𝑟𝑠𝑎𝑑𝑜 = 𝐸0 [1 + 𝐸00.511 𝑀𝑒𝑉 (1 − 𝑐𝑜𝑠𝜃)]⁄ Ec. 1 La probabilidad relativa de la dispersión Compton aumenta, en comparación a la absorción fotoeléctrica, a medida que aumenta la energía del fotón incidente. Debido a que la dispersión Compton implica esencialmente la interacción con electrones de valencia, se considera que la probabilidad de que se produzca por unidad de masa es independiente de Z y que sólo depende de la densidad electrónica (electrones por gramo). La ausencia de neutrones en el átomo de hidrógeno resulta en una duplicación aproximada de la densidad electrónica. Así, los materiales hidrogenados tienen una probabilidad más alta de dispersión Compton que un material no hidrogenado de masa igual [16]. 2.4.3 Producción de pares Un fotón con energía E0 ≥ 1.022 MeV (equivalente en energía de la masa en reposo de dos electrones), al interactuar con el campo eléctrico de un núcleo atómico se transforma en un par electrón (e-) – positrón (e+). Como consecuencia, ambos electrones (e- y e+) pierden su energía cinética por excitación, ionización y/o pérdidas radiativas en la materia que atraviesan. En particular, cuando el e+ alcanza el reposo, éste interactúa con un electrón libre dando origen a un positronio, la masa de ambas partículas se convierte en dos fotones de aniquilación, cada uno con una energía de 0.511 MeV que se emiten en direcciones opuestas. 26 La probabilidad de la producción de pares aumenta con el número atómico aproximadamente como Z2 e incrementa con la energía del fotón. 2.4.4 Reacciones de fotodesintegración nuclear Un fotón de alta energía (E0 ≥ 10 MeV) es absorbido por un núcleo atómico, produciendo un estado de excitación en este último, causando inmediatamente la emisión de una partícula subatómica (p, n o α). La condición para que pueda ocurrir este tipo de interacción es que la energía del fotón (de varios MeV) debe ser muy próxima a la energía de ligadura del nucleón expulsado (energía umbral). Generalmente, la probabilidad de reacciones de fotodesintegración es de órdenes de magnitud menor que las probabilidades combinadas para el efecto fotoeléctrico, el efecto Compton, y la producción de pares [17]. En la Figura 5 se muestran curvas de la sección eficaz de fotodesintegración para diversos materiales en función de la energía de los fotones. Se puede observar que para fotones con energía de 14.55 MeV, la sección eficaz se vuelve mayor cuanto más grande es el número másico del material con el que interactúa. Figura 5 Secciones eficaces de fotodesintegración nuclear para distintos materiales [18]. Las principales reacciones de fotodesintegración nuclear de interés en el intervalo de energías que se emplean en radioterapia, son aquéllas que resultan de un mecanismo que se conoce como resonancia dipolar gigante (RDG), que dan lugar a la expulsión de un fotoneutrón rápido del núcleo (γ, n) y un núcleo radiactivo con déficit de neutrones y no tanto las reacciones (γ, p) y (γ, α), que suelen ser menos probables en elementos pesados tales como el W, Pb y Fe (que comúnmente constituyen el blanco y el cabezal de un LINAC), debido a que tanto el protón como la partícula α, al tener carga eléctrica positiva, se ven sometidas a superar un potencial de repulsión coulombiano para poder ser expulsadas del núcleo. Otras reacciones fotonucleares que también pueden ocurrir pero en menor grado son: (γ, 2n) y (γ, np) [12]. 27 Como resultado de este tipo de reacciones, el núcleo radiactivo con déficit de neutrones se puede transformar por captura electrónica (en la mayoría de los casos) o por decaimiento β+ en un emisor de positrones. El neutrón generado será capaz de inducir otro tipo de reacciones nucleares que más adelante se abordarán. En la Figura 6 se puede observar que la sección eficaz para la resonancia dipolar gigante se caracteriza porque existe una energía umbral, un rápido crecimiento hasta un pico que predomina y un decrecimiento más gradual a mayores energías. Para radionúclidos medianos y pesados (A>40), que son los que más interesan en radioterapia, el pico de resonancia ocurre a energías entre los 13 MeV y 18 MeV, en tanto que las energías umbrales para la reacción (γ, n) varían entre 6 y 13 MeV (Tabla 2-1). Por lo tanto, la producción de fotoneutrones crece como función de la energía de los fotones hasta aproximadamente 25 MeV y después de ese intervalo de energía prácticamente permanece constante. Figura 6 Secciones eficaces para reacciones (γ, n) y (γ, xn) para 208Pb [12] Tabla 2-1 Energía umbral para la reacción (γ, n) en los metales que constituyen el cabezal típico de un acelerador lineal para radioterapia [19]. Elemento Numero atómico Abundancia isotópica [%] Energía umbral (γ, n) [MeV] Pb 206 25.1 8.08 207 21.7 6.74 208 52.3 7.37 Fe 54 5.8 13.4 56 91.7 11.2 W 182 26.4 8.05 183 14.4 6.19 184 30.6 7.41 186 28.4 5.75 28 2.4.5 Coeficiente lineal de atenuación La penetración de un fotón en un medio se gobierna estadísticamente por la probabilidad de que este interaccione por algún mecanismo físico por unidad de longitud recorrida (cm-1) [17]. Esta probabilidad, denotada por µ, es denominada como el coeficiente lineal de atenuación. El coeficiente µ depende de la energía del fotón y de las características del medio que está siendo atravesado, como son el número atómico y la densidad. Dado que un haz de rayos X producido en un LINAC interacciona con la materia principalmente por los mecanismos físicos: Compton, fotoeléctrico, producción de pares y reacciones de fotodesintegración nuclear, 𝜇 se define como la suma de los coeficientes lineales de atenuación para cada tipo de mecanismo: 𝜇 = 𝜎𝑐𝑜𝑚𝑝𝑡𝑜𝑛 + 𝜏𝑓𝑜𝑡𝑜𝑒𝑙é𝑐𝑡𝑟𝑖𝑐𝑜 + 𝜅 𝑝𝑎𝑟𝑒𝑠 + 𝜎𝑓𝑜𝑡𝑜𝑑𝑒𝑠𝑖𝑛𝑡𝑒𝑔𝑟𝑎𝑐𝑖ó𝑛 Ec. 2 2.5 Producción de neutrones en un LINAC Como se mencionó en la sección 2.4.4, al interior de una sala de tratamiento de radioterapia también se generan neutrones mediante el mecanismo físico de RDG. Este mecanismo ocurre cuando un haz de fotones suficientemente energéticos (con energías muy próximas a las energías de ligadura de los nucleones) interactúa con los núcleos que conforman ya sea el cabezal del LINAC, el aire, el paciente o las paredes, generando que salgan eyectados neutrones del interior de estos. Así también, los neutrones se pueden producir a partir de la interacción de los electrones con la materia, mediante reacciones (e,n). Sin embargo, su contribución se considera despreciable, ya que este tipo de reacción presenta una sección eficaz 1/137 veces menor que la correspondiente a las reacciones de fotodesintegración [20]. La producción primaria de neutrones en salas de tratamiento de radioterapia se debe principalmente a reacciones (γ,n), existiendo una pequeña contribución debida a reacciones (γ, pn) y (γ.2n), siempre que la energía de los fotones sea la suficiente. 2.6 Interacción de neutrones con la materia Debido a que los neutrones no poseen carga eléctrica, estos pueden atravesar distancias apreciables en la materia sin interactuar. Consecuentemente, la interacción de estas partículas subatómicas se produce con los núcleos del medio absorbente y no con los electrones orbitales. Los principales mecanismos físicos de interacción de los neutrones con la materia son de dispersión y absorción. 29 2.6.1 Dispersión elástica de neutrones (n,n) La dispersión de un neutrón es elástica cuando se conserva la energía cinética total de la reacción; es decir, cuando la energía perdida por el neutrón es igual a la energía cinética del núcleo de retroceso con el cual impactó. Existen dos tipos generales de colisión elástica, el primero implica la captura previa del neutrón para formar un núcleo compuesto, seguido de la emisión de un neutrón dispersado; el segundo es cuando no hay formación de un núcleo compuesto. 2.6.2 Dispersión inelástica de neutrones (n, n’) La dispersión de un neutrón es inelástica cuando no se conserva la energía cinética total de la reacción; es decir, cuando la suma de la energía cinética del neutrón que sale y del núcleo impactado resulta ser menor que la energía del neutrón incidente debido a que el núcleo ha absorbido una fracción de la energía del neutrón, quedando en un estado excitado. Para que la dispersión inelástica sea posible, la energía del neutrón incidente debe ser superior a la energía mínima de excitación del núcleo. Para elementos de número másico intermedio y alto, la energía de mínima excitación, es decir la del primer estado excitado, es de 0.1 a 1 MeV. Por lo que sólo podrán ser dispersados, los neutrones cuya energía cinética exceda ese valor. La probabilidad relativa de que este mecanismo se produzca, aumenta con la energía del neutrón, especialmente si se trata de núcleos pesados. Para este tipo de interacción, la pérdida de energía promedio va a depender directamente de los estados discretos de energía del núcleo. Pero el efecto neto sobre el neutrón, al igual que para la dispersión elástica, resulta en la reducción de su energía y el cambio de dirección en su trayectoria. 2.6.3 Absorción o captura de neutrones (n, γ) Los neutrones además de ser dispersados, también pueden ser absorbidos o capturados al interactuar con los núcleos del medio. De este tipo de interacción se derivan múltiples reacciones que resultan en un cambio de A o Z del núcleo impactado, así como en diferentes emisiones de radiación ionizante. El núcleo compuesto al quedar en un estado excitado, puede dar origen a: 1) la expulsión de una o más partículas subatómicas: n, p, α; 2) la emisión de uno o más rayos γ; o 3) la ruptura del núcleo en dos o más fragmentos con peso atómico similar (n, f) [21] . En las reacciones de absorción, es importante distinguir entre reacciones producidas por neutrones lentos y rápidos. Las principales reacciones de absorción de neutrones lentos (energías no superiores a 1 eV) son: (n, γ), (n, α), (n, p) y (n, f). La más frecuente de todas ellas es la captura radiativa (n, γ), ya que las reacciones (n, α) y (n, p) están limitadas a unos cuantos núcleos de A bajo, y las reacciones (n, f) están restringidas a ciertos núcleos de A elevado. Para neutrones rápidos, esto es, entre 1 y 10 MeV, aparte de la captura radiativa existen con gran probabilidad reacciones (n, α) y (n, p). Para neutrones más rápidos, por encima de 10 MeV, se producen reacciones del tipo (n, 2n). Finalmente para neutrones ultra rápidos se producen reacciones (n,f). 30 Como se puede observar en la Figura 7, los neutrones que interaccionan con núcleos de hidrógeno sólo pueden hacerlo mediante dispersiones elásticas, ya que a diferencia de los núcleos de C, estos núcleos no tienen estados de excitación, o por captura de neutrones. Figura 7 Sección eficaz total para neutrones en hidrógeno y carbono como función de la energía. Debido a que el núcleo de hidrógeno no tiene estados excitados, sólo son posibles la dispersión elástica y la captura de neutrones. La sección transversal total del hidrógeno es la suma de las secciones transversales para estos dos mecanismos. Por el contrario, la sección transversal del carbono en la región 1-10 MeV, se muestra variable, ya que el núcleo posee estados excitados discretos, que pueden realzar o deprimir las secciones transversales de dispersión elásticas e inelásticas para ciertos valores de la energía de los neutrones [22]. Particularmente, los neutrones rápidos perderán energía en la materia principalmente por una serie de eventos (la mayoría) de dispersión elástica. A este proceso de ralentización de neutrones se le denomina usualmente como moderación. Cuando un neutrón se modera hasta alcanzar una energía aproximada de 0.025 eV, se dice que se ha termalizado ya que ha alcanzado el equilibrio térmico con los átomos del medio en el que se encuentra (20° C), y tenderá a moverse aleatoriamente por dispersión elástica hasta que sea absorbido por un núcleo, ya que la probabilidad de absorción por núcleo generalmente tiende a aumentar a esos valores de la energía. Por lo tanto, los materiales con un alto contenido en hidrógeno tales como la parafina o el polietileno contribuyen a moderar los neutrones rápidos. Por otra parte, si a los materiales hidrogenados se les añaden materiales como el boro (B), la absorción de los neutrones se incrementa debido a que el B tiene una sección eficaz de captura de neutrones térmicos (3840 31 barns/átomo) que se maximiza para ese rango de energías [22]. También, se puede emplear cadmio como material para absorber neutrones térmicos (2450 barns/átomo). 2.6.4 Sección eficaz macroscópica total La probabilidad de interacción de un neutrón con un núcleo dado se describe en función del valor de la sección eficaz 𝜎. Las secciones eficaces de los neutrones son muy variables y por lo general son funciones complicadas que dependen de la energía de los neutrones tal como se puede apreciar en la Figura 8. La suma de las secciones eficaces para todas las interacciones posibles de los neutrones con los núcleos, es conocida como la sección eficaz total y es denotada mediante el símbolo t 𝜎𝑡 = 𝜎𝑒𝑙𝑎𝑠 + 𝜎𝑛𝑜𝑛 + 𝜎𝑎𝑏𝑠 Ec. 3 donde 𝜎𝑒𝑙𝑎𝑠 es la sección eficaz de dispersión elástica, 𝜎𝑛𝑜𝑛 es la sección eficaz de dispersión inelástica, 𝜎𝑎𝑏𝑠 es la sección eficaz de absorción. Se define la sección eficaz macroscópica total para neutrones como: ∑ =𝑡 𝑁 ∙ 𝜎𝑡 Ec. 4 donde 𝜎𝑡 es la sección eficaz total (b/átomo) y N es la densidad atómica. La unidad de Σt es cm- 1. Un barn (b) es una unidad de área igual a 10-24 cm2. Figura 8 Secciones eficaces típicas de los mecanismos de interacción de los neutrones como función de la energía [23]. 32 2.7 Transporte de neutrones Los espectros de neutrones dentro de una sala de tratamiento de radioterapia son distribuciones complejas debido a que la energía de los neutrones disminuye como resultado de las interacciones de éstos con las estructuras que conforman principalmente el cabezal del LINAC, el sistema de colimación del haz y las paredes de la propia sala de tratamiento (Figura 9). Figura 9 Espectro de neutrones para un haz de rayos X de 15 MV en diferentes puntos de una sala de tratamiento típica [24] Aunque el blindaje y los constituyentes de los cabezales varían de acuerdo a cada acelerador, varios estudios han determinado que para los LINAC que operan con un potencial de aceleración en el intervalo de 10 a 25 MV, la energía promedio de los neutrones directos que salen del blindaje del cabezal nunca está por encima de 1 MeV, y que la energía de los neutrones dispersados por las paredes de la sala de tratamiento es de 0.24 MeV. La energía promedio de neutrones excluyendo neutrones térmicos es aproximadamente de 0.34 MeV [7]. 2.7.1 Cabezal del LINAC Los neutrones producidos al interior del cabezal del LINAC se emiten aproximadamente isotrópicamente y penetran el blindaje del cabezal, en todas direcciones. El blindaje del cabezal puede aproximarse como una esfera hueca, con un grosor de pared de hasta unos 10 cm si se utiliza tungsteno como material de blindaje y hasta unos 15 cm si se utiliza plomo. Generalmente, el blindaje será una mezcla de estos dos materiales. En el reporte NCRP 79 [12], se establece que no es seguro considerar que para diferentes modelos de LINAC se cuenta con un blindaje de cabezal idéntico, ya que la fluencia de neutrones varía dependiendo del material empleado. Por ejemplo, si se emplea un blindaje de W, la fluencia de neutrones puede atenuarse hasta en un 15 %. Sin embargo, si se emplea un blindaje de Pb, la fluencia de neutrones prácticamente no se atenúa, ya que este material resulta virtualmente transparente para neutrones con energías por debajo de 0.57 MeV. 33 Los mecanismos significativos de pérdida de energía de los neutrones que interaccionan con los principales metales que constituyen el blindaje del cabezal de un LINAC son la dispersión inelástica (n,n´) y las reacciones (n,2n) (Figura 10). Aunado a estos mecanismos, los neutrones sufren una gran cantidad de dispersiones elásticas, que si bien no producen una pérdida significativa en energía, incrementan la trayectoria de los neutrones dentro del blindaje, lo que da lugar a que aumente la probabilidad de que ocurran dispersiones inelásticas y reacciones (n,2n). Figura 10 Secciones eficaces en W y Pb en función de la energía de los neutrones. En el rango de energía de radioterapia, la suma de las secciones eficaces 𝝈𝒏,𝒏′ y 𝝈𝒏,𝟐𝒏 se denomina sección eficaz no elástica (𝝈𝒏𝒐𝒏). La dispersión inelástica domina la pérdida de energía a bajas energías y las reacciones (n,2n) dominan a energías altas. El Pb es transparente a los neutrones por debajo de los 0.57 MeV. A pesar, de que las 𝝈𝒏𝒐𝒏 son casi iguales en W y Pb, el W es considerablemente más efectivo en reducir la energía de los neutrones que el Pb debido a que: 1) el W tiene 1.9 veces más átomos cm-3 y 2) la dispersión inelástica en el W se extiende hasta energías mucho menores [12]. En un estudio empleando simulaciones Monte Carlo que realizaron Pena et al, se determinó que la contribución relativa en intensidad de neutrones para cada uno de los componentes del cabezal de un LINAC fue la siguiente: colimador primario 52%, colimador secundario 21%, blanco 12%, MLC 6.6%, blindaje del cabezal 5%, filtro de aplanado 0.41%. Otros estudios, realizados empleando otros modelos de LINAC, han mostrado resultados consistentes con dicho estudio, donde las pequeñas discrepancias se adjudican a las diferencias en los componentes de los cabezales [24]. Por otra parte, con el empleo de técnicas de tratamiento como IMRT y SBRT con las cuales es necesario retirar los filtros de aplanado del trayecto del haz con el fin de aumentar la tasa de dosis, varios estudios [24,25] han demostrado que la fluencia de neutrones utilizando haces de alta energía en este modo, se ve reducida significativamente (desde un 54 % hasta un 69 %) en comparación con haces aplanados. Se cree que ocurre este fenómeno debido a que se reduce la producción de fotones en el blanco y el número de las interacciones entre los fotones y los componentes del cabezal que se encuentran interpuestos en el trayecto del haz. 34 2.7.2 Sala de tratamiento McCall [26] estudió los efectos sobre el espectro de neutrones al variar el tamaño y las dimensiones de salas de tratamiento de concreto mediante simulaciones Monte Carlo. Con base en los resultados obtenidos, desarrolló un método semiempírico sobre el cual se han basado los reportes SRS 47 [7], NCRP 79[12], NCRP 151[13] y la mayoría de los trabajos posteriores a éste, para determinar la fluencia de neutrones 𝜙 en el isocentro por cada Gy de rayos X. La fluencia de neutrones 𝜙 en una sala de tratamiento de radioterapia que está dada por la Ec. 5, considera la contribución de: 1) neutrones directos (𝜙𝑑𝑖𝑟𝑒𝑐𝑡𝑜𝑠) de alta energía que viajan directamente desde el cabezal del acelerador al laberinto; 2) neutrones de menor energía que entran en el laberinto después de dispersarse unas cuantas veces en las paredes de la sala (𝜙𝑑𝑖𝑠𝑝𝑒𝑟𝑠𝑜𝑠); y 3) neutrones térmicos (𝜙𝑡é𝑟𝑚𝑖𝑐𝑜𝑠), que han sido dispersados muchas veces en la sala. McCall determinó que la distribución espacial de neutrones térmicos y dispersados es aproximadamente homogénea dentro de la sala y ambas son inversamente proporcionales a la superficie del recinto, así también, que los neutrones rápidos son parte predominante del espectro de neutrones en el isocentro y que éstos decrecen con el cuadrado inverso de la distancia desde el cabezal del LINAC. 𝜙 = 𝜙𝑑𝑖𝑟𝑒𝑐𝑡𝑜𝑠 + 𝜙𝑑𝑖𝑠𝑝𝑒𝑟𝑠𝑜𝑠 + 𝜙𝑡é𝑟𝑚𝑖𝑐𝑜𝑠 = 𝛽 ∙ 𝑄𝑁4 𝜋 𝑑12 + 5.4 𝛽 ∙ 𝑄𝑁 𝑆 + 1.3 ∙ 𝑄𝑁 𝑆 Ec. 5 donde 𝑄𝑁 es la intensidad de neutrones (cantidad de neutrones) que se emiten desde el cabezal del acelerador por cada Gy de dosis de rayos X absorbida en el isocentro, depende directamente de la energía del haz de fotones, de los componentes que constituyen el cabezal y del modelo del acelerador, 𝛽 es el factor de transmisión en el cabezal de LINAC el cual tiene un valor de 1 para Pb y 0.85 para W, 𝑑1 es la distancia (cm) entre el punto donde se sitúa la fuente de neutrones (posición del blanco de fotones) y el punto donde se quiere evaluar la fluencia de neutrones, y S es el área de la sala de tratamiento (cm2). Followill et al. [27] han proporcionado valores de 𝑄𝑁 para una serie de LINAC actuales. Además, McCall desarrolló un método (descrito en el reporte NCRP 79) para determinar la energía promedio del espectro total de neutrones a partir de calcular la fluencia de neutrones en un punto y, con base en ello, poder estimar el equivalente de dosis de neutrones mediante el uso de factores de conversión de fluencia a equivalente de dosis. 2.8 Atenuación exponencial La atenuación de un haz de radiación indirectamente ionizante se refiere a la reducción del número ya sea de fotones o neutrones, como resultado de las interacciones de dispersión y absorción que sufren en el medio material que penetran. 35 Considerando la geometría de haz angosto (Figura 11), un haz angosto de radiación monoenergético se atenuará exponencialmente en un medio uniforme de acuerdo con la siguiente ecuación: 𝑁 = 𝑁0 𝑒−𝜇𝑡 Ec. 6 donde N0 es la cantidad de fotones o neutrones monoenergéticos que inciden perpendicularmente sobre una placa homogénea de espesor t, N es la cantidad de fotones o neutrones que no interaccionaron en el material de espesor t, es decir, que se transmitieron, 𝜇 es el coeficiente lineal de atenuación para fotones (en el caso de neutrones, 𝜇 se reemplaza por la sección eficaz macroscópica ∑). La Ec. 6 se aplica bajo las siguientes consideraciones: 1) cuando el fotón (o neutrón) es completamente absorbido en una sola interacción, sin producir ninguna radiación secundaria, o 2) cuando las partículas secundarias y dispersadas que se producen en la placa no son contabilizadas por el detector. Por otra parte, cuando un haz ancho de fotones o neutrones interactúa con la materia inherentemente produce radiaciones secundarias cargadas o no cargadas, así como radiación dispersada con o sin pérdida de energía. Lo que da como resultado que la cantidad de fotones o neutrones que lleguen al detector sea mayor que la descrita por la ecuación anterior. Para considerar el incremento producido en la cantidad de radiación transmitida considerando la geometría de haz ancho con respecto a la cantidad de radiación transmitida bajo geometría del haz angosto, al medir en un mismo punto sobre el eje central del haz, la Ec. 6 se debe modificar por un factor al cual se le conoce como factor de incremento (B ≥ 1), de la siguiente manera: 𝑁 = 𝑁0 𝑩 𝑒−𝜇𝑡 Ec. 7 donde: 𝑩 = 𝑐𝑎𝑛𝑡𝑖𝑑𝑎𝑑 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑑𝑖𝑎𝑐𝑖ó𝑛 𝑝𝑟𝑖𝑚𝑎𝑟𝑖𝑎 + 𝑟𝑎𝑑𝑖𝑎𝑐𝑖ó𝑛 𝑠𝑒𝑐𝑢𝑛𝑑𝑎𝑟𝑖𝑎 + 𝑟𝑎𝑑𝑖𝑎𝑐𝑖ó𝑛 𝑑𝑖𝑠𝑝𝑒𝑟𝑠𝑎𝑑𝑎𝑐𝑎𝑛𝑡𝑖𝑑𝑎𝑑 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑑𝑖𝑎𝑐𝑖ó𝑛 𝑝𝑟𝑖𝑚𝑎𝑟𝑖𝑎 El valor B se puede obtener a partir de tablas que existen para diversos materiales en función de la energía del haz de fotones y el espesor de la placa interpuesta [22]. Las ecuaciones anteriores se pueden reescribir en términos de la intensidad (p. ej. tasa de exposición o de equivalente de dosis): 𝐼(𝑡) = 𝐼0 𝑒−𝜇𝑡 Ec. 8 36 donde 𝐼(𝑡) es la intensidad transmitida a través de un espesor t e 𝐼0 es la intensidad incidente sobre la placa. Figura 11 Geometría de haz angosto: el diámetro del haz de fotones o neutrones primario se hace lo suficientemente grande como para cubrir el detector de manera uniforme. El detector está situado a una distancia lo suficientemente grande del atenuador (placas) para que el número de partículas dispersadas o secundarias que alcancen al detector sea despreciable en comparación con el número de partículas primarias [17]. 2.8.1 Capa hemirreductora y decirreductora La capa hemirreductora (HVL, por sus siglas en inglés Half Value Layer) y la capa decirreductora (TVL, por sus siglas en inglés Tenth Value Layer) son los parámetros cuantitativos más utilizados para describir la capacidad de penetración de haces de radiación indirectamente ionizantes en un material. Se define una HVL como el espesor requerido de un material dado para atenuar un campo de radiación de fotones o neutrones, a la mitad de su intensidad inicial. Similarmente, se define una TVL como el espesor requerido de un material dado para atenuar un campo de radiación de fotones o neutrones, a una décima parte de su intensidad inicial. Si n es el número de TVL necesarias para atenuar el campo de radiación incidente: 𝑛 = 𝑡/𝑇𝑉𝐿 Ec. 9 El factor de transmisión B que proporcionará el espesor t de un determinado material está dado por: 𝐵 = 10−𝑛 Ec. 10 Una relación que resulta de utilidad y que se deduce a partir de la propia definición de los conceptos de TVL y HVL, es la siguiente: 37 𝐻𝑉𝐿 = 0.301 𝑇𝑉𝐿 Ec. 11 Si se grafica en escala semilogarítmica 𝐼(𝑡) como una función de t, se obtiene una recta (Figura 12), mostrando que la atenuación de un haz monoenergético está descrita por una función exponencial. A diferencia de un haz monoenergético de radiación indirectamente ionizante, la atenuación para un haz polienergético no sigue un comportamiento exponencial, ya que al graficar en escala semilogaritmica 𝐼(𝑡) como una función de t, no se obtiene una línea recta. Para este tipo de haces, la TVL y la HVL pueden cambiar debido al efecto del endurecimiento del haz, que consiste en la filtración de fotones o neutrones de baja energía conforme aumenta el espesor de material interpuesto en su trayecto. En la Figura 12 se muestra el gráfico del fenómeno descrito anteriormente, considerando un haz polienergético de rayos X. Después de un grado de endurecimiento inicial, se alcanza un valor estable al que se denomina TVL de equilibrio (TVLe). Figura 12 A la izquierda se muestra la transmisión porcentual de un haz angosto monoenergético de fotones como función del espesor de material atenuador, donde la HVL = 2 cm y TVL = 6.5 cm. A la derecha se muestra la transmisión porcentual de un haz de fotones polienergético, donde el valor de HVL aumenta conforme aumenta el espesor interpuesto en el trayecto del haz [28]. 2.9 Efectos biológicos Cuando las radiaciones ionizantes interactúan con un medio provocan alteraciones de la materia a nivel atómico y molecular. En particular, cuando ese medio se trata de un medio biológico, dan lugar a una serie de alteraciones morfológicas y funcionales en las células vivas. La radiación ionizante puede alterar el funcionamiento de las células vivas de dos formas: directa e indirecta. La acción directa se presenta cuando la radiación impacta directamente con 38 moléculas vitales de la célula como lo puede ser el ADN, y parte de la información que contienen se ve alterada. El daño producido por este tipo de acción se manifiesta por ejemplo, en forma de mutaciones genéticas. La acción directa es el proceso dominante en la interacción de partículas de alta transferencia lineal de energía (LET) con el material biológico. Se consideran partículas de alta LET a los neutrones, protones y partículas cargadas pesadas. Por otra parte, la acción indirecta se presenta cuando la radiación ionizante interactúa con el medio en que se desarrollan las funciones celulares, principalmente el agua, dando a lugar a iones y radicales libres que afectan la química de los procesos celulares, llegando a producir el rompimiento de la cadena del ADN. Alrededor de dos tercios del daño biológico producido por las radiaciones de baja LET tales como rayos X o electrones, es debido a la acción indirecta. Independientemente de cual sea la manera en que se altere el funcionamiento de las células, los daños que se generan pueden ser los mismos: apoptósis, inhibición de la reproducción celular, retraso del ciclo celular, mutaciones hereditarias, entre muchos otros. Al resultado del daño sufrido por todas las células afectadas en el ser humano durante la exposición a la radiación ionizante se le conoce como efecto biológico de la radiación. Los efectos biológicos de la radiación se clasifican en deterministas y estocásticos según su probabilidad de ocurrencia y/o dependencia que tienen con la dosis de radiación. 2.9.1 Efectos deterministas (reacciones tisulares nocivas). Los efectos deterministas se producen cuando suficientes células en un órgano o tejido mueren o pierden su capacidad de reproducción y funcionamiento normal, es decir, que habrá una pérdida de la función del órgano. La pérdida de la función se volverá más grave a medida que aumenta el número de células afectadas. En la publicación 60 de la ICRP [29], se establece que para dosis bajas (< 100 mGy) no hay manifestaciones clínicas, pero que, conforme se incrementa la dosis de radiación se alcanzan umbrales en los que los efectos biológicos comienzan a manifestarse clínicamente. Por lo tanto, la ocurrencia de los efectos deterministas se producirá a partir de una dosis umbral. Algunos ejemplos de efectos deterministas son: cataratas, alopecia, esterilidad, dermatitis, necrosis, síndrome agudo de radiación, muerte del individuo expuesto, etc. 2.9.2 Efectos estocásticos Los efectos estocásticos no tienen una dosis umbral para manifestarse clínicamente. Este tipo de efectos siempre resultan ser severos, de manera que la cantidad de dosis no influye en su gravedad, pero si influye en la probabilidad de ocurrencia, ya que esta aumenta con la dosis recibida y el tiempo de exposición. Un ejemplo de efecto estocástico es la inducción de cáncer. 39 Otro ejemplo son las alteraciones genéticas las cuales pueden resultar en la pérdida de mecanismos que sirven para el correcto funcionamiento de las células o incluso en mutaciones hereditarias. Una base prudente para los propósitos prácticos de la protección radiológica a bajas dosis de radiación es el modelo lineal sin umbral (LNT, por sus siglas en inglés Level No Threshold). En este modelo se supone que la probabilidad para que se produzcan efectos biológicos perjudiciales en el ser humano se incrementa de manera lineal conforme la dosis de radiación también lo hace (Figura 13). Como no ha sido factible determinar exclusivamente, sobre bases epidemiológicas si existe o no un aumento del riesgo de cáncer para los miembros del público asociado con valores en la dosis absorbida del orden o menores que 100 mGy, la probabilidad de ocurrencia de efectos perjudiciales a altas dosis ha sido extrapolada linealmente al intervalo de dosis bajas (<100 mGy). El modelo sugiere que no existe dosis de radiación segura, y que por tanto, toda situación de exposición a la radiación ionizante debe ser justificada y minimizada. Figura 13 Probabilidad de los efectos biológicos de la radiación en función de las dosis. a) Los efectos deterministas tienen un valor umbral de dosis que, de ser superado, la probabilidad de ocurrencia es 100%. b) Los efectos estocásticos, no tienen umbral de dosis. En el modelo LNT, se observa la extrapolación lineal hacia el origen a partir de altas dosis. 2.9.3 Eficacia biológica relativa (RBE) La eficacia biológica relativa (RBE, por sus siglas en inglés Relative Biological Effectiveness), es el cociente de la dosis de una radiación de referencia de baja LET y la dosis de la radiación considerada, que producen un efecto biológico idéntico (Ver Figura 14). Los valores de RBE varían con la dosis, la tasa de dosis y el efecto biológico considerado. En protección radiológica, tiene un interés particular la RBE para efectos estocásticos a dosis bajas [29]. Como se puede observar en la Figura 15, la RBE se incrementa conforme la LET también lo hace. Tal aumento se atribuye a la mayor capacidad de ionización que tiene la radiación con mayor LET y a su ventaja relativa en la producción de daño celular (aumento del número y la complejidad de las lesiones del ADN) en comparación con la radiación de menor LET. Sin 40 embargo, más allá de aproximadamente 100 keV/μm en tejido, la RBE decrece conforme la LET sigue incrementando, debido a que se ha alcanzado el daño potencial máximo, es decir la muerte celular. Figura 14 Curvas de sobrevivencia de células como función de la dosis de radiación a las que son expuestas. Las mediciones experimentales de RBE en estudios celulares in vitro y en estudios con animales muestran que las radiaciones de alto LET causan más daño por unidad de dosis absorbida que las radiaciones de bajo LET. La RBE es una herramienta útil que ayuda a caracterizar el daño potencial de los distintos tipos de radiaciones ionizantes con diferentes energías. La RBE es un elemento esencial en el establecimiento de los factores de ponderación de la radiación (𝑤𝑅) que serán utilizados más adelante, para definir la dosis equivalente. Figura 15 La eficacia biológica relativa (RBE) aumenta con la transferencia lineal de energía (LET) de la radiación. Sin embargo, más allá de aproximadamente 100 keV/μm, la radiación se vuelve menos eficaz en producir efectos perjudícales, debido a que se ha logrado el daño potencial máximo: la muerte celular [16]. 41 2.10 Protección radiológica Debido al incremento en el uso de las fuentes de radiación ionizante en el mundo y al riesgo radiológico que representa su uso para el hombre, organizaciones competentes tales como: ICRP, IAEA y NCRP, entre sus diversas actividades, se han dedicado a proporcionar orientación a los gobiernos de los países del mundo, sobre los principios fundamentales en los que se puede basar una protección radiológica adecuada. Entre las principales aportaciones que han brindado este tipo de organizaciones, está el establecimiento de un sistema de protección radiológica para los seres humanos, en el cual se establecen los principios fundamentales, las situaciones de exposición, las categorías de exposición, la identificación de los individuos expuestos y los niveles de protección radiológica, entre muchos otros conceptos. En general, la protección radiológica se basa en un marco de estándares para hacer más seguro el uso de fuentes de radiación ionizante, con base en la información sobre la radiobiología y la física de la radiación, garantizando así la protección de los individuos, de sus descendientes, de la población en su conjunto, así como del ambiente, frente a los posibles riesgos que se deriven de la exposición a las radiaciones ionizantes. El objetivo fundamental de la protección radiológica es el de evitar la aparición de efectos deterministas y reducir la probabilidad de ocurrencia de los efectos estocásticos a un nivel que se considere aceptable, sin limitar indebidamente las prácticas benéficas de la radiación y teniendo siempre en cuenta las condiciones económicas y sociales. 2.10.1 Tipos de situaciones de exposición Actualmente, la ICRP reconoce tres tipos de situaciones de exposición: planificadas, de emergencia y existentes [29]. En particular, las situaciones de exposición planificada, anteriormente denominadas como prácticas en ICRP 60 [30], son aquéllas que involucran la introducción y la operación de fuentes de radiación. Las situaciones planificadas pueden conducir tanto a exposiciones que se prevé que habrán de ocurrir (exposiciones normales) como a exposiciones que no puede anticiparse que ocurrirán (exposiciones potenciales). Las situaciones de exposición de emergencia, se refieren a situaciones que pueden ocurrir durante la operación de una situación planificada, o como consecuencia de un acto malévolo, o cualquier otra situación inesperada y requieren la adopción de acciones urgentes a fin de evitar o reducir las consecuencias no deseadas. Las situaciones de exposición existente, se refieren a situaciones de exposición que ya existen cuando debe tomarse una decisión sobre su control, incluyendo las situaciones de exposición prolongadas después de emergencias. 42 2.10.2 Principios fundamentales de protección radiológica Para alcanzar el objetivo de la protección radiológica en situaciones de exposición planificada, se adopta el siguiente sistema de protección radiológica que se basa en los tres principios:  Justificación: Cualquier decisión que altere la situación de exposición a la radiación debería ocasionar más beneficio que daño a los individuos expuestos, o a la sociedad, para compensar el detrimento.  Optimización de la protección: La probabilidad de una exposición, el número de personas expuestas y la magnitud de sus dosis individuales deberían ser mantenidos tan bajos como sea razonablemente posible (ALARA, por sus siglas en ingles As Low As Reasonably Achievable), teniendo en cuenta los factores sociales y económicos. El principio ALARA es el concepto fundamental de la protección radiológica y se puede traducir en que todo parámetro que influya para llevar a cabo la práctica debe ser optimizado, con el fin de asegurar que el individuo recibirá la menor dosis posible.  Aplicación de límites de dosis: Para restringir la magnitud de los riesgos asociados con una situación de exposición justificada, se establecen límites de dosis individuales de modo que no se rebasen. Es decir, que mediante la limitación de la dosis, se puede evitar que se produzcan efectos deterministas y reducir la probabilidad de ocurrencia de los efectos estocásticos. 2.10.3 Categorías de exposición La exposición a la radiación se clasifica según el grupo de personas que se considere:  Exposición ocupacional, la recibida por el personal ocupacionalmente expuesto (POE) durante su trabajo y con motivo del mismo. Quedan excluidos los trabajadores que ocasionalmente en el curso de su trabajo puedan estar expuestos a este tipo de radiación.  Exposición médica de pacientes, la recibida por los pacientes con motivo de su propio diagnóstico o tratamiento médico, o por personas que los ayudan voluntariamente y no son ocupacionalmente expuestas.  Exposición pública, comprende todas las exposiciones que no sean exposiciones ocupacionales ni exposiciones médicas de pacientes, aplica por tanto a miembros del público. Las exposiciones del embrión o feto en los casos de trabajadoras embarazadas se consideran y están reglamentadas como exposiciones del público. Para la exposición ocupacional y pública se aplican los 3 principios de protección radiológica: justificación, optimización de la protección y limitación de la dosis individual. 43 Debido a que en el caso de la exposición médica de pacientes, la exposición es intencional y para el beneficio directo del paciente, no se considera adecuado aplicar límites de dosis porque podría comprometerse el objetivo médico propuesto. Por lo tanto, para este tipo de exposición sólo se aplican dos de los tres principios de protección radiológica: la justificación de los procedimientos médicos y la optimización de la protección. 2.10.4 Magnitudes y unidades empleadas en protección radiológica La Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU), que trabaja principalmente con los aspectos físicos de la dosimetría, y la ICRP que trabaja principalmente en la evaluación y cuantificación de los efectos biológicos de las radiaciones, son consideradas las principales organizaciones internacionales que se han encargado en definir las magnitudes y unidades asociadas al campo de la dosimetría de la radiación y la protección radiológica. El objetivo de las magnitudes y unidades de la protección radiológica, es evaluar los efectos biológicos resultantes de la exposición externa e interna a las radiaciones ionizantes en términos de efectos estocásticos así como de efectos deterministas, para que con base en ello, se proporcionen mecanismos para su control [31-33]. La dosis absorbida, D, se define como: 𝐷 = 𝑑𝜀̅𝑑𝑚 Ec. 12 donde 𝑑𝜀 ̅es la energía promedio impartida por la radiación ionizante a la materia en un elemento de volumen infinitesimal dV y de masa dm. Su unidad en el Sistema Internacional de Unidades es J kg-1 y recibe el nombre de gray (Gy). En conjunto con la dosis absorbida, han sido definidas dos tipos de magnitudes para uso específico en protección radiológica: las magnitudes de protección (definidas por la ICRP y utilizadas para evaluar los límites de dosis) y las magnitudes operativas (definidas por la ICRU y destinadas a proporcionar una estimación razonable de las magnitudes de protección). La forma en que estas magnitudes están vinculadas y su relación con la dosis absorbida se ilustran esquemáticamente en la Figura 16. En la publicación 57 de ICRU se proporcionan los factores de conversión entre las magnitudes operativas y de protección. 2.10.5 Magnitudes de protección La ICRP en su publicación 26 (1977) introdujo como magnitudes de protección: el equivalente de dosis (H) para órganos y tejidos del cuerpo humano, y el equivalente de dosis efectiva (𝐻𝐸). Sin embargo, para su publicación 60 (1991) [30], ICRP decidió que estas magnitudes puntuales tenían que ser reemplazadas por nuevas magnitudes: la dosis equivalente y la dosis efectiva, que consideran la definición de dosis absorbida en un órgano o tejido como lo más apropiado para 44 indicar la probabilidad de los efectos estocásticos en los órganos. Este concepto se basa en la relación lineal dosis - efecto y en la aditividad de las dosis para la evaluación del riesgo como una aproximación apropiada en la región de bajas dosis. Figura 16 Relación entre las magnitudes físicas, operativas y de protección. 2.10.5.1 Equivalente de dosis (ICRP, 1977) El equivalente de dosis, H, se define como el producto de la dosis absorbida D en un punto del tejido irradiado, del factor de calidad de la radiación en ese punto, Q, y de N que es el producto de otros factores modificantes (donde se considera que N=1, hasta la publicación 60). 𝐻 = 𝐷 ∙ 𝑄 ∙ 𝑁 Ec. 13 H se promedia entonces sobre el órgano o tejido considerado. La unidad para el equivalente de dosis es el J kg-1 y tiene como nombre especial el sievert (Sv). El uso del factor de calidad, utilizado por primera vez en la publicación 6 (ICRP, 1964), permitió relacionar la eficacia relativa de diferentes radiaciones causando efectos biológicos y podría ser considerado como el análogo dosimétrico de la eficacia biológica relativa (RBE) de la radiación. 2.10.5.2 Equivalente de dosis efectivo (ICRP, 1977) El equivalente de dosis efectivo 𝐻𝐸, es la suma ponderada de los equivalentes de dosis a los órganos individuales (o tejidos T) 𝐻𝑇 del cuerpo humano. Las magnitudes operativas sirven como estimadores de las magnitudes de protección Magnitudes físicas  Fluencia, φ  Kerma, K  Dosis absorbida, D Magnitudes operativas  Equivalente de dosis ambiental, H*(d)  Equivalente de dosis direccional, H´(d,Ω)  Equivalente de dosis personal, Hp(d) Magnitudes de protección  Dosis absorbida en órgano, DT  Dosis equivalente en órgano, H  Dosis efectiva, E Respuesta del instrumento y monitoreo 45 𝐻𝐸 = ∑ 𝑤𝑇𝐻𝑇𝑇 Ec. 14 donde 𝑤𝑇 es el factor de ponderación para el tejido T, representa la proporción del riesgo radiológico que surge de una irradiación de cuerpo completo que se atribuye a la irradiación del tejido T). ∑ 𝑤𝑇 = 1𝑇 , la suma se realiza sobre todos los órganos y tejidos del cuerpo humano considerados sensibles a la inducción de efectos estocásticos. 2.10.5.3 Dosis absorbida promedio en tejido (ICRP, 1991) La dosis absorbida 𝐷𝑇, promediada sobre el tejido u órgano T, se define como: 𝐷𝑇 = 𝜖𝑇𝑚𝑇 Ec. 15 donde 𝜖𝑇 es la energía total promedio impartida en un tejido u órgano T y mT es la masa del tejido u órgano. 2.10.5.4 Factor de ponderación de la radiación y dosis equivalente (ICRP, 1991) A partir de la publicación 60 de la ICRP, los factores de ponderación de la radiación 𝑤𝑅, reemplazaron a los factores de calidad Q en el cálculo de las magnitudes dosis equivalente 𝐻𝑇 y dosis efectiva E. La dosis equivalente en un órgano o tejido 𝐻𝑇, está definida como: 𝐻𝑇 = ∑ 𝑤𝑅𝐷𝑇,𝑅𝑅 Ec. 16 donde DT,R es la dosis absorbida promedio en el volumen de un órgano o tejido especifico T, debida a la radiación de tipo R y 𝑤𝑅 es el factor de ponderación de la radiación para la radiación R (ver Tabla 2-2). La suma se realiza para todos los tipos de radiaciones involucrados. La unidad de 𝐻𝑇 es el J kg-1 y tiene como nombre especial el sievert (Sv). En la Tabla 2-2 se muestran los valores para los factores de ponderación de la radiación 𝑤𝑅 según distintos tipos de radiaciones, los que han sido seleccionados por el ICRP para reflejar la RBE de las radiaciones en la producción de efectos estocásticos a bajas dosis, en su publicación 103 (2007)[29], más actualizada. 46 Tabla 2-2 Factores de ponderación de la radiación recomendados en la publicación 103 de la ICRP (2007) [29] Tipo de radiación Factor de ponderación de la radiación 𝒘𝑹 Fotones, todas las energías 1 Electrones y muones, todas las energías 1 Protones y piones cargados 2 Partículas alfa, fragmentos de fisión, iones pesados 20 Neutrones Una función continua que depende de la energía del neutrón (Ver Figura 17) Todos los valores están relacionados a la radiación incidente en el cuerpo o, para las fuentes de radiación interna, emitidas por radionúclidos incorporados. Los factores 𝑤𝑅 están especificados en relación al tipo de radiación. En el caso de los neutrones, los factores 𝑤𝑅 se establecen en función de la energía con la que los neutrones inciden en el cuerpo humano (Figura 17) [29]. Figura 17 Factores de ponderación de la radiación 𝒘𝑹 como función de la energía incidente de los neutrones en el cuerpo humano. 2.10.5.5 Factores de ponderación de los tejidos u órganos y dosis efectiva (ICRP, 1991) Los factores de ponderación de los tejidos u órganos 𝑤𝑇 recomendados en la publicación 26 de la ICRP se basaron en el riesgo de cáncer mortal inducido por radiación y de enfermedad hereditaria. En la publicación 60 de la ICRP (1991) se desarrolló este concepto adicionalmente 47 con un conjunto extendido de factores de ponderación de tejidos basados en más información sobre los efectos de la radiación sobre los tejidos y un concepto más amplio de detrimento de la radiación. Además de evaluar el riesgo de cáncer mortal inducido por radiación y de enfermedad hereditaria, en la determinación del detrimento total por la radiación se tuvo en cuenta la gravedad de la enfermedad y los años de vida de las personas afectadas perdidos por la enfermedad. La dosis efectiva (E) se define como la suma ponderada de las dosis equivalentes para los diferentes órganos (o tejidos, T) HT del cuerpo humano: 𝐸 = ∑ 𝑤𝑇 𝐻𝑇𝑇 = ∑ 𝑤𝑇 𝑇 ∑ 𝑤𝑅𝐷𝑇,𝑅𝑅 Ec. 17 donde 𝑤𝑇 es el factor de ponderación para el tejido T y ∑ 𝑤𝑇 = 1𝑇 . La suma se realiza sobre todos los órganos y tejidos del cuerpo humano considerados sensibles a la inducción de efectos estocásticos. La unidad de E es el sievert (Sv). En la Tabla 2-3 se muestran valores de ponderación 𝑤𝑇 para distintos órganos y tejidos del cuerpo humano que se recomiendan en la publicación 103 (2007) de la ICRP [29], más actualizada. Tabla 2-3 Factores de ponderación recomendados para los tejidos en la publicación 103 de la ICRP (2007) [29]. Tejido 𝒘𝑻 ∑ 𝒘𝑻 𝑻 Médula ósea, colon, pulmón, estomago, mama, resto de los tejidos* 0.12 0.72 Gónadas 0.08 0.08 Vejiga, esófago, hígado, tiroides 0.04 0.16 Superficie del hueso, cerebro, glándulas salivales, piel 0.01 0.04 Total 1 *Resto de los tejidos: glándulas adrenales, región extratorácica, vesícula, corazón, riñones, nódulos linfáticos, músculo, mucosa oral, páncreas, próstata, intestino delgado, bazo, timo, útero/cérvix 48 2.10.6 Magnitudes operativas Debido a que las magnitudes de protección no pueden ser medidas directamente en los tejidos del cuerpo, el sistema de protección que propone la ICRP también incluye magnitudes operativas que pueden medirse y que proporcionan una estimación conservadora del valor de las magnitudes de protección, evitando tanto la subestimación como la excesiva sobrestimación. Las magnitudes operativas se basan en dosis puntuales determinadas en lugares definidos en maniquíes definidos. En su definición se incorpora el concepto del efecto que produce la presencia del cuerpo del receptor, es decir la persona expuesta, modificando el campo incidente en el punto de medición. A su vez para considerar el grado de penetración de la radiación, las magnitudes se especifican para determinadas profundidades en el cuerpo. 2.10.6.1 Equivalente de dosis ambiental El equivalente de dosis ambiental H*(d), es la magnitud operativa para el monitoreo de área, que relaciona al campo de radiación externo con la dosis efectiva. El H*(d) en un punto de interés en un campo de radiación real, es el equivalente de dosis que sería producido por el correspondiente campo expandido y alineado sobre una esfera de 30 cm de diámetro de tejido de densidad unitaria (esfera ICRU), a una profundidad d en el radio vector opuesto a la dirección del campo alineado. Un campo de radiación expandido y alineado es un campo de radiación idealizado que se expande conservando la fluencia y la distribución espectral y angular, y en el que la radiación está orientada adicionalmente en una sola dirección. 2.10.6.2 Equivalente de dosis personal El equivalente de dosis personal Hp(d), es la magnitud operativa para el monitoreo individual de la irradiación externa del personal. Se define como el equivalente de dosis en tejido muscular, a la profundidad apropiada d, bajo un punto especificado en la superficie del cuerpo. En todos los casos de aplicación de las magnitudes de equivalente de dosis, se debe indicar la profundidad d en mm a la que se refiera. Particularmente, para el control de la dosis efectiva, considerando órganos y tejidos profundos, se adopta d = 10 mm. 2.10.7 Límites de dosis individual A nivel mundial, organismos competentes en protección radiológica han establecido límites a la dosis efectiva y a la dosis equivalente en algunos órganos, recibidas por los individuos, para acotar y controlar los riesgos debidos a la exposición a las radiaciones ionizantes. Estos límites de dosis individual varían de acuerdo a cada país. En México, la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias y la Secretaria de Salud son los organismos competentes, 49 en establecer límites de dosis como parte del control de la exposición ocupacional y pública [Tabla 2-4]. Por otra parte, la ICRP desde su publicación 60, recomienda límites de dosis más restrictivos que los adoptados en México [Tabla 2-5] con apego a la filosofía ALARA que se sustenta en el “modelo lineal sin umbral”. Tabla 2-4 Límites de equivalente de dosis efectivo anual en México para POE y miembros del público basados en ICRP 26 [5] Límites de equivalente de dosis efectiva anual en México EFECTOS POE Público Trabajadoras embarazadas Estocásticos 50 mSv 5 mSv 15 mSv Deterministas 500 mSv 50 mSv Tabla 2-5 Límites de dosis efectiva anual propuestos en la publicación 60 de la ICRP para POE y miembros del público y que se mantienen vigentes actualmente en su publicación 103 [29]. Límites de dosis efectiva anual ICRP 103 EFECTOS POE Público Trabajadoras embarazadas Estocásticos 20 mSv* 1 mSv 1 mSv** Deterministas (piela, manos y pie) 500 mSv 50 mSva *20 mSv por año promedio sobre 5 años consecutivos, sin que se excedan 50 mSv por año. ** Aunado, la ICRP recomienda que una vez diagnosticado el embarazo, debe de asegurarse de que el feto no reciba una dosis mayor que 1 mSv durante el resto del embarazo, debido a la exposición ocupacional de la madre. 2.10.8 Medidas básicas de protección radiológica Como parte de la optimización de la protección radiológica en situaciones de exposición planificadas es necesario que se adopten las medidas adecuadas para que, ni el POE ni los miembros del público, reciban dosis superiores de los límites de dosis establecidos, y les permitan mantener niveles de dosis tan bajos como razonablemente sea alcanzable. A 50 continuación se enuncian las siguientes medidas básicas de la protección radiológica que sirven para reducir la dosis de radiación recibida por irradiación externa: Tiempo: Cuanto menos tiempo se encuentre expuesto a la fuente de radiación, menor será la dosis absorbida. Para controlar los riesgos por radiación también es necesario conocer la tasa a la cual se recibe la dosis (?̇?). ?̇? = 𝑑𝐷𝑑𝑡 Ec. 18 Por lo tanto, la dosis total recibida es igual a la tasa de dosis multiplicada por el tiempo de exposición (∆𝑇). Distancia: Cuanto más lejos se encuentre de la fuente de radiación, menor será la dosis absorbida. En una primera aproximación, suponiendo que se trata de una fuente puntual, la intensidad de la radiación obedece a la ley del inverso del cuadrado de las distancias, la cual está dada por la siguiente ecuación: 𝐼1 𝐼2⁄ = 𝑑22 𝑑12⁄ Ec. 19 donde 𝐼1 e 𝐼2 se refieren a la intensidad de radiación en la superficie 1 y en la superficie 2, 𝑑1 y 𝑑2 corresponden a la distancia entre la fuente emisora y la superficie 1 y la distancia entre la fuente emisora y la superficie 2. Blindaje: Interponiendo objetos entre la fuente de radiación y las personas, es posible reducir la intensidad de la radiación. La radiación, al atravesar el medio material interpuesto, obedece a la ley exponencial de atenuación. La decisión de usar blindaje, su tipo, su espesor, y su ubicación son función del tipo y energía de la radiación ionizante, de la intensidad y de la geometría de la fuente de radiación, de la tasa de exposición, entre otros. Señalización. Colocando letreros de señalización en las áreas donde se encuentre ubicada la fuente de radiación y donde exista riesgo de irradiación, se advertirá a las personas de la presencia de un campo de radiación y por lo tanto, de la necesidad de aplicar las 3 primeras medidas de protección radiológica. 51 52 3 PARÁMETROS DE CÁLCULO Y DISEÑO DE BLINDAJES EN RADIOTERAPIA Después del descubrimiento de los rayos X en 1895, rápidamente se reconocieron los peligros que se ocasionaba durante su uso, desde entonces el hombre ha empleado para su protección, materiales tales como el plomo y diversos metales pesados en forma de blindaje contra este tipo de radiación. Sin embargo, no fue hasta la década de 1920 que se comenzaron a desarrollar técnicas para calcular los espesores del blindaje necesario para protección y, a caracterizar los materiales de blindaje en términos de la capa hemirreductora a partir de factores exponenciales simples. Hoy en día, los órganos reguladores en el mundo consideran el diseño y el cálculo de blindajes como un requisito necesario para la concesión ya sea de permisos de construcción o de licencia de operación de instalaciones radiológicas. 3.1 Zonas controladas y no controladas En materia de protección radiológica una forma efectiva de tener un control de la exposición ocupacional y publica dentro de las instalaciones radiológicas, es clasificando áreas de trabajo en las que bajo condiciones laborales normales, incluyendo la ocurrencia de emergencias radiológicas, se requiera que el POE siga procedimientos de operación bien establecidos y que estén dirigidos a optimizar la protección radiológica, tanto de los pacientes como de sí mismo (zonas controladas), y áreas donde exista la vigilancia de las condiciones de exposición ocupacional y pública, pero en donde no sean necesarios procedimientos específicos (zonas no controladas). En el caso de instalaciones de radioterapia, las zonas controladas usualmente corresponden a áreas que se encuentran inmediatas a sitios donde se utiliza radiación ionizante, como son las salas de tratamiento y las áreas de control del LINAC u otras áreas donde se requiere controlar las condiciones de acceso, ocupación y de trabajo con fines de protección radiológica. Las zonas no controladas suelen ser los pasillos, salas de almacenamiento, jardines, salas de espera, salas de examinación, etc. 3.2 Barreras primarias y secundarias En una sala de tratamiento de radioterapia se producen 3 fuentes de radiación: directa o primaria, de fuga y dispersada. La radiación directa o primaria es la radiación emitida directamente desde el blanco de rayos X que se hace incidir sobre el paciente con propósitos médicos. Tiene como característica que es muy intensa y también altamente penetrante. La radiación de fuga es la radiación que se produce en el blanco de rayos X y que se transmite a través del cabezal del 53 LINAC. La radiación dispersada es la que se produce debido a la interacción de la radiación directa con el paciente o paredes de la sala. A estos dos tipos de radiación en conjunto, generalmente se les denomina radiación secundaria. A diferencia de la radiación directa, la radiación secundaria no tiene una dirección de incidencia específica sobre las paredes de la sala de tratamiento. Generalmente, la energía máxima de la radiación de fuga se considera igual a la del haz primario. Por otra parte, la radiación dispersada es menos penetrante que la radiación directa, debido al predominio del efecto Compton, y por tanto, su energía resulta una función del ángulo de dispersión. Ya que en general las radiaciones descritas anteriormente tienen diferentes calidades, las barreras se tienden a clasificar en primarias y secundarias. Una barrera primaria se refiere al blindaje sobre el cual puede incidir directamente, en un momento dado, el haz primario de radiación que se produce en el blanco de rayos X del LINAC. Una barrera secundaria se refiere al blindaje sobre el cual incide únicamente la radiación dispersada, ya sea por el paciente o por objetos que se encuentran en el trayecto del haz de radiación primario, y la radiación que se fuga a través del cabezal del LINAC. Cualquiera que sea el tipo de barrera a diseñar, éstas deben cumplir con proporcionar el nivel de protección adecuado a las personas que se encuentran en la zona bajo consideración (controlada o no controlada), y para ello, se debe evaluar que la razón del equivalente de dosis transmitido a través de la barrera (H*) y el objetivo de diseño de blindaje P, siempre debe ser menor o igual que 1. 3.3 Objetivo de diseño del blindaje (P) El objetivo de diseño de un blindaje (P) se refiere al nivel de equivalente de dosis ambiental (H*) que se utiliza para calcular y evaluar el espesor de los blindajes construidos para proteger al POE o miembros del público. El objetivo de diseño P, dependerá en gran medida de los límites de dosis efectiva anual, que se establecen en cada uno de los países. Sin embargo, el diseño del blindaje no resulta práctico si se basa directamente en dosis efectiva, debido a que dicha magnitud depende del espectro de energía de los fotones y neutrones, así como de la ubicación del individuo respecto a la fuente de radiación. El P es un valor basado en el equivalente de dosis ambiental, ya sea para una sola fuente o un conjunto de fuentes, que es evaluado en un punto de interés situado más allá del blindaje (punto de cálculo). Generalmente, los reportes de blindajes existentes asumen por convención, que los puntos de cálculo se deben situar a una distancia de 30 cm más allá de la barrera. En la Tabla 3-1 se muestran algunos de los límites de dosis efectiva para el diseño de blindajes y límites de dosis legales recomendados en distintos reportes de blindajes para radioterapia. 54 Tabla 3-1 Resumen de límites de dosis efectiva para el diseño de blindajes y límites de dosis legales recomendados en distintos reportes de blindajes para radioterapia. Límite de dosis IAEA USA Reino Unido Límite de dosis para exposición ocupacional 20 mSv por año promediado sobre 5 años consecutivos y 50 mSv en un solo año Límite anual implícito de 10 mSv, dosis acumulada de edad × 10 mSv, y 50 mSv en un solo año [9] 20 mSv en un año o 100 mSv en 5 años consecutivos y 50 mSv en un solo año [7] Límite de diseño para exposición ocupacional Fracción de 10 mSv anualmente [9] 6 mSv en un año IDR* es 7.5 µSv h-1 Límite de dosis para público 1 mSv en un año Con poca frecuencia, 5 mSv anualmente, y continuamente, 1 mSv anualmente [9] 1 mSv en un año Límite de diseño para áreas publicas 1 mSv anualmente 20 µSv en cualquier hora 0.3 mSv en un año IDR* <7.5 µSvh-1 TADR** < 0.5 µSvh-1 *IDR = Tasa de dosis instantánea (IDR, por sus siglas en inglés Instantaneous Dose Rate) **TADR = Tasa de dosis promediada en el tiempo (TADR, por sus siglas en inglés Averaged Dose Equivalent Rate) Particularmente, en el reporte NCRP 151 [13] se recomienda que para el diseño de nuevas instalaciones radiológicas, el límite de dosis efectiva (E) debe ser una fracción de 10 mSv año-1. Aunado, se recomienda que el POE en condición de embarazo, no debe estar expuesto a niveles de radiación que den como resultado una dosis equivalente mensual (HT) mayor que 0.5 mSv al embrión o feto. Para que se logren ambas recomendaciones, en dicho reporte se establece considerar un límite de dosis efectiva de 5 mSv año-1 y un P de 0.1 mSv semana-1 para zonas controladas. Además, se establece que si se utiliza P en conjunto con suposiciones conservadoramente seguras, se garantizará que los valores anuales de dosis efectiva tanto para áreas controladas y no contraladas, no se excederán. 55 A continuación se enlistan algunas de las medidas conservadoras que suponen en conjunto una medida de seguridad significativa para quien diseñe un blindaje de que el equivalente de dosis real transmitido a través del blindaje diseñado, basándose en su metodología propuesta será mucho menor que el objetivo de diseño de blindaje aplicable [13].  La atenuación de la radiación primaria en el paciente no se debe considerar para el diseño de barreras primarias. Típicamente, el paciente atenúa el haz primario en un 30% o más.  Para el cálculo de los espesores de blindajes, se debe considerar que la radiación incide perpendicularmente a la barrera. En el caso de que esto no se considere, el efecto puede variar en magnitud, pero el resultado siempre será una reducción en la transmisión de la radiación que incide oblicuamente, a través de la barrera.  Se debe considerar que la radiación de fuga del LINAC es igual al valor máximo recomendado por la Comisión Internacional de Electrotecnia (IEC) para LINAC de 0.1% de la transmisión del haz primario, aunque en la práctica la radiación de fuga es menor que ese valor.  Los factores de ocupación recomendados para zonas no controladas deben ser conservadoramente altos.  Se debe considerar que la radiación primaria y de radiación de fuga incide sobre la barrera con la energía máxima (MeV) del espectro de rayos X.  La distancia mínima desde el blindaje al lugar que será ocupado por una persona es 0.3 metros.  Cuando se supone el desarrollo de técnicas especiales de irradiación (como TBI) para el cálculo de blindajes, se recomienda el uso de factores seguros, como por ejemplo, multiplicar por 1.5 el equivalente de dosis resultante por neutrones y por radiación gamma a la entrada de puerta (Ver sección 4.13).  La regla de las dos fuentes (es decir, el procedimiento cuando más de una fuente de radiación se considera) esta se aplica cuando componentes de radiación separadas se combinan para obtener el espesor de la barrera. Esto ha demostrado ser una suposición prudente desde el momento en que se utiliza siempre la TVL y HVL de la radiación más penetrante. La regla de las dos fuentes es aún más conservadora cuando se aplica a LINAC de energía dual, aunque los haces de rayos X con dos distintas energías, en realidad no pueden ser utilizados simultáneamente. 3.4 Materiales de blindaje El blindaje para recintos de radioterapia debe tomar en cuenta tanto los fotones como los neutrones que se producen en su interior. Como se mencionó en el capítulo anterior, un blindaje adecuado para neutrones rápidos requiere de materiales con un alto contenido de hidrógeno para que puedan ser moderados, además que contengan boro o cadmio (por sus σabs altas) para que 56 los neutrones lentos sean absorbidos. Por otra parte, un blindaje adecuado para fotones requiere de materiales de número atómico y masa atómica alta. Frecuentemente, en las salas de radioterapia se utilizan blindajes mixtos para poder cumplir con el propósito de reducir el nivel de radiación debido a estas dos componentes de la radiación. Entre los principales materiales que se utilizan, en orden de frecuencia de uso, se tienen: concreto ordinario, concreto pesado, plomo, acero, polietileno o parafina, tierra, madera y agua [13,14]. La ubicación, forma y orden en que se colocan cada uno de estos materiales determinan el espesor requerido así como la efectividad del blindaje. Particularmente, el concreto es una mezcla de cemento, agua y agregado. La cantidad y tipo de agregado puede variar produciendo distintos tipos de concreto. El concreto “ordinario” puede variar en densidad (ρ) entre 2.09 y 2.50 g cm-3 [34]. El concreto ordinario atenúa eficientemente a los rayos X y a los neutrones (por su alto contenido de agua), además proporciona un buen sostén estructural de la instalación y es relativamente barato respecto a otros materiales de construcción. Sin embargo, el uso de concreto ordinario requiere de un mayor esfuerzo en relación al control de calidad del concreto y el vertido para evitar la posibilidad de que se produzcan huecos o grietas. Es importante que durante la fase de vertido, se realicen en el sitio pruebas de la densidad del concreto. En el caso de que la densidad (ρ) medida del concreto que se empleará en la construcción de los blindajes, resulte diferente a la densidad del concreto ordinario, se debe realizar un ajuste en el espesor (t) del blindaje basado en la proporción de las densidades, mediante la siguiente ecuación: 𝑡𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 = 𝑡𝑐𝑜𝑛𝑐𝑟𝑒𝑡𝑜 𝑥 𝜌𝑐𝑜𝑛𝑐𝑟𝑒𝑡𝑜 𝜌𝑚𝑎𝑡𝑒𝑟𝑖𝑎𝑙 Ec. 20 Numark y Kase han señalado que el empleo de la Ec. 20 para determinar el espesor del blindaje requerido de concreto pesado a partir de un espesor de concreto ordinario, resulta en una sobrestimación en un factor de 1 o 2 TVL. La sobrestimación del espesor de concreto se atribuye al Z promedio más grande para el concreto pesado comparado con el de concreto ordinario. Los autores recomiendan emplear datos de transmisión medidos para concretos pesados para el diseño de blindajes [15]. 3.5 Factores de carga de trabajo, de uso y de ocupación 3.5.1 Factor de carga de trabajo (W) La carga de trabajo se define como la integral en el tiempo de la tasa de dosis absorbida determinada en la profundidad de la dosis absorbida máxima (dmax), a 1 m del blanco de rayos X. El periodo de tiempo más común sobre el cual W se especifica, es una semana. Por lo tanto, las unidades de W son Gy semana-1 y la conversión para una carga de trabajo W2 a una distancia d2 diferente de 1 m está dada por la siguiente ecuación: 57 𝑊2 = 𝑊1 (1 𝑚)2 𝑑22⁄ Ec. 21 El valor de W usualmente se especifica como la dosis absorbida en tejido impartida por un haz de rayos X en el isocentro, en una semana y se determina para cada LINAC basado en su uso preconcebido. Usualmente W se estima a partir de realizar un supuesto, aproximado a la realidad, del número promedio de pacientes (o campos) que serán tratados en una semana y la dosis impartida por paciente (o campo). Los tratamientos que se realizan con LINAC modernos permiten el empleo de haces de rayos X de baja y de alta energía, así como haces de electrones de varias energías. De acuerdo con un estudio que realizaron Kleck et al en 4 departamentos de radioterapia (utilizando 10 LINAC duales y 3 LINAC de una sola energía), determinaron que los LINAC que producen haces de rayos X con sólo un potencial de aceleración (6 MV) no excedieron una W de 350 Gy semana-1 y que para los LINAC de energía dual, la W asociada al haz de rayos X de mayor energía, no supera 250 Gy semana-1 [15]. En el reporte NCRP 151 [13], se estipula que para LINAC de energía dual, el espesor del blindaje generalmente será determinado por la W estimada para el haz de mayor energía. Sin embargo, también refieren que en algunas situaciones para determinar el espesor de barrera necesario para ambos tipos de radiación primaria y secundaria, puede ser necesario considerar separadamente las W para cada calidad de haz. A menos que la instalación a diseñar sea de uso dedicado a aceleradores de electrones intraoperatorios, la carga de trabajo para electrones no se considera, debido a que su contribución en las barreras no es significativa, debido al corto alcance de los electrones [13]. 3.5.1.1 Efecto sobre la carga de trabajo debido a técnicas de irradiación especiales. En RT convencional la razón entre UM entregadas por el LINAC y la dosis impartida en dmax es cercana a la unidad, por esta razón es razonable considerar que W será equivalente a la dosis total del tratamiento. Sin embargo, esta suposición no es válida si se emplean otras técnicas de irradiación tales como TBI, IMRT, SRT y SBRT, donde la razón puede ser mucho mayor que 1 [35]. Por otra parte, los tratamientos con IMRT requieren que el LINAC entregue muchas más UM para impartir una dosis en el volumen blanco que en el caso de una RT convencional. Esta diferencia radica en que en RT convencional el volumen blanco que se trata es completamente irradiado con cada haz de radiación y, lo que pasa en IMRT es que cada uno de los sub-campos que se utilizan sólo irradia una parte de dicho volumen. Por lo tanto, con esta técnica de irradiación es la radiación de fuga del cabezal la que aumenta significativamente, y no la dosis 58 que imparte en el volumen blanco, debido a que ésta es comparable con la dosis que se imparte con RT convencional. En radiocirugía estereotáctica se imparte una dosis entre 15 y 20 Gy, pero en una sesión de tratamiento que dura generalmente cerca de una hora y media, por lo que la tasa de dosis es aproximadamente la misma que para una instalación de RT convencional. Con el fin de manejar el problema correspondiente del incremento de la radiación de fuga producida por efectuar tratamientos tales como IMRT y TBI, varios autores, entre ellos Rodgers [36] ha propuesto crear un factor de eficiencia de carga de trabajo C y desacoplar las cargas de trabajo para haces primarios y secundarios como se describe a continuación. 3.5.1.2 Carga de trabajo de radiación directa 𝑾𝒅𝒊𝒓 𝑾𝒅𝒊𝒓(CX) es la suma de las contribuciones de procedimientos o actividades, que producen la incidencia directa de la radiación de calidad CX (baja o alta energía) en alguna barrera primaria. La carga de trabajo directa recibe contribuciones de varias actividades: a) 𝑾𝒄𝒐𝒏𝒗, la impartición de tratamientos convencionales, rotaciones, CRT-3D, y otros; b) 𝑾𝑸𝑨, las actividades asociadas al control de calidad de tratamientos y dosimetría física (que pueden incluir calibraciones anuales y otras actividades de investigación en física), c) 𝑾𝑺𝑹𝑻, la impartición de tratamientos de radioterapia estereotáctica intracraneal y extracraneal; d) 𝑾𝑻𝑩𝑰, la contribución de dosis de tratamientos de irradiación corporal total en el isocentro; e) 𝑾𝑰𝑴𝑹𝑻, tratamientos de radioterapia de intensidad modulada. 𝑊𝑑𝑖𝑟(CX) = 𝑊𝑐𝑜𝑛𝑣(𝐶𝑋) + 𝑊𝑆𝑅𝑇(𝐶𝑋) + 𝑊𝑄𝐴(𝐶𝑋) + 𝑊𝑇𝐵𝐼(𝐶𝑋) + 𝑊𝐼𝑀𝑅𝑇(𝐶𝑋)= 𝑊𝑒𝑠𝑡𝑎𝑛𝑑𝑎𝑟(𝐶𝑋) + 𝑊𝑇𝐵𝐼(𝐶𝑋) + 𝑊𝐼𝑀𝑅𝑇(𝐶𝑋) Ec. 22 donde 𝑾𝒆𝒔𝒕𝒂𝒏𝒅𝒂𝒓 es la suma de las contribuciones directas (diferentes a TBI) que tienen similares tasa de producción de radiación primaria y secundaria. 3.5.1.3 Carga de trabajo de radiación de fuga 𝑾𝑳 𝑾𝑳(CX) es la carga de trabajo para la barrera secundaria por radiación de fuga de calidad primaria (CX). Se determina a partir de las UM totales impartidas por semana. Para convertir 𝑾𝑳(CX) a dosis a 1 m del blanco de rayos X es necesario la multiplicación de los siguientes dos factores: 1) el factor de conversión (que normalmente se toma como 1 cGy UM-1 para 𝑾𝒆𝒔𝒕𝒂𝒏𝒅𝒂𝒓), y 2) el factor de transmisión de radiación de fuga 𝐿0 especificado por el fabricante del acelerador. La modalidad de tratamiento que más contribuye a 𝑾𝑳(CX) por unidad de dosis en el isocentro, resulta ser IMRT, debido a que como ya se ha mencionado en 3.5.1.1 se requieren de muchas 59 más UM que en radioterapia convencional para impartir la misma unidad de dosis, entonces la radiación de fuga se incrementará significativamente. El factor C que multiplica a 𝑾𝑰𝑴𝑹𝑻(𝑪𝑿), no es otra cosa más que la razón de UM que se utilizan en un tratamiento IMRT respecto a las UM que se utilizan en un tratamiento convencional para impartir la misma unidad de dosis en el volumen blanco. El factor C va a depender de la técnica IMRT específica y del LINAC utilizado, y puede variar en un intervalo de 2 a más de 10 [30]. La carga de trabajo por radiación de fuga total, 𝑾𝑳(CX), está dada por: 𝑊𝐿(CX) = 𝑊𝑒𝑠𝑡𝑎𝑛𝑑𝑎𝑟(𝐶𝑋) + 𝑊𝑇𝐵𝐼(𝐶𝑋) + 𝑪 ∗ 𝑾𝑰𝑴𝑹𝑻(𝑪𝑿) Ec. 23 Es claro que si 𝑪 = 𝟏 𝒐 𝑾𝑰𝑴𝑹𝑻 = 𝟎, entonces 𝑾𝑳 = 𝑾𝒅𝒊𝒓 3.5.1.4 Carga de trabajo de radiación dispersada 𝑾𝒔𝒄𝒂 La carga de trabajo de radiación dispersada se determina por la dosis en el isocentro recibida por el paciente o un maniquí. 𝑾𝒔𝒄𝒂(CX) tiene contribuciones de 𝑊𝑒𝑠𝑡𝑎𝑛𝑑𝑎𝑟(𝐶𝑋) y 𝑊𝐼𝑀𝑅𝑇(𝐶𝑋), ya que la dispersión proveniente de 𝑊𝑇𝐵𝐼(𝐶𝑋) es despreciable. 𝑊𝑠𝑐𝑎(CX) = 𝑊𝑒𝑠𝑡𝑎𝑛𝑑𝑎𝑟(𝐶𝑋) + 𝑊𝐼𝑀𝑅𝑇(𝐶𝑋) ≤ 𝑊𝑑𝑖𝑟𝑒𝑐𝑡𝑎(𝐶𝑋) Ec. 24 Como un procedimiento simple y conservador, se puede considerar que 𝑾𝒔𝒄𝒂(CX) ≈ 𝑾𝒅𝒊𝒓𝒆𝒄𝒕𝒂(𝑪𝑿) (lo que es exacto cuando 𝑾𝑻𝑩𝑰(𝑪𝑿) = 𝟎). 3.5.2 Factor de uso (U) Se refiere a la fracción de tiempo durante la cual el haz de radiación bajo consideración se dirige a una barrera en particular. Un factor de uso, U, para una orientación particular, G, es la fracción de la carga de trabajo cuando el gantry está orientado en el ángulo G (o un intervalo angular con valor promedio G). Por lo tanto, los valores que tome U dependerán del tipo de instalación a diseñar. Por ejemplo, en una instalación convencional con un haz de radiación que gira alrededor de un isocentro, por lo general, el giro del gantry tiene una distribución simétrica, predominantemente en los cuatro ángulos primarios (0°, 90°, 180° y 270°), por lo que se suele otorgar un valor de U = 0.25 para cada uno de los ángulos de rotación del gantry. Sin embargo, si una instalación se utiliza para irradiación corporal total (TBI), el factor de uso será mayor en la dirección en que se imparten los tratamientos de TBI y menor para otras paredes. Las instalaciones que realizan un gran número de tratamientos de mama, tangenciales, tendrán factores de uso significativos para ángulos oblicuos de las salas de tratamiento. 60 En la Tabla 3-2 se presentan valores de U que se recomiendan en el reporte NCRP 151 [13] en caso que se desconozca la simetría de rotación del gantry. Tabla 3-2 Factores de uso recomendados en NCRP 151 para dos diferentes distribuciones de angulación del gantry [13] Rotación del gantry cada 45 º Factor de uso (U) recomendado Rotación del gantry cada 90 º Factor de uso (U) recomendado 0º (hacia el piso) 0.256 0º (hacia el piso) 0.31 45 y 315 º 0.058 90 y 270 º 0.159 90 y 270 º 0.213 135 y 225 º 0.04 180 º (hacia el techo) 0.23 180 º (hacia el techo) 0.263 3.5.2.1 Factor de uso para radiación directa Para la carga directa un factor de uso aplicado a la orientación del gantry GK se denota como Udir (CX, Gk). La suma de todos los factores de uso debe ser igual a 1. La contribución de procedimientos TBI a la carga directa puede significativamente aumentar el factor de uso directo para la orientación de la pared diseñada. 3.5.2.2 Factor de uso para radiación de fuga El factor de uso para la fuga cuando el gantry tiene la orientación Gk, es UL (CX, Gk) e igual a la fracción de WL (CX) cuando el gantry está orientado en esa dirección. Debe prestarse especial atención a las orientaciones del gantry para los procedimientos TBI, que pueden alterar significativamente la distribución de UL (CX, Gk). 3.5.2.3 Factor de uso para radiación dispersada El factor de uso para radiación dispersa cuando el gantry tiene orientación, Gk, es Usca (CX, Gk) el cual es la fracción de Wsca (CX) cuando el gantry está orientado en un ángulo Gk. Si WTBI (CX)=0, entonces Usca (CX, Gk) = Udir (CX, Gk). 61 3.5.3 Factor de ocupación (T) Se refiere a la fracción de tiempo promedio que el individuo, que puede resultar más expuesto, estará presente en una determinada zona mientras el haz de radiación se esté emitiendo. Suponiendo que el uso del LINAC se propaga de manera relativamente uniforme a lo largo de la semana de trabajo, el factor de ocupación es la fracción de las horas de trabajo en la semana que este individuo ocuparía la zona, promediado durante el año. Al factor de ocupación para las zonas controladas por lo general, se le asigna un valor de uno. En algunos casos, en alguna clínica se puede planificar operar el LINAC más de 40 horas por semana laboral. En este caso, el factor de ocupación se determinará por la relación entre el tiempo promedio que el individuo mayormente expuesto estará presente y el tiempo promedio total que el equipo se utiliza durante la semana. Generalmente, el período promedio durante el cual se calcula T es de 1 año. Los factores de ocupación deben ser determinados por el experto cualificado, no obstante, en los reportes 151 de NCRP [13] y SRS 47 [7] se recomiendan valores para este factor conservadoramente seguros (Tabla 3-3). Tabla 3-3 Diferentes factores de ocupación propuestos en protocolos de diseño de blindajes [7]. Ubicación NCRP 151 IPEM 2000 Sitios de ocupación completa: oficinas administrativas, salas de planeación de tratamiento, salas de control de tratamiento, estación de enfermeras, áreas de recepción, salas de espera de atención, espacio ocupado en las cercanías de la construcción 1 1 Salas de tratamiento adyacentes, salas de examinación de pacientes adyacentes a la sala de tratamiento de radioterapia 1/2 1/2 Pasillos, salones de empleados, sanitarios para personal 1/5 1/5 Puerta de la sala de tratamiento 1/8 - Sanitarios públicos, almacenes, áreas al aire libre con asientos, salas de espera desatendidas, áreas de pacientes, áticos, armarios de conserjería 1/20 1/10 Áreas exteriores donde transitan peatones o exista tráfico vehicular, estacionamientos, descenso vehicular, escaleras y elevadores 1/40 1/20 62 3.6 Tasa de dosis instantánea (IDR) y tasa de dosis promedio en el tiempo (TADR) Al diseñar barreras de blindaje contra la radiación frecuentemente se tiende a considerar que W será distribuida uniformemente en todo el año y por tanto, es razonable que el diseño de una barrera cumpla con un valor semanal igual a la quincuagésima parte del límite de dosis anual [7]. Algunos países en el mundo toman en cuenta límites de tasa de dosis instantánea para basar el diseño de instalaciones de radioterapia. La tasa de dosis instantánea (IDR, por sus siglas en inglés) no es más que la lectura directa, que se mide con un monitor de radiación en la modalidad de tasa, de alguna magnitud dosimétrica escalada a un intervalo más corto de tiempo, por ejemplo mSv h-1, a 30 cm de la barrera. El cálculo de IDR esperado en el lado exterior de una barrera resulta útil cuando se quiere hacer la comparación con la medición directa después de que la instalación se ha construido y el LINAC se ha instalado. Sin embargo, si se basa exclusivamente el diseño del blindaje en esta magnitud puede resultar en un requerimiento significativamente mayor de blindaje. Particularmente, esta magnitud no reflejará las condiciones reales de operación así como el ambiente de radiación de la instalación que alberga un LINAC que es operado a una tasa de dosis de salida máxima. Por lo tanto, IDR no se considera apropiada y puede ser incompatible con el principio ALARA. Los reportes NCRP 151 [13] y SRS 47 [7] recomiendan que es más conveniente considerar los factores W y U junto con la IDR cuando se evalúa la idoneidad de un blindaje. Para este propósito cada organismo, define el concepto de tasa de equivalente de dosis promedio en el tiempo (TADR, por sus siglas en inglés). TADR es la tasa de equivalente de dosis promedio sobre un intervalo de tiempo específico o periodo de operación (usualmente, una semana o una hora). TADR es proporcional a la tasa de dosis a la salida (DR0) del LINAC y depende de los valores de W y U. 3.6.1 TADR semanal La tasa de equivalente de dosis promedio semanal (𝑅𝑤) es la TADR en un lugar específico promediado sobre una semana de 40 horas laborales. Para barreras primarias esto se expresa mediante la ecuación: 𝑅𝑤 = 𝐼𝐷𝑅 𝑥 𝑊𝑝𝑟𝑖𝑚𝑈𝑝𝑟𝑖𝑚𝐷𝑅0 Ec. 25 donde IDR se mide a 30 cm más allá de la barrera en Sv h-1 cuando el LINAC tiene una tasa de dosis de salida DR0 en isocentro (Gy h-1), 𝑊𝑝𝑟𝑖𝑚 es la carga de trabajo semanal de la barrera primaria y 𝑈𝑝𝑟𝑖𝑚 es el factor de uso para la barrera en cuestión. 63 Para barreras secundarias, 𝑅𝑤 tiene contribuciones tanto de radiación dispersada por el paciente como radiación de fuga proveniente del cabezal del acelerador, como se muestra en las ecuaciones: 𝑅𝑊 = 𝐼𝐷𝑅𝐿 𝑥 𝑊𝐿𝐷𝑅0 + 𝐼𝐷𝑅𝑠𝑐𝑎 𝑥 𝑊𝑠𝑐𝑎𝑈𝑠𝑐𝑎𝐷𝑅0 Ec. 26 𝐼𝐷𝑅𝑇𝑜𝑡𝑎𝑙 = 𝐼𝐷𝑅𝑠𝑐𝑎 + 𝐼𝐷𝑅𝐿 Ec. 27 Donde 𝐼𝐷𝑅𝐿 es la tasa de equivalente de dosis medida en el punto ubicado 30 cm más allá de la barrera secundaria y en la ausencia de un maniquí en el isocentro, 𝐼𝐷𝑅𝑇𝑜𝑡𝑎𝑙 es la tasa de equivalente de dosis medida en el mismo punto en la presencia de un maniquí y 𝐼𝐷𝑅𝑠𝑐𝑎 la tasa de equivalente de dosis en el mismo punto debido a la radiación dispersada por el paciente. El equivalente de dosis a un individuo en el lugar donde se aplica 𝑅𝑊 debe multiplicarse por el factor de ocupación (T) de la zona, para obtener un valor del equivalente de dosis (𝐻 = 𝑅𝑊 𝑇) que sirve para ser comparado con el objetivo de diseño de blindaje (P) y determinar si la barrera en cuestión es adecuada [13]. 3.6.2 TADR en cualquier hora La tasa de equivalente de dosis en cualquier hora (𝑅ℎ) se deriva del número máximo de tratamientos a pacientes que posiblemente se podrían realizar en cualquier hora (𝑁𝑚𝑎𝑥) cuando se consideran los tiempos que toma realizar los procedimientos habituales (posicionamiento del paciente, alineación de campos y encendido del haz de radiación, etc.) para impartir un tratamiento. 𝑅ℎ = (𝑁𝑚𝑎𝑥𝑁ℎ̅̅̅̅ ) 𝑥 𝑅𝑊40 = ( 𝑀40) 𝑅𝑊 Ec. 28 donde 𝑁ℎ̅̅̅̅ es el número promedio de tratamientos a pacientes por hora, se calcula dividiendo la carga de trabajo semanal entre el producto de la dosis absorbida promedio en el isocentro por tratamiento de paciente y 40 horas laborales a la semana, 𝑀 = 𝑁𝑚𝑎𝑥 𝑁ℎ̅̅̅̅ ⁄ , M ≥ 1. Cabe señalar que 𝑅ℎ no es propiamente un límite en el diseño de blindajes, sino más bien, como algunos países lo establecen en sus regulaciones en materia de protección radiológica, es un requisito adicional que debe cumplir el diseño del blindaje para zonas no controladas. 64 3.7 Detalles estructurales de una instalación de radioterapia 3.7.1 Ubicación Comúnmente una instalación de radioterapia se ubica en la periferia de los hospitales para evitar que se susciten problemas concernientes con la protección radiológica en áreas colindantes de alta ocupación. Así también, frecuentemente se construyen bajo el nivel del suelo, ya que puede resultar en una opción más económica, al reducir los costos de blindaje requeridos para las paredes exteriores, pero esta opción siempre debe ser sopesada contra los gastos que pueden implicar la excavación, el sellado hermético, y la facilidad del acceso al lugar. Para salas de tratamiento de radioterapia en o por encima del suelo, las paredes exteriores casi siempre requieren blindaje. No obstante, los costos de la construcción pueden pasar a ser menos importantes, ante las necesidades que se deben cubrir para lograr que la instalación sea funcional y segura para las personas que aloja, como por ejemplo que las instalaciones auxiliares estén cercanas, que los pacientes hospitalizados y ambulatorios puedan tener acceso fácil a éstas, y que los servicios radiológicos a los que los pacientes deben ser sometidos antes de su tratamiento estén al alcance [8,9]. Además, la ubicación debe considerar varios factores como son la eficiencia operativa, el costo inicial, así como la provisión para el aumento de la carga de trabajo o necesidades futuras [7-9] 3.7.2 Previsión para necesidades futuras Si se planteara la necesidad de ampliar el espacio de una sala de tratamiento de radioterapia que se encuentra en un piso superior hacia una sala adyacente, esto podría ser imposible; en cambio, si la ampliación se requiriera en una instalación subterránea esta opción podría ser factible, a pesar de que se requeriría de la excavación adicional, y posiblemente la reubicación de alcantarillado y otros servicios. Debido a este tipo de situaciones, es necesario que al diseñar una sala de radioterapia se prevean alteraciones futuras que permitan proporcionar espacios adicionales desde un inicio o la futura ampliación de salas para situaciones en las que se requiera sustituir un equipo por otro que sea de mayor tamaño, mayor energía, y que genere una mayor carga de trabajo [9]. Así también, es necesario que se prevean las necesidades futuras en cuanto a los servicios adicionales (por ejemplo, electricidad, agua, vacío, oxígeno) durante la planificación inicial de la instalación. 3.7.3 Tamaño de la sala de tratamiento El tamaño deseable de una sala de tratamiento depende del tipo de LINAC y el tipo de tratamientos que se pretenden realizar, ya que por ejemplo, las necesidades de espacio para impartir tratamientos de radioterapia convencional no serán las mismas que para tratamientos TBI, para TBI se requiere que la distancia hacia una pared sea suficientemente grande para irradiar totalmente al paciente a diferencia de RT. 65 Los manuales de preinstalación del LINAC deben proporcionar las dimensiones mínimas de la sala (longitud, ancho y altura) así como los requisitos específicos que se deben de cumplir para lograr la transportación e instalación del equipo, debido a que este tipo de información será determinante en la ubicación de las barreras, la altura del techo y el ancho y largo del laberinto. 3.7.4 Área de control de tratamiento El área de control donde el POE opera el LINAC debe estar cercana a la entrada de la sala de tratamiento de tal forma que los operadores puedan observar la entrada. La consola de control debe estar situada afuera de la sala de tratamiento y más allá de una barrera secundaria. El área de control debe ser lo suficientemente grande como para acomodar la consola de control del LINAC y el equipo asociado. 3.7.5 Disposición del LINAC dentro de la sala de tratamiento Un LINAC puede ser situado dentro de una sala de tratamiento considerando las siguientes tres orientaciones posibles: 1) con el plano de rotación del gantry paralelo al laberinto; 2) con el plano de rotación del gantry ortogonal al laberinto; 3) con el plano de rotación del gantry en algún ángulo con respecto a las paredes, distinta de 0° o de 90° y por lo general 45°. Las primeras dos posibilidades de orientación se muestran en la Figura 18. La designación de barreras primarias y secundarias de la sala de tratamiento se hace de acuerdo con la disposición del LINAC. En particular, se debe tener precaución en el diseño de la barrera primaria cuando se coloca un LINAC con su eje de rotación de gantry a 45° respecto a las paredes de la sala, debido a que los fotones que viajan a lo largo de los dos bordes diagonales opuestos del haz atraviesan el blindaje en diferentes ángulos Por lo tanto, la posición a lo largo del exterior de la pared blindada en el que los dos bordes del haz primario inciden en la barrera puede ser bastante asimétrico con respecto al eje central del haz. Figura 18 Disposición de LINAC dentro de una sala de tratamiento de radioterapia [13]. 66 3.7.6 Acceso a la sala de tratamiento Una de las decisiones que deben tomarse al diseñar una sala de tratamiento es si se debe utilizar un laberinto o una puerta blindada directa para tener acceso a ésta. Cualquiera que sea el caso, el uso de una puerta para poder ingresar a la sala será indispensable, pero las características de cada puerta serán completamente distintas según el diseño de la sala. En general, el espesor de la puerta dependerá de la energía de la radiación, de las características físicas del laberinto, de la carga de trabajo semanal, y de la orientación del haz de radiación. Figura 19 Diseños alternativos de salas de tratamiento utilizando laberintos largos y cortos y con o sin puertas. Las barreras primarias (P) y secundarias (S) se marcan. Así también, se muestra la proyección del haz primario sobre las barreras y la trayectoria de la radiación dispersada que alcanza la puerta de la sala. En la Figura 19 se muestran 4 diseños alternativos de salas de tratamiento con laberintos largos, cortos y/o puertas directas. Sin embargo, en un estudio que realizó Barish [37] se propone una distribución alternativa a las mostradas, de una sala de tratamiento de radioterapia con laberinto corto, que intenta reducir el equivalente de dosis a la entrada del laberinto. 3.7.7 Laberintos y puertas de laberintos Los reportes de blindajes de radioterapia existentes consideran que los laberintos son una parte importante en el diseño de una sala de tratamiento de radioterapia. Los laberintos son un acceso de entrada a la sala y un medio por el cual las radiaciones, que logran entrar en este, reducen su energía y fluencia a través de las múltiples dispersiones que sufren cuando chocan en las paredes. Debido a que existen grandes diferencias en los tipos de radiación secundaria y fluencias que se producen con LINAC de baja energía y de alta energía, el diseño del laberinto va a depender del tipo de LINAC que se pretenda albergar y de su disposición dentro de la sala de tratamiento. El 67 diseño adecuado de un laberinto tiene por objeto reducir el nivel de dosis de radiación (fotones y neutrones) en la puerta de la sala de tratamiento. Idealmente, los laberintos deben de ser tan largos y estrechos como sea posible. El ancho de un laberinto debe estar determinado por las dimensiones del LINAC que será transportado a través de este y, por el espacio requerido para desplazar en cualquier dirección las camillas que se utilizan para trasladar a los pacientes (manteniendo suficiente espacio para que una persona pueda ir a un lado de la camilla). De acuerdo al numeral 5.2.6 de la NOM-002-SSA3-2007 México [3] el ancho mínimo tanto para puertas como laberintos debe ser de 1.20 m. Entre las ventajas que suponen los laberintos es que son una opción efectiva para reducir en gran medida el blindaje de la puerta de la sala de tratamiento. Por ejemplo, si un laberinto es lo suficientemente largo y cuenta con trayectorias en curva, es posible que no se requiera de una puerta blindada a la entrada de la sala. Además, los laberintos sirven como una ruta para colocar los ductos de ventilación y conductos eléctricos sin comprometer el blindaje. La desventaja que imponen los laberintos es que los requisitos de espacio son mayores y proporcionan un acceso menos conveniente para el personal. Si se desea reducir la longitud del laberinto y por tanto el nivel de dosis en la puerta de la sala de tratamiento, una opción alternativa que es efectiva, es colocar algún material absorbente de neutrones térmicos (p. ej. boro o polietileno) en forma de placas al interior del laberinto [38] o una puerta adicional en la entrada interna del laberinto [13,15, 27]. Por lo general, las puertas convencionales de las salas de radioterapia que albergan LINAC de altas energías consisten de un blindaje laminado compuesto de acero, plomo y BPE (usualmente 5% de boro por peso de polietileno) debido a la contribución predominante de neutrones y de radiación gamma por captura de neutrones que se producen en el laberinto. De acuerdo a un estudio que se realizó mediante simulación computacional para encontrar la proporción óptima del contenido de boro en un blindaje para minimizar la dosis de neutrones en la puerta de un recinto de radioterapia, se encontró que un bajo contenido de boro aumenta el flujo de neutrones térmicos, y por lo tanto la radiación gamma por captura, mientras que un alto contenido de boro disminuye relativamente la cantidad de hidrógeno en el material blindante, con lo cual aumenta el flujo de neutrones rápidos [39]. En dicho estudio se concluyó que el rango óptimo de contenido de boro, está entre el 4% y el 7%, refiriendo que sus resultados coinciden con los publicados en la literatura. Cabe destacar que los materiales boratados reducen la dosis de radiación gamma por captura de neutrones en mayor grado que el polietileno y el concreto, debido a que la energía promedio de los rayos γ producidos (0.498 MeV) es mucho menor que para polietileno (~2 MeV) y para concreto (~3 MeV) (NCRP 1984). Un error frecuente en el que se incurre al diseñar una instalación con LINAC de 10 MV es ignorar la contribución de neutrones debido a la pequeña sección eficaz para fotoneutrones. No obstante, McGinley ha determinado 3 casos en los que los neutrones pueden ser significativos bajo estos 68 potenciales de aceleración: 1) cuando las barreras primarias contienen plomo, 2) cuando las puertas directas son de plomo y 3) cuando las salas de tratamiento tienen laberintos cortos [15]. 3.7.8 Puertas directas Generalmente, la elección de colocar una puerta directa en una sala de tratamiento se hace por cuestiones de limitación de espacio. Este tipo de puertas deben tener un blindaje equivalente al de las barreras secundarias adyacentes. Sin embargo, una de las principales desventajas que suponen las puertas directas es que el blindaje suele ser muy pesado (del orden de 8-10 toneladas) y caro, especialmente para LINAC con potenciales de aceleración ≥ 15 MV, ya que el blindaje requerido contra la componente de neutrones y de radiación gamma se hace más significativo. Un problema común que se presenta con este tipo de puertas es la transmisión al exterior del recinto de la radiación de fuga de fotones y neutrones, cuando no hay un traslape adecuado entre la barrera y la puerta. Las maneras más efectivas de resolver el problema son las siguientes: 1) haciendo que el traslape de la puerta con la pared sea más grande, y 2) haciendo un tope de puerta blindado como se muestra en la Figura 20 y aunado a estas dos maneras, añadiendo en la superficie de la barrera secundaria tanto Pb como BPE (la disposición más efectiva es colocando al Pb al interior de las sala y el BPE en el exterior). Otra posibilidad de resolver el problema puede ser haciendo que la puerta sea más amplia, sin embargo esta opción es menos deseable debido a que el peso de la puerta puede aumentar considerablemente, creando otros problemas a resolver que tienen que ver con el accionamiento mecánico y el modo de apertura de la puerta, sin dejar a un lado los gastos implicados [13]. Como se puede observar en el diseño que se muestra en la Figura 20, únicamente es posible proteger la pequeña brecha que existe entre la puerta y la jamba de la puerta con un tope blindado, por esta razón debe ser importante que el modo en que se coloque la puerta sea de tal manera que la radiación de fuga directa que proviene del LINAC incida exclusivamente en el lado en que se vaya a colocar el tope. Figura 20 Diseño óptimo del blindaje requerido para puertas directas propuestos por McGinley desde una vista superior de la sala de tratamiento de radioterapia. [13]. 69 Varios de los problemas prácticos que se plantean con estos enfoques son revisados por McGinley [15] y deben ser considerados en detalle antes de que se complete el diseño de la puerta. Aunado a esto, McGinley en una publicación de la AAPM [40] propuso un diseño óptimo de una sala de tratamiento con puertas directas (Figura 21), así como también un método para el cálculo de blindaje de la puerta. Debido a que la complejidad de este tipo de puertas es tan grande y las consecuencias de los errores son tan importantes, sólo deben ser diseñadas por personas con experiencia significativa [7,13]. Figura 21 Diseño óptimo de una sala de tratamiento que emplea una puerta directa blindada [13,15]. 3.7.8.1 Contribución de la radiación gamma en el blindaje de puertas directas Debido a que no existen medidas conocidas de la intensidad de radiación gamma por captura de neutrones al interior de una sala de radioterapia con puerta directa y los cálculos se hacen bajo las mejores estimaciones, McGinley y Miner han propuesto que una forma conservadora con enfoque seguro para el cálculo del blindaje de la puerta (espesor de plomo) se haga considerando únicamente la radiación de fuga y después añadiendo 1 HVL [13]. Esta medida no tiene que aplicarse para barreras secundarias de concreto ya que el blindaje de concreto para radiación gamma será conservadoramente seguro si se supone que esta radiación producida tiene energía de 7.2 MeV, lo que implica que una TVL en concreto ~ 38 cm, es similar a la TVL para radiación de fuga de rayos X. Por lo tanto, la protección adecuada que va a proporcionar la barrera en un caso, también es adecuada para el otro. 70 3.7.9 Juntas y deflectores de radiación Los blindajes hechos con bloque sólido (o ladrillo) deben tener mortero (sin huecos) de al menos la misma densidad que el bloque. Las juntas deben estar construidas de manera que la protección general de la barrera no se vea afectada. Las barreras de acero y plomo tienen que extenderse a las barreras adyacentes de concreto con el fin de atenuar la radiación dispersada en el concreto. Por otra parte, las hendiduras en las barreras para puertas, ventanas, conductos de ventilación, conductos, tuberías, etc. pueden requerir deflectores de radiación para asegurar que se mantenga el grado necesario de protección que proporcionaba la barrera al exterior, evitando que existan fugas de radiación de fotones y neutrones. Siempre que sea posible, las hendiduras deben estar ubicadas en barreras secundarias para que el espesor de material que se necesite compensar debido al material desplazado, sea menor. El diseño de los deflectores (Ver Figura 22) dependerá de una serie de factores como son la energía de la radiación, la orientación y el tamaño del campo del haz primario, el tamaño y la ubicación de la abertura en la barrera, la relación geométrica entre la fuente de radiación y la apertura y la relación geométrica entre la apertura y personas, materiales o instrumentos a proteger [10,13]. Generalmente, los deflectores de fotones contienen plomo debido a que la cantidad de dispersión en este material es inferior a la cantidad que se genera con materiales más ligeros y porque también la radiación dispersada se atenúa más fácilmente. Así también, pueden utilizarse deflectores con blindajes mixtos de plomo y BPE para evitar la fuga de fotones y neutrones de la sala de tratamiento. En el caso de que se realicen hendiduras para cajas de servicio, conductos, etc. incrustadas en barreras de concreto, éstas pueden requerir un espesor equivalente en plomo que compense el espesor del concreto desplazado. La equivalencia de Pb y concreto dependerá de la energía de la radiación y puede ser obtenido a partir de la relación de las TVL (Sección 3.4). El blindaje debe abarcar no sólo la parte posterior de las cajas de servicio, sino también los lados, o se deben ampliar lo suficiente como para ofrecer una protección equivalente. Figura 22 Deflector de Pb en ducto para evitar la transmisión de la radiación [13]. 71 3.7.10 Conductos en barreras El diseño de conductos debe contemplar características específicas con el propósito de no quebrantar el grado de protección que proporcionan las barreras primarias y/o secundarias. La principal característica que debe contemplarse en su diseño tiene que ver con la ubicación de estos. Los reportes existentes en blindajes de radioterapia establecen que ningún conducto debe de atravesar una barrera primaria. Sólo en el caso en que se tenga que hacer una abertura con un área menor que 30 cm2, por ejemplo, para colocar los láseres que se utilizan para posicionar al paciente, el blindaje removido deberá ser sustituido por un material de alta densidad, de tal forma que proporcione el mismo grado de protección que originalmente [7]. Otra característica importante es que los conductos deben estar orientados correctamente para garantizar que: 1) la menor cantidad de concreto se desplaza por el conducto en la dirección del haz de radiación, y 2) la radiación directa que pasa a través de la abertura se minimiza (Ver Figura 23). Los conductos pueden salir de la sala con un ángulo diferente a 90° con respecto a la pared, manteniendo una trayectoria corta o pueden estar escalonados a través de la pared. 3.7.11 Conductos de calefacción, ventilación, aire acondicionado y alta tensión Debido a su gran sección transversal, es importante que los conductos de aire acondicionado y de alta tensión estén colocados de tal manera que se requiera la menor cantidad de blindaje compensatorio. Esto dependerá de la energía más alta disponible en el LINAC así como de la geometría del diseño. Para el caso en el que los conductos pasen a través de las paredes, es importante que los conductos se coloquen lo más alto posible para reducir la cantidad de radiación dispersa hacia abajo y, por lo tanto, para reducir al mínimo la exposición del personal fuera de la sala. En el reporte NCRP 151 [13] se encuentran descritas diversas maneras en que el diseño de conductos debe ser aprovechado para: 1) salas con laberintos, 2) salas sin laberintos, y 3) los conductos que pasan por el techo. Figura 23 Penetración de conducto con la menor cantidad de concreto desplazado a través del trayecto de la radiación primaria [13]. 72 3.8 Consideraciones especiales para los blindajes en radioterapia 3.8.1 Barreras laminadas Las razones principales por las que ocasionalmente, se debe emplear un blindaje laminado (placas de metal, comúnmente de plomo y acero) como barrera primaria en una sala de tratamiento que alberga un LINAC que opera con potenciales de aceleración altos son: 1) el espacio para la barrera es limitado o 2) la sala que albergaba un LINAC de baja energía se debe modificar por el reemplazo de un LINAC de mayor energía. Sin embargo, el diseño y el cálculo del blindaje laminado no resultan tan triviales como en el caso de un blindaje homogéneo de concreto, ya que se deben tomar en cuenta otras consideraciones como lo son la nueva contribución de neutrones y de radiación gamma que se produce en las placas metálicas, y el peso que supone este tipo de blindaje. Cuando un haz de radiación incide sobre una barrera laminada con concreto hacia el interior de la sala y plomo al exterior, los neutrones directos que se fugan del cabezal del LINAC reducen su intensidad como el inverso del cuadrado de la distancia y a la atenuación que proporciona la porción de concreto del blindaje. Sin embargo, el haz de fotones producirá fotoneutrones en el blindaje metálico, que en este caso no serán atenuados por el concreto y por tanto, emergerán del blindaje. Debido a que la placa de Pb actúa como una fuente de neutrones, la disminución de la intensidad de éstos con la distancia se da a una tasa menor que la disminución de la intensidad de los neutrones que provienen del cabezal del LINAC [15]. 3.8.2 Radiación dispersada en la atmosfera (Skyshine) Cuando se decide diseñar el techo de una sala de radioterapia con poco blindaje, es necesario considerar que se produce un fenómeno conocido como brillo en el cielo (skyshine, en inglés), el cual consiste en la dispersión del haz primario con la atmósfera que está encima del techo de la sala. El skyshine resulta un problema de protección radiológica ya que la radiación dispersada puede alcanzar el nivel del suelo en los alrededores de la sala de tratamiento. Este problema, poco abordado y comprendido, debe ser considerado y evaluado cuando se diseñan y construyen salas de radioterapia en un lugar donde por ejemplo, existen edificios o áreas de alta ocupación en los alrededores. Para evaluar el skyshine de fotones, se debe de asegurar que las condiciones de irradiación son aquellas que producirán el máximo skyshine de fotones, es decir, mantener el haz dirigido verticalmente hacia arriba y el colimador abierto al máximo tamaño (40∙40 cm2 en el isocentro). El equivalente de dosis por fotones se debe medir fuera de la sala a 1 m por encima del suelo. Análogamente, para la evaluación de skyshine de neutrones, se debe asegurar que las condiciones de irradiación son aquellas que producirán el máximo skyshine de neutrones, cerrando los colimadores y posicionando el cabezal del acelerador a la distancia mínima del techo (Ver Figura 35). 73 McGinley determinó [15] que la radiación de fotones aumenta con la distancia más allá de la barrera hasta alcanzar un máximo a una distancia que es aproximadamente igual a la altura de la barrera, después de ese punto el nivel de radiación de fotones se reduce con la distancia de forma casi lineal. 3.8.3 Radiación dispersada lateralmente Cuando se diseña una instalación con poco blindaje en el techo y ésta se encuentra rodeada de edificios (con varios pisos), se debe tener en cuenta que la radiación que pase a través del blindaje puede ser dispersada lateralmente hacia los edificios adyacentes (Figura 24). Figura 24 Geometría del haz de radiación incidente y dispersado lateralmente hacia los edificios de varios pisos [13,41]. Zavgorodni [41] propuso un método para calcular la dosis debido a este fenómeno, ya que ha demostrado que los fotones dispersados predominan sobre la radiación de fuga y el skyshine, y que tienen una dependencia angular. Así también, Soppe et al. [42] han propuesto un método para determinar el ángulo crítico para el cual se obtiene el equivalente de dosis máximo en edificios de múltiples pisos adyacentes a una sala de tratamiento de radioterapia. 3.8.4 Radiación de brillo a nivel del suelo (Groundshine) Otro fenómeno físico que se debe considerar en el diseño de una sala de tratamiento que cuenta con barreras laminadas delgadas, es la radiación de brillo a nivel de suelo, denominado en inglés como groundshine. Este fenómeno ocurre cuando se hace incidir un haz de fotones en la zona donde se une el suelo y una pared primaria laminada, el haz de radiación es capaz de penetrar la losa de concreto del piso cuando no cuenta con un blindaje adecuado para este tipo de radiación. Este problema no se reconoce para los neutrones debido a que estos generalmente son atenuados adecuadamente por el concreto que conforma el piso. Para corregir este problema, generalmente se debe optar por añadir una placa de plomo (líneas discontinuas en la Figura 25) debajo de la 74 pared, que se puede extender en el suelo. Las barreras compuestas por láminas delgadas de plomo-concreto también pueden presentar este problema. Figura 25 Posible radiación del tipo groundshine. Se puede requerir blindaje añadido en la zona delimitada por las líneas discontinuas [13]. 3.8.5 Activación por neutrones Algunos materiales que constituyen ya sea el LINAC, las paredes o el mismo aire dentro de la sala pueden activarse (inducción radiactiva) como consecuencia de reacciones de fotodesintegración (γ, n) o captura radiativa de neutrones (n, γ) y, estar emitiendo radiación ionizante incluso cuando el LINAC no está siendo usado. Konefal et al. [43] realizaron mediciones de niveles de radiación por neutrones y radiactividad inducida dentro de una sala de tratamiento que alberga un LINAC TrueBeam y, demostraron que las reacciones de neutrones son dominantes debido a las secciones eficaces relativamente altas para muchos de los elementos utilizados en la construcción del acelerador. A partir de espectros de fotones gamma medidos en los alrededores de TrueBeam, el cual fue operado en diversas modalidades de tratamiento, identificaron las emisiones de los siguientes 11 radionúclidos: 56Mn, 122Sb, 124Sb, 131Ba, 82Br, 57Ni, 57Co, 51Cr, 187W, 24Na y 38Cl. En la Tabla 3-4 a modo de ejemplo, se muestran las características físicas de algunos de estos radionúclidos. Por otra parte, los niveles de actividad inducida y atenuación de blindaje dependen directamente de la composición de los agregados de concreto y del contenido de agua del concreto que puede cambiar con el tiempo y la temperatura. Diversos estudios han demostrado que la activación no presenta un problema de seguridad en la radioterapia convencional. Esto se debe a que la cantidad de radiactividad inducida, aunque detectable, es mínima y decae rápidamente. También se induce alguna radiactividad en el paciente, dando como resultado una dosis adicional despreciable al paciente. Sin embargo, se ha 75 sugerido cierta precaución con el propósito de reducir la dosis al personal en situaciones en las que un alto porcentaje de pacientes son tratados con IMRT [44]. Tabla 3-4 Propiedades físicas de algunos radionúclidos producidos al operar un LINAC TrueBeam Radionúclido Vida media Probable reacción nuclear Modo de decaimiento Energía de rayos gamma principal (MeV) 56Mn 2.6 h 55Mn(n, γ)56Mn β-,γ 0.85, 1.81, 2.11 24Na 15 h 23Na(n, γ)24Na β-,γ 1.37, 2.75 122Sb 2.8 d 121Sb(n, γ)122Sb β-,β+,γ 0.51,0.56 3.8.6 Producción de ozono El ozono (O3) y otros gases nocivos se producen por la interacción de la radiación ionizante con las moléculas que constituyen el aire. Debido a que los rayos X interactúan menos en el aire que los electrones, el nivel de producción de ozono por el uso de haces de rayos X es en general menor que el debido al uso de haces de electrones. Esto es particularmente cierto cuando se realizan tratamientos completos de piel, a una gran distancia, con campos grandes de electrones. El ozono debe eliminarse mediante una ventilación adecuada en la sala de tratamiento. El ozono es radiomimético (es decir, imita la radiación) en sus efectos adversos. El umbral para los efectos del ozono es de 0.1 partes por millón. El óxido nítrico y el dióxido de nitrógeno también se producen por radiación ionizante y son nocivos, pero tienen umbrales mucho más altos que el ozono [44]. Por lo tanto, el diseño de la sala de tratamiento debe considerar la ventilación constante del ozono que se pueda generar debido al uso de haces de rayos X y de electrones al interior de la sala. McGinley [15] determinó que para el uso clínico normal de haces de electrones, una tasa de ventilación de cerca de 3 cambios por hora resulta más que adecuada para la protección de la salud. Así también, el autor proporciona un método para realizar el cálculo de la concentración de ozono después de operar un LINAC. 76 4 MÉTODOS DE CÁLCULO En este capítulo se describen los métodos generales en que se basa el cálculo de blindajes de salas de tratamiento de radioterapia, que alberguen LINAC que operen con potenciales de aceleración entre 6 MV y 25 MV. Los métodos de cálculo descritos se seleccionaron a partir de una revisión global de las recomendaciones reunidas principalmente, en los reportes SRS 47 [7], NCRP: 49 [10], 51[11], 79 [12] y 151[13], y en el libro publicado por McGinley (2002) [15]. Para poder emplear los métodos de cálculo de blindaje, se debe considerar que cada reporte proporciona las tablas de valores de los parámetros de cálculo que se requieren emplear en las ecuaciones. Es recomendable que se utilicen los datos proporcionados por cada reporte utilizado, ya que aunque los valores de los parámetros son similares, no son iguales. En la Figura 26 se muestra el diseño genérico de una sala de radioterapia con laberinto y puerta a la entrada del laberinto, que se considera como referencia para describir los métodos de cálculo de blindajes: primarios, secundarios, laberinto y puerta. Figura 26 Modelo genérico de una sala de tratamiento de radioterapia, en él se muestran las distancias, asociadas con la radiación primaria y secundaria, que se utilizan para determinar los espesores requeridos de las barreras. Las letras A y B denotan las posiciones de la entrada interna al laberinto y de la entrada al laberinto respectivamente, que son de interés para el cálculo del equivalente de dosis por neutrones, y de radiación gamma por captura de neutrones. La línea de color rojo indica cómo determinar la posición del punto A en el laberinto. 77 4.1 Barreras primarias El factor de transmisión de la barrera primaria necesario para que se reduzca el campo de radiación directo (𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚) a un nivel aceptable, P, está dado por la ecuación: 𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚(𝐶𝑋) = 𝑃 (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2𝑊𝑑𝑖𝑟(𝐶𝑋)∙𝑈∙𝑇 Ec. 29 donde 𝑊𝑑𝑖𝑟(𝐶𝑋) es la carga de trabajo asociada al haz de rayos X directo o primario de calidad CX a 1 m del blanco, en Gy semana-1; 𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚 es la distancia desde el blanco de rayos X hasta el punto de cálculo, en m; U es el factor de uso; T es el factor de ocupación y P es el objetivo de diseño del blindaje, en Sv semana-1. Para estimar la distancia, 𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚, desde el blanco hasta el punto de cálculo detrás de la barrera, se debe considerar que 𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚 es una suma de tres distancias: la distancia del blanco a la pared, el espesor de la barrera t y una posible distancia de separación entre la pared y el punto de cálculo, como se muestra en la Figura 26. El reporte NCRP 49 [10] sugiere que se puede considerar que hay una separación de 30 cm entre el punto de cálculo y la pared. Ya que el propósito en el cálculo mismo es determinar el valor del espesor de la barrera t, se puede considerar de manera conservadora en la estimación de 𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚 que t vale cero, a menos que se conozca un valor de t. El número de TVL (n) requeridas y el espesor de la barrera primaria (𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚) se calculan mediante las siguientes ecuaciones: 𝑛 = − 𝑙𝑜𝑔10(𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚) Ec. 30 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚 = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 Ec. 31 En el reporte NCRP 151 [13] se proporcionan valores de 𝑇𝑉𝐿1 y 𝑇𝑉𝐿𝑒 para haces de radiación primarios para distintas energías y distintos materiales (Tabla A 1). La determinación de estos parámetros se hace tomando en cuenta los cambios espectrales de radiación conforme ésta penetra la barrera, es decir, considerando una geometría de haz ancho. Cuando el espesor de barrera t es mayor que la 𝑇𝑉𝐿1, el factor de transmisión (B) para la radiación primaria está dado por: 𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚 = 10−{1+[ 𝑡−𝑇𝑉𝐿1 𝑇𝑉𝐿𝑒⁄ ]} Ec. 32 Si el material utilizado para la barrera primaria es concreto (ya sea ordinario o pesado), la barrera atenuará adecuadamente todos los neutrones y radiación gamma por captura de neutrones y por tanto, no es necesario agregar más espesor [7,13]. 78 Para el cálculo de la tasa de dosis instantánea (IDR) al otro lado de la barrera primaria se puede emplear la siguiente ecuación: 𝐼𝐷𝑅 = 𝐷𝑅0 𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚(𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2 Ec. 33 donde DR0 es la tasa de salida de dosis absorbida máxima del LINAC en el isocentro (1 m) y está dada en unidades de Gy h-1, 𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚 y 𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚 ya se han definido anteriormente. 4.2 Factor de oblicuidad El espesor de una barrera primaria se calcula considerando que el haz de radiación incide perpendicularmente, ya que esto representa el trayecto más corto de la radiación a través del blindaje. Cuando el ángulo de la radiación no es ortogonal a la barrera en cuestión, el espesor requerido es menor que el espesor calculado por un factor que depende del ángulo de incidencia. Este factor, conocido como el factor oblicuidad varía como 𝑐𝑜𝑠𝜃, donde θ es el ángulo entre el rayo incidente y la normal a la barrera. Por lo tanto, la longitud de la trayectoria de la radiación o espesor oblicuo (𝑡𝑠) cuando la radiación incide oblicuamente (0° < 𝜃 <70°) sobre la barrera (Figura 27), está relacionada con el espesor real de la barrera mediante la siguiente ecuación: 𝑡𝑠 = 𝑡/𝑐𝑜𝑠𝜃 Ec. 34 Sin embargo para 𝜃 grandes, los fotones primarios que se hayan dispersado pueden escapar de la barrera. Para evitar este efecto, es necesario incrementar el espesor de la barrera t. Obedeciendo a una “regla de dedo” que se encuentra propuesta en NCRP 49 [10] y que es retomada en NCRP 151 [13], el aumento de espesor estará determinado por lo siguiente: Si la atenuación requerida es del orden del 0.1 % del haz primario y θ > 45°, el incremento para barreras de concreto debe ser de 1 HVL para fotones de alta energía y de 2 HVL para fotones de baja energía. Lo anterior únicamente será válido para radiación que incide en un sólo ángulo. Si el haz de radiación es muy divergente, el máximo ángulo de oblicuidad no debería ser utilizado para realizar ningún cálculo, porque siempre habrá radiación que incida con un ángulo de oblicuidad algo más pequeño, lo que hará que el espesor calculado proporcione un grado de atenuación insuficiente. Por otro lado, el uso del ángulo mínimo de oblicuidad proporcionará más atenuación de la que se requiere. Por lo tanto, es muy importante analizar y seleccionar, para el caso de los haces divergentes el ángulo apropiado para el cálculo. Mediante un razonamiento similar, la oblicuidad sólo deberá considerarse para haces de radiación primaria debido a que la 79 radiación de fuga y de radiación dispersada pueden ser demasiado difusas lo que implicará que no se pueda aplicar un ángulo de incidencia determinado. Figura 27 Relación entre el espesor oblicuo (ts = t / cos θ) de la radiación que incide con ángulo de oblicuidad (θ) sobre una barrera de espesor t. Se muestra como un fotón dispersado tiene una longitud de recorrido < ts, logrando escapar del medio material. 4.3 Barreras laminadas (Método McGinley) Para diseñar una barrera primaria en el techo de la sala, utilizando concreto y placas de metal, McGinley [15] recomienda optar por un arreglo que sea escalonado en forma de pirámide, ya que de esta manera se conseguirá reducir el peso del techo. En aquellos arreglos de barreras primarias donde el plano de rotación del gantry no es ortogonal con respecto a las diferentes paredes de la sala tal como se muestra en la Figura 28, el usuario debe considerar un incremento en el espesor de la barrera o intercalar placas de metal debido a la asimetría que se genera cuando los bordes del campo de radiación inciden sobre la pared respecto al eje central del haz. Figura 28 Esquema donde se muestra el plano de rotación del gantry a 45° con respecto a las paredes de la sala de tratamiento. Observe la asimetria en los extremos del haz primario sobre la pared (A,B) comparado con el eje central del haz [13]. 80 Para diseñar un blindaje laminado adecuado, es necesario determinar los espesores requeridos de los distintos materiales que constituirán el blindaje para alcanzar el objetivo de diseño del blindaje (P). En particular, cuando el LINAC produce haces de radiación con potenciales superiores que 10 MV, se debe considerar que el objetivo de diseño de la barrera (P) es atribuible en un 50 % a la componente de fotones y el otro 50% a la componente de neutrones. De acuerdo con McGinley, es recomendable que se considere que la primera capa interna del blindaje sea de concreto (con un espesor aproximado de 30 cm) con el propósito de proporcionar suficiente fuerza estructural a la barrera (ver Figura 29). Esta condición también es importante para evitar que se coloquen placas metálicas al interior de la sala de tratamiento que solo contribuirán a que la dosis total en el paciente se incremente hasta en un 42% cuando reciban un tratamiento [15]. Figura 29 Geometría empleada (visto en perfil) por McGinley para el cálculo del equivalente de dosis por neutrones a través de una barrera primaria laminada. Para determinar el espesor necesario de la segunda capa de la barrera, hecha comúnmente con plomo o acero, con el fin de que atenúe el haz primario de fotones a la mitad del objetivo de diseño, se procederá del mismo modo que se indica en la sección 4.1 de barreras primarias. Habiendo determinado el espesor de la segunda capa, se debe verificar que el equivalente de dosis por neutrones (𝐻𝑛) no exceda la mitad del objetivo de diseño P. El cálculo inicial de 𝐻𝑛 cuando X2 = 0, se hace utilizando la siguiente ecuación empírica propuesta por McGinley: 𝐻𝑛 = (𝐷0 𝑅 𝐹𝑚𝑎𝑥𝑇2+ 𝑋2+0.3) [10− 𝑋1𝑇𝑉𝐿𝑥] [10− 𝑋2𝑇𝑉𝐿𝑛] Ec. 35 donde 𝐻𝑛 es el equivalente de dosis por neutrones por semana, en Sv semana-1; 𝐷0 es la dosis absorbida de rayos X por semana en el isocentro, en cGy semana-1; R es el coeficiente de producción de neutrones, en μSv, por cGy de rayos X, por unidad de área del haz en m2 (es decir, 81 μSv cGy-1 m-2), 𝐹𝑚𝑎𝑥 es el área máxima del campo de radiación en el isocentro, en m2; T es el espesor de la placa de metal (de la segunda capa), en m; 𝑋1 es el primer espesor de concreto, en m; 𝑋2 es el segundo espesor de concreto (que en el caso inicial es igual a cero), en m; 𝑇𝑉𝐿𝑥 es la capa decirreductora en concreto para el haz de fotones primario, en m (Tabla A 1 del anexo A); 𝑇𝑉𝐿𝑛 es la capa decirreductora en concreto para neutrones, en m (puede ser determinada a partir de la Figura B 2 del anexo B); 0.3 es la distancia desde la superficie exterior de la barrera hasta el punto de cálculo, en m. En el caso de que el resultado de 𝐻𝑥 + 𝐻𝑛 exceda el valor de P, se debe añadir una capa de concreto y/o de polietileno encima de la placa metálica, es decir la capa 3. Para ello, se debe calcular, mediante aproximaciones sucesivas, el espesor necesario para reducir 𝐻𝑛 a un nivel que esté por debajo de la mitad del objetivo de diseño. Aunado a esto, se debe calcular 𝐻𝑥 (mediante el re-arreglo de la Ec. 29, donde P se reemplaza por 𝐻𝑥) considerando la atenuación producida por la capa 3. El resultado que se obtenga de 𝐻𝑥 debe ser multiplicado por un factor de 2.7 para obtener una estimación conservadoramente segura de esta magnitud (ya que con esto se considera la contribución de radiación gamma que se genera a partir de la captura de neutrones y de procesos de desexcitación de los núcleos que se producen en la capa 3) [45]. En el caso de que 𝐻𝑥 tenga un valor superior a la mitad de P, se debe considerar agregar una placa de metal con un espesor suficiente que reduzca el nivel de fotones por debajo de la mitad de P. El recálculo de 𝐻𝑥 y 𝐻𝑛 en la parte externa del blindaje (es decir, considerando todos los espesores de los distintos materiales que constituyen el blindaje) se deberá realizar hasta lograr que su suma no supere el nivel de protección (P) deseado, y la composición del blindaje haya sido optimizada. Recientemente, Da Silva Rezende et al.[46] han determinado factores de corrección que permiten obtener una mejor estimación de 𝐻𝑛 para múltiples arreglos de barreras laminadas utilizando la ecuación anterior (Ec. 35). Los factores proporcionados derivan de la comparación de los resultados que se obtuvieron mediante simulaciones Monte Carlo y los valores obtenidos analíticamente al aplicar la ecuación. 4.4 Ancho de barrera (Método McGinley) El ancho W de una barrera primaria resulta equivalente al tamaño máximo del campo de radiación en el isocentro proyectado sobre la barrera primaria más un margen de 60 cm, que corresponde a sumar 30 cm de longitud en cada lado del campo proyectado. Tal aumento, se considera una medida de seguridad en el diseño de blindajes, ya que con ello se previene que la radiación dispersada por el paciente, se fugue a través de la barrera secundaria adyacente (Figura 30). 82 Figura 30 Geometrias empleadas para determinar el ancho W de diferentes arreglos de barreras primarias [47]. La mayoría de los LINAC comerciales que existen actualmente producen un tamaño máximo de campo de radiación en el isocentro de 40 cm x 40 cm a 0° de rotación del colimador. Cuando el colimador se rota a 45° respecto de 0°, la longitud de la diagonal del campo de radiación se hace máxima: 56.6 cm. McGinley [15] ha determinado que el ancho de barrera que resulta de proyectar el campo de radiación con el colimador rotado 45° sobre la barrera primaria, está dado por la siguiente ecuación: 𝑊 = 0.4√2 𝑋 + 0.6 𝑚 Ec. 36 donde X es la distancia desde el blanco de rayos X al lugar donde se proyecta el campo, en metros. Se debe tener precaución con respecto al lugar donde se debe proyectar el campo de radiación primario sobre la barrera, ya que:  Si la barrera primaria sobresale dentro de la sala, el tamaño máximo del campo de radiación se calcula en el plano de la parte interior de la barrera secundaria (es decir, del lado del blanco de rayos X) (Figura 30a).  Si la barrera primaria sobresale fuera de la sala, el tamaño máximo del campo de radiación se calcula en el plano de la parte exterior de la barrera primaria (Figura 30b).  Si la barrera primaria es un blindaje laminado, el tamaño máximo del campo de radiacion se calcula en el plano definido por la parte externa de la placa de metal respecto al blanco de rayos X (Figura 30c). 83 Generalmente, las barreras primarias de paredes y techos que se hacen exclusivamente de concreto, se construyen con un ancho uniforme 𝑊. 4.5 Regla de las dos fuentes Esta regla establece que si el espesor de la barrera requerido es aproximadamente el mismo para cada componente de radiación (es decir, como si la barrera en cuestión fuera irradiada por dos fuentes de aproximadamente igual intensidad), se debe agregar 1 HVL al más grande de los espesores. Si los dos espesores difieren por una o más TVL, simplemente se utiliza el espesor de barrera más grande. El procedimiento para combinar resultados de espesores de barreras es el siguiente:  Si la diferencia |𝑡1 − 𝑡2| es menor que 1 TVL de la fuente de radiación más penetrante, entonces 1 HVL (0.301 TVL) de la radiación más penetrante debe añadirse al valor más grande, ya sea 𝑡1 o 𝑡2.  Si la fuente de radiación 2 es más penetrante y: 𝑡1 > 𝑡2 + 1 TVL2, entonces se emplea 𝑡1 como espesor de la barrera 𝑡2 > 𝑡1 + 1 TVL1, entonces se emplea 𝑡2 como espesor de la barrera 4.6 Barreras secundarias Dado que la radiación de fuga y la radiación dispersada tienen energías diferentes, el espesor de la barrera secundaria se debe calcular por separado. Cada uno de los espesores resultantes debe ser comparado mediante la regla de las dos fuentes con el propósito de determinar el espesor final de la barrera secundaria. En el caso que la barrera secundaria sea adyacente a una barrera primaria, es decir donde la incidencia de la radiación secundaria en la barrera sea oblicua, NCRP 151 [13] recomienda, como un enfoque conservadoramente seguro, aplicar la regla de las dos fuentes con los espesores oblicuos resultantes de considerar por separado la incidencia de la radiación de fuga y de la dispersada por el paciente. Esto es debido a que no se considera apropiado utilizar el factor de oblicuidad, ya que ambas radiaciones no emanan desde una misma fuente puntual aparente y por lo tanto no puede asignarse un único ángulo de incidencia sobre la barrera. 4.6.1 Contribución por radiación de fuga La Norma Oficial Mexicana NOM-002-SSA3-2007 [3] establece que la radiación de fuga del cabezal a un metro de distancia de un LINAC, no debe ser mayor que 0.1% de la radiación emitida a un metro sobre el eje central, del haz de radiación primario. 84 Aunado a esto, los fabricantes de los LINAC deben cumplir con regulaciones extranjeras, en particular con las establecidas por la Comisión Electrotécnica Internacional, en las cuales se indica que los cabezales de los LINAC se deben blindar de tal manera que la radiación de fuga sea menor que el 0.1% de la radiación primaria. Por tales razones, en el cálculo para determinar el espesor de una barrera secundaria debido a la radiación de fuga, se recomienda como una medida segura, emplear un factor de transmisión de radiación de fuga del cabezal del LINAC 𝐿0 = 10−3. En particular, se establece que los cálculos considerando este factor tienden a ser conservadores, ya que típicamente la radiación de fuga resulta ser 5 veces más baja que 0.1 % [48]. El factor de transmisión de la barrera secundaria necesario para que se reduzca el campo de radiación de fuga (𝐵𝐿) a un nivel aceptable, P, está dado por la ecuación: 𝐵𝐿(𝐶𝑋) = 𝑃 ∙ 𝑑𝐿2(10−3) ∙ 𝑊𝐿(𝐶𝑋) ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 Ec. 37 donde 𝑊𝐿(CX) es la carga de trabajo por radiación de fuga de calidad primaria (CX); 𝑑𝐿 es la distancia desde el isocentro hasta el punto de cálculo, en m, esto siempre bajo la suposición de que U es igual a 1 y la orientación del gantry se considere, en promedio simétrica. Si éste no es el caso, entonces la distancia a las barreras individuales debe ser tomada lo más cerca del cabezal del acelerador, para cada barrera, y se deben emplear los factores de uso reales en el denominador de la ecuación; P es el objetivo de diseño del blindaje (Sv semana-1) y T es el factor de ocupación. 4.6.2 Contribución por radiación dispersada por el paciente La intensidad de la radiación dispersada por el paciente que alcanza la barrera de interés está relacionada con la intensidad del haz primario en la posición del paciente, el volumen irradiado, el ángulo de dispersión de los fotones dispersados que alcanzan la barrera y la distancia a la barrera. El factor de transmisión de la barrera secundaria necesario para que se reduzca el campo de radiación dispersada por el paciente (𝐵𝑠𝑐𝑎) a un nivel aceptable, P, está dado por la ecuación: 𝐵𝑠𝑐𝑎(𝐶𝑋) = 𝑃 ∙ 𝑑𝑠𝑐𝑎 2 ∙ 𝑑𝑠𝑒𝑐2𝑎(𝜃) ∙ 𝑊𝑠𝑐𝑎(𝐶𝑋) ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ (𝐹 400⁄ ) Ec. 38 donde 𝑊𝑠𝑐𝑎 es la carga de trabajo de radiación dispersada por el paciente; 𝑑𝑠𝑐𝑎 es la distancia desde el blanco de rayos X hasta la posición donde se coloca al paciente, en m, (para técnicas isocéntricas: 1 m), 𝑑𝑠𝑒𝑐 es la distancia desde la superficie dispersora (el paciente) hasta el punto de cálculo, en m; 𝑎(𝜃) es la fracción de dispersión del haz de rayos X primario (Ver Tabla A 2 del Anexo A) que es dependiente de la energía del haz primario y el ángulo de dispersión 𝜃; 400 es el valor utilizado para normalizar la fracción de dispersión con respecto a las medidas hechas 85 con un campo de radiación de 20 ∙ 20 cm2; F es el área de campo incidente sobre el paciente, en cm2; P y T tienen el mismo significado que en la ecuación anterior. Una vez que los factores de transmisión para la barrera secundaria se han calculado, el espesor necesario del material de blindaje para atenuar cada uno de los campos de radiación, se puede calcular a partir de estimar el número de TVL (n) y emplear los valores de las capas decirreductoras para la radiación de fuga (Tabla A 5 del Anexo A) y para la radiación dispersada por el paciente (Tabla A 3 del Anexo A) que se proporcionan en el reporte NCRP 151 [13], respectivamente: 𝑡𝑠,𝐿(𝐶𝑋) = 𝑇𝑉𝐿1,𝐿 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒,𝐿 Ec. 39 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(𝐶𝑋) = 𝑛 ∙ 𝑇𝑉𝐿𝑠𝑐𝑎 Ec. 40 donde 𝑡𝑠,𝐿(𝐶𝑋) es el espesor oblicuo necesario para atenuar el campo de radiación de fuga de calidad CX y 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎 es el espesor oblicuo necesario para atenuar el campo de radiación dispersado por el paciente. Determinados los espesores para cada una de las componentes secundarias, los espesores se deben comparar entre sí, aplicando la regla de las dos fuentes. Para el cálculo de la tasa de dosis instantánea (IDR) al otro lado de la barrera secundaria se puede emplear la siguiente ecuación: 𝐼𝐷𝑅 = 𝐷𝑅0 ∙ 𝑎(𝜃) ∙ (𝐹 400⁄ ) ∙ 𝐵𝑠𝑐𝑎 𝑑𝑠𝑐𝑎 2 ∙ 𝑑𝑠𝑒𝑐2 + 𝐷𝑅0 ∙ (10−3) ∙ 𝐵𝐿𝑑𝐿2 Ec. 41 donde DR0 es la tasa de salida de dosis absorbida máxima del LINAC en el isocentro (1 m) y está dada en unidades de Gy h-1, los demás parámetros de cálculo ya se han definido anteriormente. 4.7 Barreras secundarias de laberintos En los reportes 51 y 151 de NCRP [11,13] se establece que el espesor de las barreras primarias (de concreto) que se determina para atenuar a los fotones primarios, resulta ser suficiente para atenuar a un nivel aceptable a los neutrones que provienen del cabezal del LINAC, sin embargo no se establece lo mismo para el caso de las barreras secundarias. Por lo tanto, para calcular el espesor de la barrera secundaria que delimita el laberinto de la sala de tratamiento se debe proceder como ya se ha descrito en la sección 4.6, y adicionalmente, es necesario que se evalúe el equivalente de dosis por neutrones rápidos que se transmite a través de la barrera secundaria del laberinto hacia la entrada del mismo, con el fin de determinar si el 86 espesor de barrera secundaria interpuesto es efectivo también en reducir los neutrones a un nivel aceptable. Para calcular el equivalente de dosis por neutrones rápidos a la entrada del laberinto en este caso 𝐻𝑛(𝐶𝑋), Ec. 42, es necesario calcular la fluencia de neutrones rápidos (𝜑𝑛) empleando el primer término de la Ec. 5 y determinar el equivalente de dosis por unidad de fluencia de neutrones transmitido a través del espesor de concreto de la barrera secundaria (𝐻𝑛𝑠) utilizando la Figura B 3 del anexo B. 𝐻𝑛(𝐶𝑋) = 𝐻𝑛𝑠 ∙ 𝑊𝐿 ∙ 𝜑𝑛 Ec. 42 4.8 Blindaje para puertas 4.8.1 Puertas en laberintos ( < 10 MV) Para calcular el espesor del blindaje de la puerta es necesario calcular el factor de transmisión que está dado por la siguiente ecuación: 𝐵 = 𝑃 𝐻𝑇 ⁄ Ec. 43 donde P es el objetivo de diseño del blindaje requerido para el área en el exterior de la puerta y 𝐻𝑇 es el equivalente de dosis total por fotones a la entrada del laberinto (Ver la sección 4.9). En el reporte 151 de NCRP se establece que el blindaje de la puerta de los recintos que albergan LINAC que operen con potenciales de aceleración < 10 MV, se debe basar en los datos de transmisión para haz ancho de fotones de 0.2 MeV publicados por Al Affan, 2000; McGinley and James, 1997 [13]. Cuando la pared del laberinto es demasiado delgada, el espectro de energía e intensidad de la radiación en la puerta aumentará debido al incremento en la transmisión de radiación de fuga a través de la pared. En este caso, el blindaje requerido deberá ser determinado únicamente por HLT y con los datos de transmisión para la energía de la radiación de fuga. En general, éste no será el caso si HLT es menor que la mitad de HT . Este método supone una distribución casi uniforme de los factores de uso del gantry alrededor del plano de rotación de tratamiento y si éste no es el caso (como por ejemplo, en procedimientos TBI) el valor del factor empírico de 2.64, en la Ec. 46, no será válido. 4.8.2 Puertas blindadas directas ( < 10 MV) El Pb es el material de blindaje de elección para esta situación y deberá estar contenido en un marco de acero cuyo espesor debe incluirse en el cálculo (debe tenerse en cuenta que para altas energías, la TVL para Pb en cm, es aproximadamente la mitad que para el acero). Para calcular el espesor del blindaje de la puerta se puede proceder tal como se indica en la sección 4.8.1. Se 87 debe poner especial atención, en que el espesor del concreto que rodea la puerta sea equivalente al espesor de Pb determinado. Así también, debe existir un traslape adecuado de la puerta con la jamba, y para ello, se puede utilizar una regla de dedo que esta propuesta en NCRP 49 [10], la cual establece que la relación del traslape de la puerta con la barrera y la brecha que hay entre la puerta y el marco debe ser 10:1 (Figura 31). La brecha entre la puerta y el piso debe ser tan baja como sea posible, consistente con la apertura adecuada de la puerta. Una brecha de 6.25 mm se debe obtener fácilmente, por lo que un traslape de aproximadamente 5 cm es suficiente. Figura 31 Vista superior de cómo debe ser el traslape de la puerta con las barreras secundarias. 4.8.3 Puertas en laberintos ( ≥ 10 MV) Para salas de tratamiento que albergan LINAC que operan con potenciales de aceleración ≥ 10 MV, los equivalentes de dosis de radiación de fuga y dispersada a la entrada del laberinto son relativamente bajos comparados con otras componentes de radiación (neutrones y radiación gamma por captura de neutrones). Un arreglo común que se sugiere en los distintos reportes para diseñar el blindaje de la puerta de una sala de tratamiento, es empleando Pb y BPE, colocando desde el interior del laberinto hacia el exterior, primero una placa de Pb, seguida de un espesor homogéneo de BPE y por último otra placa de Pb. La primera placa de Pb servirá para reducir la energía de los neutrones por dispersiones no elásticas, haciendo más efectivo el blindaje de BPE contra los neutrones. La última placa de Pb servirá para atenuar la radiación gamma por captura de neutrones que se producen en el BPE con energía de 478 keV. En ocasiones, el Pb en el exterior no es necesario cuando el laberinto es lo suficientemente largo para atenuar el haz de neutrones que logren alcanzar la puerta. Aunado a este arreglo, es común utilizar placas de acero para confinar el blindaje, debido a que el Pb no proporciona la fuerza estructural necesaria para mantener estable la puerta. Para calcular el espesor del blindaje mixto que constituirá la puerta de la sala, es necesario calcular los factores de transmisión requeridos para reducir el equivalente de dosis total por fotones (es decir, 𝐻𝑇 + 𝐻𝛾) y por neutrones (𝐻𝑛) a la entrada al laberinto (Ver Secciones 4.9, 4.11 y 4.12) a un nivel aceptable P. Para ello, los cálculos deben considerar que el objetivo de diseño de blindaje P representa la suma de las dos componentes de radiación que se transmiten 88 a través de la puerta, y por esta razón, el objetivo de diseño del blindaje para fotones deberá estar dado por P/2 y para neutrones por P/2. Es importante tener en cuenta que la radiación gamma por captura de neutrones tiene una energía promedio de 3.6 MeV, pero que puede alcanzar energías entre 7.2 MeV y 10 MeV en laberintos cortos. Por lo que, una vez determinado el factor de transmisión para la componente total de fotones, el espesor de Pb requerido en la puerta se debe determinar utilizando un valor de TVL de Pb de 61 mm [13]. Para salas de tratamiento con un laberinto de longitud mayor que 5 m, la energía de la radiación gamma es mucho menor, por lo que para determinar el espesor se puede considerar un valor de TVL de Pb de 6 mm. Para propósitos de blindaje de neutrones en la puerta, se considera como una medida conservadoramente segura, que el espesor de BPE requerido, se determine utilizando una TVL de BPE de 45 mm, ya que para neutrones de 2 MeV la TVL de BPE tiene un valor de 38 mm y para neutrones térmicos de 12 mm. 4.8.4 Puertas blindadas directas (≥ 10 MV) Las puertas blindadas directas en salas que alberguen LINAC de alta energía (≥ 10 MV) requieren un blindaje mixto para neutrones y fotones. Por lo tanto, para determinar los espesores de cada uno de los materiales, se puede proceder tal como se describe en la sección 4.8.3 Puertas para laberintos (≥ 10 MV). Entre las características importantes que se deben tener en consideración para este tipo de puertas, es que por el propio peso que implica este blindaje, la mejor opción es que sean deslizantes (corredizas). Además, es recomendable que el blindaje de Pb se puede dividir de tal manera que recubra por ambas caras al BPE requerido para atenuar los neutrones. Asimismo, que los marcos de las puertas sean llenados, ya sea con Pb o acero, para protección contra los fotones que se dispersan en el BPE, hacia los lados. 4.9 Equivalente de dosis por fotones a la entrada al laberinto Para calcular el equivalente de dosis por fotones a la entrada al laberinto 𝐻𝑇, es decir, el equivalente de dosis debido a la transmisión ya sea de fotones primarios o de fuga a través de la barrera que delimita el laberinto, y a los fotones (primarios, de fuga y dispersados por el paciente) que son dispersados en las paredes de la sala, es importante tener definido cuál será la disposición del LINAC dentro de la sala de tratamiento y el diseño del laberinto. A diferencia del reporte NCRP 151, que sólo propone la Ec. 44 para calcular 𝐻𝑇 cuando el eje de rotación del gantry es perpendicular al eje del laberinto, el reporte SRS 47 [7] proporciona además de esta ecuación, la Ec. 45, dos ecuaciones para dos diferentes disposiciones del LINAC dentro de la sala de tratamiento, como se muestra en la Figura 32. 89 Figura 32 Distribución de barreras dentro de una sala de tratamiento de diseño genérico: a) con el eje de rotación del gantry perpendicular al eje central del laberinto, b) con el eje de rotación del gantry paralelo al eje central del laberinto. Cuando el eje de rotación de gantry es perpendicular al eje del laberinto, 𝐻𝑇 , está determinado por la siguiente ecuación: 𝐻𝑇 = ∑ 𝐻𝑃𝑆𝐺 + ∑ 𝑓 ∙ 𝐻𝑊𝑆𝐺 + ∑ 𝐻𝐿𝑆𝐺 + ∑ 𝐻𝐿𝑇𝐺 Ec. 44 donde ∑ 𝐺 es la suma sobre todos los ángulos de gantry; 𝐻𝑃𝑆 es el equivalente de dosis resultante debido a la radiación dispersada por el paciente; f es la fracción de radiación primaria transmitida a través del paciente; 𝐻𝑊𝑆 es el equivalente de dosis por radiación primaria dispersada en la pared en el laberinto; 𝐻𝐿𝑆 es el equivalente de dosis por radiación de fuga dispersada en el laberinto; 𝐻𝐿𝑇 es el equivalente de dosis por radiación de fuga transmitida a través de la pared del laberinto. En el caso de que el eje de rotación de gantry es paralelo al eje del laberinto, 𝐻𝑇 está determinado por la siguiente ecuación: 𝐻𝑇 = ∑ 𝐻𝑃𝑆𝐺 + ∑ 𝑓 ∙ 𝐻𝑊𝑇𝐺 + ∑ 𝐻𝐿𝑆𝐺 + ∑ 𝐻𝐿𝑇𝐺 Ec. 45 donde los símbolos tienen el mismo significado que los de la Ec. 44, excepto que en este caso 𝐻𝑊𝑇 será la radiación primaria transmitida a través de la pared del laberinto más la dispersada hacia la entrada al laberinto. Para estimar el equivalente de dosis total por fotones (𝐻𝑇) a la entrada al laberinto considerando un diseño genérico, como el mostrado en la Figura 34, McGinley ha propuesto como un caso especial la Ec. 46, cuando el eje de rotación del gantry es perpendicular al eje del laberinto, y la sala tiene un laberinto moderadamente largo y el factor de uso puede considerarse como 0.25 90 para las cuatro principales direcciones del haz (U = 0.25 debe aplicarse a las cuatro componentes, incluyendo a HLT). 𝐻𝑇 = 2.64 ∗ (𝐻𝑃𝑆 + 𝑓 ∙ 𝐻𝑊𝑆 + 𝐻𝐿𝑆 + 𝐻𝐿𝑇) Ec. 46 Por tanto, 𝐻𝑇 será el producto de 2.64 y la suma de los equivalentes de dosis para el peor de los casos, que resulta cuando el haz de radiación se dirige hacia la pared G (Ver Figura 33), con el colimador completamente abierto y hay un paciente en su trayecto. Para poder aplicar la ecuación anterior, las dimensiones del laberinto deben satisfacer lo siguiente: 2 < 𝑑𝑧𝑧√𝑎𝑛𝑐ℎ𝑜 𝑥 𝑙𝑎𝑟𝑔𝑜 (𝑙𝑎𝑏𝑒𝑟𝑖𝑛𝑡𝑜) < 6 Ec. 47 y, 1 < 𝑎𝑙𝑡𝑢𝑟𝑎 𝑑𝑒 𝑙𝑎𝑏𝑒𝑟𝑖𝑛𝑡𝑜𝑎𝑛𝑐ℎ𝑜 𝑑𝑒 𝑙𝑎𝑏𝑒𝑟𝑖𝑛𝑡𝑜 < 2 Ec. 48 Las Ec. 44 y Ec. 45 deben ser multiplicadas por un factor de calidad (Q) para fotones igual a 1, ya que con fines de protección radiológica para fotones: 1 Gy  1 Sv. A continuación se describen las ecuaciones que se deben emplear para calcular cada una de las componentes de radiación referidas en las Ec. 44 y Ec. 45. En caso que el laberinto esté conformado por múltiples tramos (j), las ecuaciones pueden ser modificadas mediante la multiplicación de factores (𝛼𝑗𝐴𝑗 𝑑𝑗2) ⁄ para j = 3 a 6. Además, si se quiere determinar la IDR a la entrada del laberinto, es necesario que los valores W y U de las ecuaciones se sustituyan por DR0 (tasa de dosis absorbida en isocentro, en Gy h-1). En la Figura 33 se muestran las proyecciones de los campos de fotones primarios y dispersados por las paredes de la sala, y las distancias representativas a considerar en el cálculo del equivalente de dosis a la entrada de la sala, debido a cada una de las componentes de fotones. 91 Figura 33 En color azul se indica la proyección del haz de radiación primaria que incide sobre la Pared G. En anaranjado se indica la proyección en el laberinto de la radiación dispersada cuando el haz primario incide sobre la barrera primaria (con el eje de rotación del gantry perpendicular al laberinto). En rojo se indica la superficie A1 sobre la que la radiación de fuga proveniente del cabezal puede, en una sola dispersión, alcanzar la entrada al laberinto. En color verde se indica la trayectoria de la radiación de fuga transmitida a través de la pared del laberinto hacia la entrada al laberinto donde se encontrará la puerta. 4.9.1 Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación primaria dispersada en la barrera primaria (HWS) El equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación primaria dispersada en la barrera primaria (pared G) 𝐻𝑊𝑆, cuando el eje de rotación del gantry es perpendicular al laberinto, puede determinarse mediante la siguiente ecuación: 𝐻𝑊𝑆 = 𝑊𝑑𝑖𝑟 ∙ 𝑈𝐺𝑑𝐺2 ∙ 𝛼0 ∙ 𝐴0 ∙ 𝛼𝑧 ∙ 𝐴𝑧𝑑𝑟2 ∙ 𝑑𝑧2 Ec. 49 donde 𝑊𝑑𝑖𝑟 es la carga de trabajo de radiación directa, en Gy m2 semana-1; UG es el factor de uso de la pared G, generalmente se considera como 0.25; 𝛼0 es el coeficiente de reflexión en la primer 92 superficie de dispersión (Pared G); A0 es el área de la primer superficie de dispersión donde el haz primario incide (pared G), en m2; 𝛼𝑧 es el coeficiente de reflexión para la segunda superficie de dispersión 𝐴𝑧 (usualmente se emplea una energía de 0.5 MeV); 𝐴𝑧 es el área de la sección transversal a la entrada interna del laberinto, proyectada sobre la pared del laberinto, desde la perspectiva de la barrera primaria irradiada A0, en m2; 𝑑𝐺 es la distancia perpendicular desde el blanco a la primer superficie de dispersión de la radiación primaria (pared G), en m; 𝑑𝑟 es la distancia desde el eje central del haz que se proyecta sobre la superficie de dispersión, que pasa por el borde de la pared interna del laberinto, al punto b que se ubica en la línea media del laberinto, en m; 𝑑𝑧 es la distancia sobre la línea media del laberinto que va desde el punto b a la entrada del laberinto, en m. En el caso que se requiera calcular 𝐻𝑊𝑆 cuando el eje de rotación del gantry es paralelo al eje del laberinto, se puede emplear la siguiente ecuación, que se encuentra propuesta en el reporte SRS 47 [7]: 𝐻𝑊𝑇 = 𝑊𝑑𝑖𝑟 ∙ 𝑈𝑚 ∙ 𝐵𝑝𝑟𝑖 ∙ 𝛼𝑝 ∙ 𝐴𝑝 (𝑑𝑝 ∙ 𝑑")2 Ec. 50 donde 𝑊𝑑𝑖𝑟 es la carga de trabajo de radiación directa, en Gy m2 semana-1; 𝑈𝑚 es el factor de uso para el haz dirigido hacia la pared del laberinto (usualmente 0.25); 𝐵𝑝𝑟𝑖 es el factor de transmisión de la radiación primaria a través de la pared laberinto; 𝑑𝑝 es la distancia desde el blanco de rayos X hasta el centro de la pared P, en m; d” es la distancia desde el centro de la pared P a la entrada de la sala, en m; 𝛼𝑝 es el coeficiente de reflexión de la pared en P; 𝐴𝑝 es el área de tamaño máximo del campo proyectado sobre la pared P, en m2. Para cualquier orientación del eje de rotación del gantry sólo una fracción de la radiación primaria será transmitida a través del paciente. La transmisión en el paciente f se toma como el porcentaje de dosis en profundidad para un campo de 10 cm ∙ 10 cm a una profundidad de 30 cm. Estos valores se encuentran tabulados en el reporte SRS 47 (Tabla 4-1) [7]. Por su parte, en el reporte 151 de la NCRP [13] se establece que f ~ 0.25 para fotones de 6 a 10 MV cuando el campo es de 40 ∙ 40 cm2 y se utiliza un maniquí de 40 ∙ 40 ∙ 40 cm3. Tabla 4-1 Factores de transmisión sugeridos en el reporte SRS 47 (porcentaje dosis profundidad para un campo de 10 cm ∙ 10 cm, SSD=100 cm en una profundidad de 30 cm) [7]. Potencial de aceleración 6 MV 10 MV 15 MV 18 MV 25 MV Transmisión f 0.23 0.28 0.33 0.34 0.38 93 4.9.2 Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación de fuga dispersada una sola vez en la pared (HLS) El equivalente de dosis a la entrada al laberinto debido a la radiación de fuga del cabezal, dispersada en las paredes 𝐻𝐿𝑆 , puede determinarse mediante la siguiente ecuación: 𝐻𝐿𝑆 = 𝐿0 ∙ 𝑊𝐿 ∙ 𝑈𝐺 ∙ 𝛼1∙ 𝐴1𝑑𝑠𝑒𝑐2 ∙ 𝑑𝑧𝑧2 Ec. 51 Donde L0 es la fracción de la dosis debida a la radiación de fuga en el cabezal, a 1 m del blanco de rayos X respecto a la dosis en el eje central del haz de radiación, a 1 m (isocentro); 𝑊𝐿 es la carga de trabajo de radiación de fuga, en Gy semana-1; 𝑈𝐺 factor de uso para la pared G, 𝛼1 es el coeficiente de reflexión en la pared; 𝐴1 es el área de la pared que se puede ver desde la entrada del laberinto, en m2; 𝑑𝑠𝑒𝑐 es la distancia desde el blanco de rayos X hasta la línea media del laberinto en la pared G, en m; 𝑑𝑧𝑧 es la distancia a lo largo del laberinto que va desde la superficie de la pared dispersora a la entrada del laberinto, en m. 4.9.3 Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación dispersada por el paciente (HPS) El equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación dispersada por el paciente 𝐻𝑃𝑆, puede determinarse mediante la siguiente ecuación: 𝐻𝑃𝑆 = 𝑎(𝜃) ∙ 𝑊𝑠𝑐𝑎 ∙ 𝑈𝐺 ∙ 𝑇 ∙ 𝐹 400⁄ ∙ 𝛼1(𝜃) ∙ 𝐴1(𝑑𝑠𝑐𝑎 ∙ 𝑑𝑠𝑒𝑐 ∙ 𝑑𝑧𝑧)2 Ec. 52 donde 𝑊𝑠𝑐𝑎 es la carga de trabajo de radiación dispersada, en Gy m2 semana-1; 𝑈𝐺 es el factor de uso (por lo general, 0.25); 𝑎(𝜃) es la fracción de dispersión del haz primario en el paciente en el ángulo θ. Estos valores se tabulan para un área de campo incidente en el paciente de 400 cm2 (Tabla A 2 del anexo A); 𝛼1(𝜃) es el coeficiente de reflexión en la pared G para la radiación dispersada por el paciente (Tabla A 6 y Tabla A 7 del Anexo A); F es el área del campo de radiación incidente en el paciente, en cm2; 𝐴1, área de la pared G que es visible desde la entrada del laberinto, en m2; 𝑑𝑠𝑐𝑎 es la distancia desde la fuente de radiación al paciente, en m; 𝑑𝑠𝑒𝑐 es la distancia desde el paciente hasta el punto de intersección entre la línea media del laberinto con la pared G, en m; 𝑑𝑧𝑧 es la longitud del laberinto a la siguiente superficie de dispersión, y, posteriormente, la longitud de cada tramo del laberinto desde la superficie dispersora A1 a la entrada del laberinto, en m. 94 4.9.4 Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la transmisión de radiación de fuga (HLT). El equivalente de dosis a la entrada al laberinto debido a la transmisión de radiación de fuga 𝐻𝐿 𝑇, puede determinarse mediante la siguiente ecuación: 𝐻𝐿 𝑇 = 𝐿0 ∙ 𝑊𝐿 ∙ 𝑈𝐺 ∙ 𝐵𝑑𝐿2 Ec. 53 donde 𝑑𝐿 es la distancia desde el blanco de rayos X a la entrada al laberinto, en m; B es el factor de transmisión de la radiación en la pared del laberinto a lo largo de la trayectoria oblicua trazada por dL; 𝑊𝐿 es la carga de trabajo de radiación de fuga, en Gy semana-1; 𝑈𝐺 factor de uso para la orientación del gantry G. Cuando la pared del laberinto es una barrera primaria esta contribución debe ser insignificante. En la Figura 34 se muestran las distancias representativas a utilizar en el cálculo de la fluencia de neutrones en el laberinto, así como para determinar el equivalente de dosis a la entrada del laberinto por radiación gamma y por neutrones. Figura 34 Diseño genérico de una sala de tratamiento con laberinto en el que se muestran las distancias utilizadas para determinar la fluencia de neutrones en la entrada interna del laberinto (Punto A) y el equivalente de dosis por neutrones y por radiación gamma a la entrada del laberinto (Punto B). La distancia d1 se considera desde la posición del isocentro al punto A (el cual se encuentra sobre el eje central del laberinto y es visible desde el isocentro). La distancia d2 es del punto A al exterior de la puerta del laberinto (Punto B). Las áreas de la sección transversal de la entrada interna del laberinto y del laberinto se indican por S0 y S1, respectivamente. 95 4.10 Cálculo de fluencia de neutrones Para estimar la fluencia de neutrones en la entrada interna del laberinto, punto A de la Figura 34, es necesario que los términos de las componentes de neutrones térmicos y dispersados de la Ec. 5 se multipliquen por el factor 1/(2π) para sólo tomar en cuenta la fracción de neutrones en el isocentro que logran entrar al laberinto, como se muestra a continuación: 𝜙 = 𝜙𝑑𝑖𝑟𝑒𝑐𝑡𝑜𝑠 + 𝜙𝑑𝑖𝑠𝑝𝑒𝑟𝑠𝑜𝑠 + 𝜙𝑡é𝑟𝑚𝑖𝑐𝑜𝑠 = 𝛽 ∙ 𝑄𝑁4 𝜋 𝑑12 + 5.4 ∙ 𝛽𝑄𝑁2π 𝑆 + 1.3 ∙ 𝑄𝑁2π 𝑆 Ec. 54 donde 𝑄𝑁 es la intensidad de neutrones en el isocentro que provienen del cabezal por unidad de dosis de rayos X impartida en el isocentro (En la Tabla A 8 y Tabla A 9 del anexo A se enlistan valores de 𝑄𝑁 para una serie de LINAC); 𝛽 es el factor de transmisión en el cabezal del LINAC el cual tiene un valor de 1 para Pb y 0.85 para W; 𝑑1 es la distancia entre el punto donde se sitúa la fuente de neutrones (posición del blanco de fotones) y el punto donde se quiere evaluar la fluencia de neutrones, en cm; S es el área de sala de tratamiento, en cm2. 4.11 Equivalente de dosis por radiación gamma a la entrada al laberinto Un formalismo para determinar la producción de radiación gamma por captura de neutrones en laberintos largos (> 3 m) ha sido proporcionado por McGinley, Miner y Mitchum [13]. El punto de partida es calcular la fluencia de neutrones en la entrada interna del laberinto tal como está descrito en la sección 4.10. De acuerdo al reporte 151 de NCRP [13], el equivalente de dosis debido a la radiación gamma por captura de neutrones en la entrada al laberinto (de longitud 𝑑2) por unidad de dosis absorbida de rayos X en el isocentro, 𝐷𝛾 , está determinado por la siguiente ecuación: 𝐷𝛾 = 𝐾 ∙ 𝜙𝐴 ∙ 10−( 𝑑2𝑇𝑉𝐷) Ec. 55 donde K es la razón entre el equivalente de dosis por radiación gamma por captura de neutrones (Sv) y la fluencia de neutrones total en A (se ha determinado un valor promedio de 6.9 x 10-16 Sv m2 por unidad de fluencia de neutrones, basado en mediciones que se han hecho en 22 instalaciones de radioterapia [15]); 𝑇𝑉𝐷 es la distancia decirreductora requerida para que la fluencia de fotones decrezca a un décimo del valor inicial, tiene un valor de 5.4 m para haces de rayos X en el rango de 18 a 25 MeV, y un valor de aproximadamente 3.9 m para haces de rayos X de 15 MeV. Por otra parte, el reporte SRS 47 [7] propone la siguiente ecuación para calcular 𝐷𝛾: 96 𝐷𝛾 = 𝐾 ∙ 𝜙𝐴 ∙ 10−(𝑑26.2) Ec. 56 donde K es la razón entre el equivalente de dosis por radiación gamma por captura de neutrones (Sv) y la fluencia de neutrones total en A (un valor de 5.7 x 10-16 Sv m2 por unidad de fluencia de neutrones). Por lo tanto, el equivalente de dosis semanal debido a radiación gamma por captura de neutrones, en Sv semana-1, está determinado por la siguiente ecuación: 𝐻𝛾 = 𝑊𝐿 ∙ 𝐷𝛾 Ec. 57 donde 𝑊𝐿 es la carga de trabajo de radiación de fuga semanal para el haz de alta energía, (Gy·m2). 4.12 Equivalente de dosis por neutrones a la entrada al laberinto El campo de neutrones en el laberinto es también una función del ángulo del gantry y de la ubicación del blanco de rayos X dentro de la sala de tratamiento. McGinley y Butker determinaron que el equivalente de dosis por neutrones a la entrada al laberinto 𝐻𝑛, se maximiza cuando el ángulo del gantry se alinea con la línea horizontal marcada 3-1 en la Figura 34. Esta alineación coloca la fuente de neutrones (cabezal) más cerca de la entrada interna de laberinto que otras posiciones del gantry. Para esta distribución de la sala, se encontró que al rotar el gantry 180º, 𝐻𝑛 varía por un factor de 2. Cuando el haz apunta hacia el suelo, el campo de neutrones es ligeramente mayor que el promedio de los casos extremos. Por lo tanto, para propósitos de cálculo de blindajes se considera apropiado emplear los datos de neutrones con el haz de radiación incidiendo sobre el suelo [7]. Comparando los equivalentes de dosis en un mismo punto para distintos tamaños de haces de radiación, es decir grandes y pequeños, la diferencia es cerca de 10 - 20 % para un laberinto de diseño genérico. Por lo tanto, por razones conservadoras, al calcular el equivalente por neutrones se recomienda considerar que los colimadores se encuentran completamente cerrados lo que ocasiona una mayor producción de neutrones. A continuación se presentan dos métodos que se emplean para estimar el equivalente de dosis por neutrones por unidad de rayos X impartidos en isocentro, 𝐷𝑛. Cabe señalar, que ambos métodos emplean el concepto de la distancia decirreductora en aire (TVD) que es la distancia requerida para que se reduzca la fluencia de neutrones térmicos a lo largo del laberinto y ductos largos, a un décimo del valor inicial, en m. El primer método para estimar 𝐷𝑛, se denomina como el método de Kersey y está dado por la Ec. 58. Esta técnica ha sido evaluada por McGinley y Butker [45] para un número de salas de tratamiento y para una variedad de modelos de aceleradores. Se ha determinado que la relación 97 entre los equivalentes de dosis por neutrones, calculado y medido, varía desde 0.82 a 2.3 para 13 instalaciones. McGinley y Butker también encontraron que la TVD para neutrones en el laberinto fue aproximadamente menor que 5 m en el 16 % de los casos. Por lo tanto, este método considera una TVD en aire igual a 5 m como una medida conservadoramente segura. Los autores concluyeron que este método en general estima dosis mayores a las realmente producidas y por lo tanto, se considera de naturaleza conservadora para propósitos de cálculo de blindajes. 𝐷𝑛 = 𝐻0 ∙ 𝑆𝑂 𝑆1⁄ ∙ 𝑑0 𝑑1⁄ 2 ∙ 10−𝑑2 5⁄ Ec. 58 donde 𝐻0 es el equivalente de dosis por neutrones a una distancia 𝑑0 (1.41 m) del blanco (𝐻0 corresponde al equivalente de dosis debido a neutrones directos, dispersos y térmicos) por unidad de dosis de rayos X impartidos en el isocentro; 𝑆𝑂 𝑆1⁄ es la razón entre las áreas de sección transversal, en la entrada interna del laberinto y a lo largo del laberinto; 𝑑1 es la distancia desde el isocentro al punto A sobre el eje central del laberinto desde el cual se hace visible el isocentro, en m. Para un laberinto con un solo tramo, la longitud del laberinto estará determinada por 𝑑2 (la distancia entre A y B en la Figura 34). En caso que el laberinto sea de dos tramos, deberán sumarse las longitudes de ambas tramos (AB’ + B’C). Para un laberinto con un tramo adicional, 𝐷𝑛 a la entrada de laberinto puede determinarse por la siguiente ecuación: 𝐷𝑛 = 𝐻0 ∙ 𝑆𝑂 𝑆1⁄ ∙ 𝑑0 𝑑1⁄ 2 ∙ 10−𝑑2 5⁄ ∙ 10−𝑑3 5 ⁄ ∙ 1 3⁄ Ec. 59 donde 𝑑2 es la distancia desde el punto A al punto B, en m; 𝑑3 es la distancia desde el punto B’ al punto C (entrada del laberinto), en m. A partir de esta ecuación es evidente que la adición de un tramo en el laberinto reduce la dosis de neutrones a la entrada del laberinto, en un factor de 1/3 para la misma longitud de laberinto total. Esto se debe a que la mayoría de los neutrones interaccionarán más con la pared del laberinto antes de alcanzar la entrada al laberinto. Esta reducción no se mantendrá si una de los tramos del laberinto es demasiado corto, o el área de la sección transversal del laberinto o la entrada del laberinto son demasiado grandes. El segundo método es el método de Kersey modificado por Wu y McGinley el cual ofrece una estimación más precisa del equivalente de dosis por neutrones (Sv m2 n-1)[13]: 𝐷𝑛 = 2.4 𝑥 10−15 ∙ 𝜙𝐴 ∙ √𝑆𝑂 𝑆1⁄ ∙ [1.64 ∙ 10−𝑑2 1.9⁄ + 10−𝑑2 𝑇𝑉𝐷𝑛⁄ ] Ec. 60 donde 𝑇𝑉𝐷𝑛 es la distancia decirreductora requerida para que la fluencia de neutrones decrezca a un décimo del valor inicial en m, y se estima de la siguiente manera: 𝑇𝑉𝐷𝑛 = 2.06√𝑆1 Ec. 61 98 El equivalente de dosis semanal debido a los neutrones está determinado por la siguiente ecuación: 𝐻𝑛 = 𝑊𝐿 ∙ 𝐷𝑛 Ec. 62 donde 𝑊𝐿 es la carga de trabajo de fuga semanal con el haz de alta energía (Gy·m2 semana-1). 4.13 Consideraciones para procedimientos especiales De acuerdo con el reporte No. 151 NCRP [13], si se considera que en la sala de tratamiento se van a realizar procedimientos especiales como TBI, la componente 𝐻𝑃𝑆 se debe determinar separadamente para técnicas isocéntricas (𝐻𝑃𝑆,𝐼𝑆𝑂) y no isocéntricas (𝐻𝑃𝑆,𝑇𝐵𝐼), es decir: 𝐻𝑃𝑆 = 𝐻𝑃𝑆,𝐼𝑆𝑂 + 𝐻𝑃𝑆,𝑇𝐵𝐼 Ec. 63 Para estimar 𝐻𝑃𝑆,𝐼𝑆𝑂, W en la Ec. 52 tomará el valor de 𝑊𝑠𝑐𝑎,𝑖𝑠𝑜, mientras que para 𝐻𝑃𝑆,𝑇𝐵𝐼, W en la Ec. 52 tomará el valor de 𝑊𝑇𝐵𝐼 y las distancias necesitarán ser medidas basándose en la geometría que guarda la colocación del paciente dentro de la sala para recibir un tratamiento TBI. Las energías de estas contribuciones pueden ser significativamente diferentes. En las Ec. 49, Ec. 51 y Ec. 52, WUG tomará el valor Wdir∙Uprim de la Ec. 22. Los equivalentes de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación de fuga dispersada por la pared y a la radiación de fuga transmitida a través de la pared del laberinto, pueden obtenerse a partir de las Ec. 51 y Ec. 53, donde WL estará dada por la Ec. 23. Para procedimientos especiales TBI, la Ec. 46 no es válida, ya que U depende en gran medida del procedimiento especial en particular. En ese caso, los equivalentes de dosis a la entrada del laberinto se deben evaluar mediante aplicación repetida de las ecuaciones Ec. 49 a la Ec. 53 para cada una de las principales barreras primarias, y los resultados para las barreras se suman para obtener el equivalente de dosis total a la entrada del laberinto. Para LINAC que operan con potenciales de aceleración superiores que 10 MV, el equivalente de dosis total a la entrada del laberinto está dominado por el equivalente de dosis por radiación gamma y por el equivalente de dosis por neutrones, tal como se determina en las secciones 4.11 y 4.12. Para los procedimientos especiales como TBI, IMRT y QA, W en las ecuaciones Ec. 57 y Ec. 62 corresponde a WL de la Ec. 23. Sin embargo, los equivalentes de dosis obtenidos usando estas ecuaciones son para haces de radiación que apuntan hacia abajo. Así, por ejemplo, si una configuración de TBI emplea una orientación de haz horizontal con el cabezal real del gantry ubicado lo más cercano a la entrada interna de laberinto, el equivalente de dosis por neutrones será mayor que el cuadrado de la razón de las distancias desde la entrada interna del laberinto al cabezal para las posiciones hacia abajo y horizontal. Por lo tanto, para estar conservadoramente 99 seguros en el diseño de salas que emplearán procedimientos especiales, se recomienda que, para haces de alta energía, los equivalentes de dosis (obtenidos de la Ec. 57 a la Ec. 62) se multipliquen por 1.5. En la actualidad, muchos procedimientos IMRT se realizan utilizando haces de rayos X con energías menores que 10 MeV, y debido a ello los equivalentes de dosis por radiación gamma y por neutrones, en la sala de tratamiento y a la entrada del laberinto, son generalmente bajos y el aumento en el equivalente de dosis a la entrada del laberinto se debe totalmente al incremento de la radiación de fuga. Sin embargo, si se usan energías más altas, los equivalentes de dosis por radiación gamma y por neutrones a la entrada del laberinto, aumentarán rápidamente con la energía y pueden dominar sobre la radiación de fuga. 4.14 Skyshine La metodología para calcular el skyshine por rayos X y por neutrones se presenta por NCRP en los reportes 51[11] y 151[13] en términos de tasa de equivalente de dosis (nSv h-1) de la siguiente manera: 𝐻𝑋 ̇ = 2.5 𝑥 107 (𝐵𝑥𝑠 ∙ 𝐷0 ̇ ∙ Ω1.3)𝑑𝑖 ∙ 𝑑𝑠2 Ec. 64 donde 𝐵𝑥𝑠 es el factor de transmisión en el blindaje del techo para rayos X; Ω es el ángulo sólido del tamaño máximo del campo de radiación (estereorradianes); di es la distancia vertical desde el blanco de rayos X hasta un punto situado 2 m por encima del techo, en m; ds es la distancia desde el isocentro al punto de medición, en m; ?̇?0 es la tasa de salida de dosis absorbida de rayos X a 1 m del blanco (Gy h-1); 2.5 𝑥 107 es el factor de conversión de Gy a nSv. 𝑯𝒏 = ̇ 𝟎. 𝟖𝟓 𝒙 𝟏𝟎𝟓 (𝑯𝒏𝒔 ∙ 𝜱𝟎 ∙̇ 𝜴)𝒅𝒊𝟐 𝒑𝒂𝒓𝒂 𝒅𝒔 ≤ 𝟐𝟎 𝒎 Ec. 65 donde 𝐻𝑛𝑠 es la razón entre equivalente de dosis 2 m más allá del techo con la fluencia de neutrones incidente en el techo (Sv cm2 n-1); di es la distancia desde el blanco al techo más 2 m, en m; Φ0 ̇ es la tasa de fluencia de neutrones a 1 m del blanco en dirección hacia el techo (n cm– 2 h–1); Ω = ángulo solido de las paredes blindadas subtendido por el blanco (m) y 0.85 x 105 incluye una conversión de Sv a nSv. Las ecuaciones anteriores se deben utilizar con precaución para obtener una estimación del orden de magnitud de este fenómeno, ya que con base en la experiencia de McGinley [15] la correlación es pobre entre los valores calculados mediante estas ecuaciones y lo medido, para distancias 𝑑𝑠 más grandes que 10 m desde el isocentro. El autor concluye que para distancias 𝑑𝑠 mayores a 10 100 m el método propuesto por NCRP 151 subestima la tasa de dosis de fotones y la tasa de dosis de neutrones. Figura 35 A la izquierda se muestran las condiciones de irradiación para evaluación del skyshine de fotones. A la derecha se muestran las condiciones de irradiación para la evaluación del skyshine de neutrones [13]. Para salas de radioterapia, Ω es el ángulo sólido subtendido por el área del techo irradiado, está dado por: Ω = 2𝜋 (1 − 𝑐𝑜𝑠𝜑) Ec. 66 donde φ es el ángulo de inclinación polar entre el centro y la periferia del círculo. En situaciones prácticas, es probable que la zona irradiada del techo sea más cercana a un cuadrado. En tales casos, es posible encontrar un valor aproximado de Ω para cálculos de skyshine reemplazando el área cuadrada por un área circular equivalente. Para radiación de fuga y dispersada, Ω es el valor subtendido por todo el techo. Para el haz primario, Ω debe calcularse para la sección transversal del campo máximo de radiación primario que produce el LINAC. 101 4.15 Herramienta de trabajo en Excel para el cálculo de blindajes de recintos de radioterapia donde se usen LINAC. Se desarrolló una herramienta de trabajo en Excel destinada para realizar el cálculo de blindajes de recintos de radioterapia que específicamente alberguen aceleradores lineales clínicos. Esta herramienta de trabajo está basada en los métodos de cálculo que han sido descritos en este capítulo. La herramienta de trabajo en Excel contiene hojas de cálculo específicas para determinar los espesores (de concreto) para barreras primarias, barreras secundarias de laberinto, barreras secundarias adyacentes a las barreras primarias y de puertas de un laberinto, considerando múltiples potenciales de aceleración del LINAC y desacoplando las cargas de trabajo debido a las diversas técnicas de tratamiento como pueden ser radioterapia conformacional 3D, IMRT, SBRT y TBI. Así también, los cálculos de los blindajes consideran todas las posibles fuentes de radiación (radiación primaria, radiación de fuga del cabezal del acelerador lineal y radiación dispersada por el paciente) que contribuyen en los puntos de cálculo de acuerdo con el tipo de barrera que se pretende diseñar y personas que se desea proteger. En particular, el método elegido para determinar los espesores de las barreras no se basa en establecer una carga máxima para el haz de rayos X de mayor energía posible, sino en proponer una carga de trabajo basada en el uso de los haces de rayos X producidos con múltiples potenciales de aceleración (6, 10 y 18 MV), esto en función de los diferentes tipos de técnicas de irradiación que se pretenden emplear para la impartición de tratamientos dentro del recinto. Al emplear las distintas cargas de trabajo que se han asignado para cada uno de estos haces de radiación se determina un espesor por separado. Aplicando la regla de las dos fuentes, se determina el espesor final para una sola componente de radiación en particular, que puede ser: radiación directa o primaria, radiación de fuga o radiación dispersada. Así también, una vez determinado el espesor de la barrera en cuestión, se puede verificar la idoneidad del espesor del blindaje que ha sido propuesto por el usuario, con respecto a las restricciones de dosis P y, en el caso particular de las zonas controladas la tasa de dosis en cualquier hora, considerando todas las fuentes de radiación que puedan estar incidiendo en el punto de cálculo. La herramienta de trabajo en Excel cuenta con una hoja que permite estimar el equivalente de dosis por skyshine en áreas colindantes a la sala de tratamiento. Esta herramienta de trabajo se ha elaborado para que un usuario interesado, y entrenado, en realizar el cálculo de blindajes de este tipo de recintos pueda hacerlo, con el fin de comparar y/o verificar sus propios resultados con los que se proponen mediante esta aplicación. 102 5 CÁLCULO DE BLINDAJES PARA UN RECINTO DE RADIOTERAPIA. CASO EJEMPLO. Empleando la herramienta de trabajo Excel que se ha desarrollado para el cálculo de blindajes en este trabajo y los planos arquitectónicos de una sala de tratamiento de radioterapia que forma parte de un hospital que se encuentra ubicado en la Ciudad de México y que actualmente alberga un LINAC TrueBeam, se llevó a cabo de manera independiente el cálculo de blindajes de dicho recinto. Los espesores de los blindajes determinados a partir de esta evaluación independiente fueron comparados con: 1) los espesores obtenidos a partir de una memoria analítica que se presentó, con el fin de evaluar sí al recinto había que hacerle reformas ante la incorporación del nuevo LINAC TrueBeam, y que fue aprobada ante la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias y 2) los espesores obtenidos empleando un programa Excel del Organismo Internacional de Energía Atómica, que sirve para el cálculo de los blindajes en radioterapia. Al final del capítulo, se presenta la comparación de los resultados de los cálculos que se han realizado para cada uno de los blindajes que conforman una misma sala de tratamiento de radioterapia. A continuación se describen las consideraciones que se tomaron para realizar el cálculo de los blindajes del recinto que se ha tomado como el caso ejemplo. 5.1 Recinto de radioterapia En las Figura 36 y Figura 37 se muestra el diseño de la sala de tratamiento que alberga en su interior un LINAC TrueBeam en corte superior y transversal respectivamente. Así también, en estas figuras se muestra la disposición del LINAC, la posición del isocentro y los puntos de cálculo que se han seleccionado, para determinar las dimensiones de cada uno de los blindajes, tomando en cuenta las consideraciones de diseño y empleando los métodos de cálculo que han sido descritos en capítulos anteriores. Los puntos de cálculo que han sido elegidos representan los lugares donde, por el mismo diseño de la sala de tratamiento, se puede esperar un mayor equivalente de dosis de radiación a través de las barreras, se espera que de cumplirse los objetivos de diseño del blindaje (P) en esos puntos radiológicamente más significativos, se garantizará el cumplimiento de las restricciones de dosis en el resto de la instalación. 103 Figura 36 Diseño de la sala de tratamiento de radioterapia que alberga un LINAC TrueBeam (corte superior). Las líneas azules y amarillas indican la proyección del haz primario y del haz dispersado por el paciente cuando el giro del gantry es 90° y 270°. Los círculos verdes indican los puntos de cálculo que se determinaron convenientes para determinar el espesor de los blindajes. Figura 37 Diseño de la sala de tratamiento de radioterapia que alberga un LINAC TrueBeam (corte transversal). Las líneas azules y amarillas indican la proyección del haz primario y del haz dispersado por el paciente cuando el giro del gantry es 180°. Los círculos verdes indican los puntos de cálculo para determinar el espesor del blindaje del techo. 104 5.1.1 Colindancias de la sala de tratamiento de radioterapia La sala de tratamiento que alberga en su interior el LINAC TrueBeam (Figura 36), pertenece a un servicio de radioterapia que se encuentra a nivel del sótano, y tiene las siguientes colindancias: Pared A: Colinda con una sala de tratamiento. Pared B: Colinda con oficinas de personal administrativo. Pared C: Colinda con un paso peatonal y de tránsito vehicular. Pared D’: Colinda con un pasillo de acceso restringido que da acceso a las demás salas de tratamiento que conforman el servicio de radioterapia. Pared D: Colinda con el área de control del LINAC. Techo: Colinda con un paso peatonal. Piso: Suelo natural, no hay nada debajo de este. 5.2 Ubicación del isocentro El isocentro se encuentra a 1 m de distancia del blanco de rayos X del LINAC TrueBeam, a una altura de 1.32 m con respecto a la losa de concreto de piso, a 3.21 m de la pared A, a 3.76 m de la pared B, a 3.25 m de la pared C, 4.62 m de la pared D y 1.87 m del techo. 5.3 Características del LINAC El LINAC TrueBeam permite la producción de haces de fotones de 6, 10, 15 y 18 MV y haces de electrones de 6, 9, 12, 15, 18 y 20 MeV. Además, éste cuenta con un colimador multiláminas (MLC) de 120 hojas y un gantry que gira 360 °. El LINAC no cuenta con contrapantalla. Las técnicas de irradiación que se pueden emplear con el LINAC para la impartición de tratamientos, son las siguientes: radioterapia convencional (3D), radioterapia conformacional tridimensional (CRT-3D), radioterapia de intensidad modulada (IMRT), radioterapia de arcos volumétricos (VMAT), irradiación de cuerpo completo (TBI) y radioterapia estereotáctica de cuerpo (SBRT) que se imparte en modalidad VMAT. Los tamaños de campo de radiación en el isocentro que se producen con el LINAC pueden variar desde 0.5 ∙ 0.5 cm2 hasta 40 ∙ 40 cm2. 5.4 Objetivos de diseño de blindaje Los objetivos de diseño de blindaje (P) empleados para determinar los espesores de los blindajes de la sala de tratamiento corresponden a los niveles de equivalente de dosis recomendados para el diseño de blindajes en el reporte NCRP 151 [13]: 105 0.1 mSv semana-1 (5 mSv año-1) para zonas controladas 0.02 mSv semana-1 (1 mSv año-1) para zonas no controladas Así también, para zonas no controladas se debe verificar que la tasa de equivalente de dosis en cualquier hora (TADR) no supera los 0.02 mSv (20 μSv en cualquier hora). En este trabajo para el cálculo de los blindajes no se consideran valores menores que P, ya que se están considerando restricciones de dosis, para las personas que pueden verse expuestas, menores que los valores de dosis efectiva E, recomendados por la ICRP, de 20 mSv año-1 para POE y de 1 mSv año-1 para miembros del público. 5.5 Distancias Las distancias y ángulos de interés empleados en los cálculos de blindaje, han sido medidos sobre los planos originales de la instalación que han sido proporcionados por personal del servicio de radioterapia del hospital. 5.6 Materiales de los blindajes  Para todos los blindajes de la sala de tratamiento a determinar se ha considerado el empleo de concreto ordinario (𝜌 = 2.35 g cm-3).  Para el blindaje de la puerta a la entrada del laberinto, se considera el empleo de los siguientes materiales: polietileno boratado (5% B por peso de polietileno) y acero (𝜌 = 7.87 g cm-3). 5.7 Carga de trabajo (W) - Consideraciones generales Con base en la experiencia clínica de un grupo de Físicos Médicos de distintos servicios de radioterapia de la Ciudad de México, se puntualiza lo siguiente:  Actualmente, existe una creciente tendencia del uso de haces de rayos X de 6 MV y de 10 MV para la impartición de tratamientos de radioterapia externa, particularmente IMRT, SBRT y TBI. Los haces de fotones > 10 MV son mayormente empleados para la impartición de tratamientos de CRT-3D.  El tiempo mínimo requerido para impartición de tratamientos considerando: inmovilización + comprobación de isocentro + toma de imágenes de verificación + tiempo de irradiación, varía dependiendo de la técnica de irradiación que se emplee, por ejemplo: o Un paciente que va a recibir una fracción de su tratamiento con radioterapia convencional o CRT-3D, puede ser tratado en un tiempo no menor que 15 min; 106 o Un paciente que va a recibir una fracción de su tratamiento con IMRT, puede ser tratado en un tiempo no menor que 20 min; o Un paciente que va a recibir un tratamiento especial SBRT o TBI, se estima que puede tomar un tiempo entre 45 hasta 90 min. o La carga de trabajo asignada para actividades destinadas al control de calidad de tratamientos y de dosimetría física (QA) debe ser considerada dependiendo de la técnica de irradiación empleada en radioterapia. Atendiendo lo anterior, en este trabajo se ha considerado calcular la carga de trabajo para cada haz de rayos X de acuerdo al porcentaje de uso en la impartición de tratamientos de radioterapia. Para ello, se ha tomado en cuenta la información concebida en el servicio de radioterapia acerca del uso real del LINAC, lo que corresponde aproximadamente a un: 30 % para los haces de 15 y 18 MV y, 70 % para los haces de 6 y 10 MV Aunque en la sección 5.3, se señaló que el LINAC Truebeam puede producir haces de rayos X de 15 MV, al desacoplar las cargas de trabajo por potencial de aceleración, no se ha considerado explícitamente la contribución de este haz de radiación, ya que con base en la estadística generada en este servicio, el empleo de estos haces para tratamientos corresponde aproximadamente al 6 %. Por lo anterior, se ha considerado conveniente, como una medida de seguridad, considerar dicho porcentaje dentro del 30 % que se asignó para los haces de rayos X de 18 MV. Para el cálculo de la carga de trabajo W se ha considerado que el POE que labora en este recinto, trabaja 8 horas diarias, 6 días a la semana, durante 50 semanas al año. Aunado a esto, para poder plantear la carga de trabajo se ha tenido en cuenta que el tiempo total que tome tratar al número de pacientes propuesto con cada una de las técnicas de irradiación, coincida con el tiempo máximo disponible para realizar tratamientos que supone la jornada de trabajo semanal. Así también, como medida de seguridad, no se ha considerado el tiempo que supone realizar actividades de QA, ya que se considera que tales actividades se realizarán entre tratamientos. Así también se ha desacoplado la carga de trabajo total de acuerdo al tipo de campo de radiación: directa, de fuga y dispersada por el paciente. Se ha considerado, para cada campo de radiación, la contribución de la carga de trabajo asociada con las actividades de QA, para ello, se ha supuesto que la dosis impartida en isocentro por esta razón asciende a un 20% de la dosis total empleada en cada uno de los tratamientos que se imparten, de acuerdo con la técnica de irradiación. Se ha supuesto de manera conservadora, por esta razón asignar un 20 % de la carga de trabajo total empleada en los tratamientos, para fines 107 de QA. Esto sucede, siempre y cuando estas actividades se distribuyan homogéneamente en el transcurso del tiempo. - Consideraciones para la carga de trabajo considerando IMRT y SBRT Como ya se ha mencionado anteriormente, los procedimientos IMRT así como también SRS - SBRT, a menudo usan haces de radiación pequeños que son producidos con MLC, que repercute en que las UM requeridas resulten ser más altas que las que se necesitarían impartir en un tratamiento de RT convencional para impartir la misma unidad de dosis en el paciente. Debido a que el MLC reduce la cantidad de radiación en la dirección primaria del haz, las Wdir y Wsca no se ven afectadas. Sin embargo, la WL si se ve afectada, y puede determinarse a partir de las siguientes dos formas: 1) aplicando el factor 𝐶 (Ec. 23) y 2) considerando el porcentaje de pacientes que serán tratados empleando cada una de las técnicas. El factor C solo será empleado para el cálculo de la carga de radiación de fuga de 6 y 10 MV, ya que los tratamientos IMRT y SBRT, en la actualidad se restringen a estas energías. Así también, ya que los tratamientos SBRT se imparten bajo la modalidad VMAT, se supone como una medida de seguridad para el cálculo de espesores de barreras secundarias, que el 100% de los tratamientos con haces de 10 MV se realizan empleando la técnica de IMRT. Para tratamientos con haces de rayos X de 6 MV, se ha considerado que el 98 % de los tratamientos son IMRT y un 2% son TBI. Por otra parte, se estimó el factor de eficiencia IMRT (C) empleando el método propuesto en el reporte 151 de la NCRP [13]. Para ello, se recolectaron datos sobre la cantidad de UM impartidas y la dosis prescrita por fracción de tratamiento considerando algunos casos clínicos IMRT que se realizaron con un LINAC TrueBeam. Con base en la información recolectada, se procedió a calcular las UM promedio necesarias para impartir una unidad prescrita de dosis absorbida por fracción (Dpre) para los "i" casos IMRT, de la siguiente manera: 𝑈𝑀𝐼𝑀𝑅𝑇 = ∑ 𝑈𝑀𝑖〖𝐷𝑝𝑟𝑒)𝑖𝑖 𝑖⁄ = [ 1031 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 862 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 1291 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 827 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 1019 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 1324 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦+ 841 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 1319 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 1271 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 1747 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 762 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 784 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦+ 1319 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 580 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 1039 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 + 1949 𝑈𝑀200 𝑐𝐺𝑦 ]/ 16= ( 1123 ± 369 𝑈𝑀)/( 200 𝑐𝐺𝑦) Se calcularon las UM requeridas para impartir la misma unidad de dosis absorbida en un maniquí a una profundidad de 10 cm, a 100 cm de distancia del blanco a la superficie, utilizando un campo de 10 x 10 cm2, para obtener las 𝑈𝑀𝑐𝑜𝑛𝑣 (se escoge una profundidad de 10 cm para representar una profundidad de tratamiento promedio para RT convencional). 108 Los físicos del servicio de radioterapia de donde se colectaron los "i" casos IMRT, basados en sus mediciones de calibración del LINAC TrueBeam, indicaron que el porcentaje de dosis en profundidad de 10 cm, a 100 cm de distancia del blanco a la superficie, considerando un campo de 10 x 10 cm2 es de 66.5 % para haces de 6 MV y de 73.6 % para haces de 10 MV. Por lo tanto, empleando estos valores y asumiendo el hecho de que en la profundidad de dosis máxima se cumple que 1 cGy = 1 UM, se determinó el promedio de 𝑈𝑀𝑐𝑜𝑛𝑣: 𝑈𝑀𝑐𝑜𝑛𝑣 = ∑ 𝑈𝑀𝑖〖𝐷𝑝𝑟𝑒)𝑖𝑖 𝑖⁄ = (287 ± 21 𝑈𝑀)200 𝑐𝐺𝑦 Utilizando los resultados anteriores, se determinó el factor CIMRT de la siguiente manera: 𝐶 = 𝑈𝑀𝐼𝑀𝑅𝑇 𝑈𝑀𝑐𝑜𝑛𝑣 = 1123 ± 369 𝑈𝑀 287 ± 21 𝑈𝑀 = 3.9 ± 1.3 El factor C estimado se encuentra dentro del intervalo de 2 a 10 que se establece en la literatura. Particularmente, NCRP 151[13] establece que cualquiera que sea la energía, la experiencia sobre aceleradores similares indica que el promedio de C (para su uso en la Ec. 23) es cerca de 5. Para efectos de cálculo en este trabajo se empleará el valor C máximo obtenido de 5.2 - Consideraciones para la carga de trabajo considerando TBI Debido a que la geometría de irradiación que generalmente se emplea para la impartición de tratamientos TBI es no isocéntrica, la carga de trabajo de radiación directa y dispersada por el paciente se verán afectadas, y por tanto cada una de estas cargas, se estimó de la siguiente manera: 𝑊𝑇𝐵𝐼 = 𝐷𝑇𝐵𝐼 ∙ 𝑑𝑇𝐵𝐼2 La carga de trabajo para radiación de fuga no se ve afectada y por tanto se calcula como: 𝑊𝐿 = 𝑊𝑒𝑠𝑡𝑎𝑛𝑑𝑎𝑟 + 𝑊𝑇𝐵𝐼 + 𝐶 ∙ (𝑊𝐼𝑀𝑅𝑇 + 𝑊𝑆𝐵𝑅𝑇) Para la carga de trabajo por radiación dispersada en TBI se consideró la posición real del paciente dentro del recinto. De acuerdo con el diseño preexistente del recinto, se establece que la distancia desde el isocentro a la posición del paciente, en dirección a la pared A, es de 2.6 m. Dependiendo de la situación clínica específica, las técnicas de impartición de tratamientos TBI se dividen en categorías, en este trabajo con el propósito de considerar la carga de trabajo máxima, se ha considerado la categoría de altas dosis de TBI, que consiste en la entrega total de 13.5 Gy en el plano medio del paciente, aplicada en 6 fracciones con haces laterales opuestos de 109 6 MV [49]. Para esta instalación se ha considerado prudente considerar que sólo un paciente por semana podrá ser tratado por TBI, debido a que no es una instalación que se haya planificado para impartir exclusivamente este tipo de tratamientos. En la Tabla 5-1 se muestra el número de pacientes a tratar con cada una de las técnicas de irradiación de radioterapia y las dosis de prescripción en isocentro máximas por sesión de tratamiento propuestas para basar el cálculo de los blindajes de la sala de tratamiento mostrado en las Figura 36 y Figura 37, considerando una proyección realista del uso del LINAC TrueBeam. Es posible observar que el tiempo disponible en una semana laboral para realizar tratamientos (6 días semana-1 ∙ 8 h día-1 ∙ 60 min h-1= 2880 min semana-1) coincide con el tiempo total que tomaría realizar el número total de tratamientos considerando las diferentes técnicas de irradiación. Tabla 5-1 Consideraciones acerca del número de pacientes, el tiempo total de tratamientos y la dosis total en isocentro para cada una de las técnicas de irradiación, que se utilizan para determinar la carga de trabajo semanal. Potencial de aceleración (MV) Pacientes por semana Tiempo total empleado (min) Técnica de irradiación Dosis prescrita en isocentro (Gy paciente-1) Dosis total en isocentro (Gy semana-1) Dosis total en isocentro dedicada a QA (Gy semana-1) 18 40 600 CRT-3D 3 120 24.0 0 0 IMRT 3 0 0.0 0 0 TBI 0 0.0 0.0 0 0 SBRT 15 0.0 0.0 QA 24.0 10 0 0 CRT-3D 3 0 0.0 41 820 IMRT 3 123 25.0 0 0 TBI 0 0 0.0 5 300 SBRT 15 75 15.0 QA 40.0 6 0 0 CRT-3D 3 0 0.0 40 800 IMRT 3 120 24.0 1 60 TBI 91 91 18.0 5 300 SBRT 15 75 15.0 QA 57.0 Total: 132 2880 Carga de trabajo directa (Gy semana-1): 725 Utilizando las consideraciones de la Tabla 5-1 y aplicando los métodos de cálculo de la sección 3.5.1, se estimaron las cargas de trabajo para cada una de los campos de radiación (directa, de fuga y dispersada por el paciente) asociados al uso del LINAC TrueBeam. 110 Tabla 5-2 Cargas de trabajo estimadas para cada uno de los campos de radiación producidos, según el empleo de los haces de fotones. Potencial de aceleración (MV) W directa en isocentro (Gy semana-1) W de fuga (Gy semana-1) W dispersada en isocentro (sin considerar TBI) (Gy semana-1) W dispersada en posición TBI (Gy semana-1) 18 144 144 144 0 10 238 1236 238 0 6 344 1326 234 16.2 Los resultados de los equivalentes de dosis determinados con el programa Excel están dados en μSv/semana y en μSv en cualquier hora con fines de comparación con P y el limite TADR en cualquier hora, respectivamente. Así también, considerando el uso exclusivo de haces de rayos X, es decir campos de radiación con factor de calidad Q = 1, se considera la siguiente condición de que 1 Gy  1 Sv. 5.8 Desarrollo de los cálculos A modo de ejemplo se muestran los cálculos que se realizaron para determinar el espesor de una barrera primaria, considerando que la misma se emplea para blindar la radiación primaria que se hace incidir en el isocentro y en posición no isocéntrica. Así también, se muestran los cálculos que se realizaron para determinar el espesor de una barrera secundaria adyacente a la primaria y, de una barrera secundaria que delimita el laberinto de la sala de tratamiento. Por último, se muestran los cálculos para determinar el equivalente de dosis por fotones, por neutrones y por radiación gamma a la entrada del laberinto de la sala de tratamiento, y que se utilizan para determinar el espesor del blindaje mixto de la puerta. 5.8.1 Barrera primaria considerando tratamientos TBI. Pared A En la Figura 38 se muestran tres puntos de cálculo y las distancias más representativas que se han elegido para realizar el cálculo de los blindajes que conforman la pared A de la sala de tratamiento de radioterapia. 111 Figura 38 Puntos de cálculo elegidos para determinar el espesor de la barrera primaria y la barrera secundaria que conforman la pared A de la sala de tratamiento de radioterapia. En color rojo se indica la trayectoria de la radiación primaria. En color anaranjado se indica la trayectoria de la radiación de fuga del cabezal del LINAC cuando el gantry se encuentra en dos distintas posiciones (90 y 270° de giro del gantry). En color verde se indica la trayectoria de la radiación dispersada por el paciente en el isocentro. En la posición de la estrella se indica el lugar donde se colocan a los pacientes que reciben tratamientos TBI. 5.8.1.1 Ancho de barrera Utilizando la Ec. 36 se determinó el ancho (W) de la barrera primaria: 𝑊 = 0.4 ∙ √2 ∙ 𝑋 + 0.6 = (0.566 ∙ 5.06 𝑚) + 0.6 𝑚 = 3.46 𝑚 5.8.1.2 Espesor de barrera Parámetros de cálculo Punto de cálculo: 2 Tipo de barrera: Primaria Colindancia: Sala de tratamiento 112 Clasificación de zona: Controlada Objetivo de diseño de blindaje (P): 0.1 mSv semana-1 o 100 μSv semana-1 Ángulo de rotación del gantry: 90° Factor de uso (U): 0.213 para técnicas de irradiación isocéntricas (Ver Tabla 3-2) y 1 para tratamientos TBI. Factor de ocupación (T): 1 Cargas de trabajo de fuentes de radiación primaria: 𝑾𝒅𝒊𝒓(6 𝑀𝑉): 234 Gy m2 semana-1; 𝑾𝒅𝒊𝒓(6 𝑀𝑉, 𝑇𝐵𝐼): 110 Gy m2 semana-1 𝑾𝒅𝒊𝒓(10 𝑀𝑉): 238 Gy m2 semana-1; 𝑾𝒅𝒊𝒓(10 𝑀𝑉, 𝑇𝐵𝐼): 0 Gy m2 semana-1 𝑾𝒅𝒊𝒓(18 𝑀𝑉): 144 Gy m2 semana-1; 𝑾𝒅𝒊𝒓(18 𝑀𝑉, 𝑇𝐵𝐼): 0 Gy m2 semana-1 Distancia del blanco de rayos X al punto de cálculo (dprim): 7.07 m Tamaño máximo del campo de radiación: 40 ∙ 40 cm2 Material de la barrera (y densidad promedio): Concreto (2.35 g cm-3) Sustituyendo los parámetros de cálculo anteriores en las ecuaciones de la sección 4.1, se determinó el factor de transmisión de radiación B, el número de TVL “n” y el espesor de la barrera primaria para cada haz de radiación primario CX: 6 MV: 𝑩𝒑𝒓𝒊𝒎(6 𝑀𝑉) = 𝑃 (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2𝑊𝑈𝑇= 0.1 𝑚𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 (7.07 𝑚)2(110000 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 + 234000 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.213) ∙ 1 ∙ 1 𝑚𝑆𝑣𝑚𝐺𝑦 = 3.15 ∙ 10−5 𝒏 = −𝑙𝑜𝑔10(3.15 ∙ 10−5) = 4.5 𝒕𝒑𝒓𝒊𝒎(6 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 370 mm + (4.5 − 1) ∙ 330 𝑚𝑚 = 1526 𝑚𝑚 113 10 MV: 𝑩𝒑𝒓𝒊𝒎(10 𝑀𝑉) = 𝑃 (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2𝑊𝑈𝑇 = 0.1 𝑚𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 (7.07 𝑚)2(0 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 + 238000 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.213) ∙ 1 ∙ 1 𝑚𝑆𝑣𝑚𝐺𝑦 = 1.00 ∙ 10−4 𝒏 = −𝑙𝑜𝑔10(1.00 ∙ 10−4 ) = 4.0 𝒕𝒑𝒓𝒊𝒎(10 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 410 mm + (4.0 − 1) ∙ 370 𝑚𝑚 = 1520 𝑚𝑚 18 MV: 𝑩𝒑𝒓𝒊𝒎(18 𝑀𝑉) = 𝑃 (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2𝑊𝑈𝑇 = 0.1 𝑚𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 (7.07 𝑚)2(0 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 + 144000 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.213) ∙ 1 ∙ 1 𝑚𝑆𝑣𝑚𝐺𝑦 = 1.65 ∙ 10−4 𝒏 = −𝑙𝑜𝑔10(1.65 ∙ 10−4 ) = 3.8 𝒕𝒑𝒓𝒊𝒎(18 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 450 mm + (3.8 − 1) ∙ 430 𝑚𝑚 = 1646 𝑚𝑚 Como se puede observar, para estimar el espesor de la barrera primaria de la pared A, se ha considerado el desacoplamiento de la W debido a técnicas de irradiación isocéntricas y no isocéntricas, debido a que es hacia esa pared que se dirige el haz primario cuando se realizan tratamientos TBI dentro de la sala de tratamiento. Utilizando los valores de los espesores obtenidos previamente, se aplicó la regla de las dos fuentes (Ver Sección 4.5) de la siguiente manera: |𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(10 𝑀𝑉) − 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(6 𝑀𝑉) | = | 1520 𝑚𝑚 − 1526 𝑚𝑚| = 6 mm < TVL1 (10 𝑀𝑉) ⟹ 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚 = máx (𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(10 𝑀𝑉), 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(6 𝑀𝑉)) + 0.301 ∙ TVL1 (10 𝑀𝑉)= 1526 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 410 𝑚𝑚 = 1649 𝑚𝑚 114 |𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(18 𝑀𝑉) − 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(10 𝑀𝑉)| = |1646 𝑚𝑚 − 1520 𝑚𝑚| = 126 𝑚𝑚 < TVL1 (18 𝑀𝑉)⟹ 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚 = má x (𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(18 𝑀𝑉), 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(10 𝑀𝑉)) + 0.301 ∙ TVL1 (18 𝑀𝑉)= 1646 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 450 𝑚𝑚 = 1782𝑚𝑚 |𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(18 𝑀𝑉) − 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(6 𝑀𝑉)| = |1646 𝑚𝑚 − 1526 𝑚𝑚| = 120 𝑚𝑚 < TVL1 (18 𝑀𝑉)⟹ 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚 = máx (𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(18 𝑀𝑉), 𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚(6 𝑀𝑉)) + 0.301 ∙ TVL1 (18 𝑀𝑉)= 1646 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 450 𝑚𝑚 = 1782𝑚𝑚 Con base en los resultados anteriores, se determinó que el espesor necesario para la barrera primaria en la pared A, efectivo para atenuar la radiación directa (considerando la incidencia al mismo tiempo de dos fuentes de radiación) es de: 1782 mm de concreto ordinario. 5.8.1.3 Verificación de la idoneidad del blindaje Para determinar si el espesor de la barrera es adecuado para atenuar también la carga de trabajo de fuga y dispersada por el paciente que se produce con los haces primarios de 6, 10 y 18 MV, se procedió a estimar la contribución al equivalente de dosis en el punto de cálculo debido a cada una de las fuentes de radiación, y se verificó que la suma total de equivalente de dosis para cada calidad de haz de radiación no exceda el objetivo de diseño P = 0.1 mSv semana-1 o 100 Sv semana-1.  Estimación del equivalente de dosis por radiación directa en el punto de cálculo Empleando los parámetros de cálculo establecidos en la sección 5.8.1.2 y mediante el reacomodo de la Ec. 29, se determinó la contribución al equivalente de dosis por radiación directa en el punto de cálculo para cada haz de radiación CX, como se muestra a continuación: 6 MV: 𝐻𝑑𝑖𝑟(6 𝑀𝑉) = 𝑊 𝑈 𝑇 𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚 (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2 = 𝑊 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 10−{1+[(𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚−𝑇𝑉𝐿1)/𝑇𝑉𝐿𝑒]} (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2 = (110000 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 + 234000 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.21) ∙ 1 ∙ 10−{1+[(1782−370330 )} ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦(7.07 𝑚)2= 16.7 𝜇𝑆𝑣 115 10 MV: 𝐻𝑑𝑖𝑟(10 𝑀𝑉) = 𝑊 𝑈 𝑇 𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚 (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2 = 𝑊 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 10−{1+[(𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚−𝑇𝑉𝐿1)/𝑇𝑉𝐿𝑒]} (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2 = (0 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 + 238000 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.21) ∙ 1 ∙ 10−{1+[(1782−410370 )} ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦(7.07 𝑚)2 = 19.6 𝜇𝑆𝑣 18 MV: 𝐻𝑑𝑖𝑟(18 𝑀𝑉) = 𝑊 𝑈 𝑇 𝐵𝑝𝑟𝑖𝑚 (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2 = 𝑊 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 10−{1+[(𝑡𝑝𝑟𝑖𝑚−𝑇𝑉𝐿1)/𝑇𝑉𝐿𝑒]} (𝑑𝑝𝑟𝑖𝑚)2 = (0 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 + 144000 𝑚𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.21) ∙ 1 ∙ 10−{1+[(1782−450430 )} ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦(7.07 𝑚)2 = 48.3 𝜇𝑆𝑣  Estimación del equivalente de dosis por radiación de fuga en el punto de cálculo Parámetros de cálculo Distancia desde el blanco al punto de cálculo (dL) = 7.07 m, cuando el gantry esté apuntando directamente hacia la barrera (es decir, cuando el LINAC está rotado a 90 º). Cargas de trabajo de fuentes de radiación de fuga 𝑾𝑳(𝟔 𝐌𝐕) = 1326 Gy m2 semana-1; TVL1= 340 mm; TVLe= 290 mm; (Tabla A 5 del Anexo A). 𝑾𝑳(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 1236 Gy m2 semana-1; TVL1= 350 mm; TVLe= 310 mm; (Tabla A 5 del Anexo A). 𝑾𝑳(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 144 Gy m2 semana-1; TVL1= 360 mm; TVLe= 340 mm; (Tabla A 5 del Anexo A). 116 Empleando los parámetros de cálculo establecidos previamente y los de la sección 5.8.1.2, y mediante el reacomodo de la Ec. 37, se determinó la contribución al equivalente de dosis por radiación de fuga en el punto de cálculo para cada haz de radiación CX, como se muestra a continuación: 6 MV: 𝐻𝐿(6 𝑀𝑉) = 𝐵𝐿 ∙ 𝑊𝐿 ∙ 𝑇 ∙ 𝑈 ∙ 10−3𝑑𝐿2 = 10−{1+[(1782−340 𝑚290 )} ∙ 1326000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 ∙ 0.21 ∙ 10−3 ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦(7.07𝑚)2= 0.006 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 10 MV: 𝐻𝐿(10 𝑀𝑉) = 𝐵𝐿 ∙ 𝑊𝐿 ∙ 𝑇 ∙ 𝑈 ∙ 10−3𝑑𝐿2 = 10−{1+[(1782−350 𝑚310 )} ∙ 1236000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 ∙ 0.21 ∙ 10−3 ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦(7.07𝑚)2= 0.013 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 18 MV: 𝐻𝐿(18 𝑀𝑉) = 𝐵𝐿 ∙ 𝑊𝐿 ∙ 𝑇 ∙ 𝑈 ∙ 10−3𝑑𝐿2 = 10−{1+[(1782−360 𝑚340 )} ∙ 144000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 ∙ 0.21 ∙ 10−3 ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦(7.07𝑚)2= 0.004 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎  Estimación del equivalente de dosis por radiación dispersada en el punto de cálculo Si la barrera primaria es suficientemente amplia para también blindar la radiación dispersada por el paciente en un ángulo pequeño, no es necesario aumentar el espesor de la barrera para proteger contra esta fuente de radiación. Por lo tanto para este cálculo, se asume el peor escenario, es decir, cuando la radiación incidente sobre el paciente es dispersada en un ángulo de 10º con respecto al eje central del haz, ya que en ese ángulo la fracción de dispersión (α) tiene el valor 117 más alto y la energía de la radiación dispersada a ángulos pequeños también es la más alta. Se considera que la energía de la radiación dispersada corresponde a la energía máxima del haz primario que se hace incidir sobre el paciente, debido a que de esta forma se toma en cuenta una mayor penetración en el medio material de la radiación dispersada. Parámetros de cálculo Espesor oblicuo de la barrera = 1782 mm (como son 10º de dispersión, se asume el peor escenario, es decir, cuando la radiación dispersada tiene incidencia perpendicular al atravesar el espesor de la barrera). Distancia desde el blanco al paciente ubicado en isocentro (dsca) = 1 m; Distancia desde el isocentro al punto de cálculo ubicado en isocentro (dsec) = 6.07 m; Distancia desde el blanco al paciente TBI (dsca) = 3.6 m; Distancia desde el paciente TBI al punto de cálculo (dsec) = 3.47 m; Factor de uso para radiación dispersada en ángulos pequeños (≤ 35°) = 0.25 (Recomendación NCRP 151) Fracción de dispersión para 10º, 𝖆(𝟏𝟖𝑴𝑽) = 1.42 ∙ 10−2 (Tabla A 2 del Anexo A) Fracción de dispersión para 10º, 𝖆(𝟏𝟎 𝑴𝑽) = 1.66 ∙ 10−2 (Tabla A 2del Anexo A) Fracción de dispersión para 10º, 𝖆(𝟔 𝑴𝑽) = 1.04 ∙ 10−2 (Tabla A 2 del Anexo A) Área del campo proyectado en isocentro = 40 ∙ 40 cm2 Área del campo máximo proyectado en posición TBI = 200∙200 cm2 Cargas de trabajo de fuentes de radiación dispersada: 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 144 Gy m2 semana-1; 𝑾𝒔𝒄𝒂, 𝑻𝑩𝑰(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 0 Gy m2 semana-1; 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 238 Gy m2 semana-1; 𝑾𝒔𝒄𝒂, 𝑻𝑩𝑰(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 0 Gy m2 semana-1; 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟔 𝐌𝐕) = 234 Gy m2 semana-1; 𝑾𝒔𝒄𝒂, 𝑻𝑩𝑰(𝟔 𝐌𝐕) = 110 Gy m2 semana-1; Empleando los parámetros de cálculo establecidos previamente y mediante el reacomodo de la Ec. 38 se determinó la contribución al equivalente de dosis por radiación dispersada en el punto de cálculo para cada haz de radiación CX, como se muestra a continuación: 118 6 MV: 𝐻𝑠𝑐𝑎(6𝑀𝑉) = 𝐵 𝑠𝑐𝑎 ∙ 𝑎 ∗ 𝑊 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 𝐹 400⁄ 𝑑𝑠𝑐𝑎 2 𝑑𝑠𝑒𝑐2 = ( 234000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎(1 𝑚)2 ∙ (6.07 𝑚)2 ∙ 1600400 + 110000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎(3.6 𝑚)2 ∙ (3.47 𝑚)2 ∙ 40,000400 ) (10−(1782350 ) ∙ 1.04 ∙ 10−2 ∙ 0.25 ∙ 1 ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦 ) = 6.53 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 10 MV: 𝐻𝑠𝑐𝑎(10 𝑀𝑉) = 𝐵 𝑠𝑐𝑎 ∙ 𝑎 ∗ 𝑊 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 𝐹 400⁄ 𝑑𝑠𝑐𝑎 2 𝑑𝑠𝑒𝑐2 = 10−(1782430 ) ∙ 1.66 ∙ 10−2 ∙ 238000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.25 ∙ 1 ∙ 1600400 ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦(1 𝑚)2 ∙ (6.07 𝑚)2= 7.76 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 18 MV: 𝐻𝑠𝑐𝑎(18 𝑀𝑉) = 𝐵 𝑠𝑐𝑎 ∙ 𝑎 ∗ 𝑊 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 𝐹 400⁄ 𝑑𝑠𝑐𝑎 2 𝑑𝑠𝑒𝑐2 = 10−(1782450 ) ∙ 1.42 ∙ 10−2 ∙ 144000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.25 ∙ 1 ∙ 1600400 ∙ 1000 𝜇𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦(1 𝑚)2 ∙ (6.07 𝑚)2= 6.15 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Por lo tanto, el equivalente de dosis total considerando la contribución por radiación directa, radiación de fuga y radiación dispersada por el paciente en el punto de cálculo para cada haz de radiación CX: 𝐻𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙(6 𝑀𝑉) = (16.9 + 0.006 + 6.53) 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 = 23.48 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 𝐻𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙(10 𝑀𝑉) = (19.8 + 0.013 + 7.76 ) 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 = 27.57 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 𝐻𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙(18 𝑀𝑉) = (48.8 + 0.004 + 6.15 ) 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 = 54.99 𝜇𝑆𝑣𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 119 Los resultados anteriores, indican que el espesor propuesto de 1782 mm permite adecuadamente reducir el equivalente de dosis por debajo del objetivo de diseño P para cada uno de los haces de radiación. Es posible observar que aún la suma del equivalente de dosis para dos haces de fotones de diferente energía no supera el nivel de protección P: 𝐻𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙(10 𝑀𝑉) + 𝐻𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙(18 𝑀𝑉) = 82.56 μSv semana-1 Por lo tanto, el espesor de la barrera primaria de la pared A de la sala de tratamiento resultante es de 1782 mm de concreto ordinario. El ancho mínimo requerido para la barrera primaria es de 3.46 m. 5.8.2 Barrera secundaria adyacente a la barrera primaria. Pared C En la Figura 39 se muestran los puntos de cálculo y las distancias más representativas que se han elegido para realizar el cálculo de los blindajes que conforman la pared C de la sala de tratamiento de radioterapia. Figura 39 Puntos de cálculo elegidos para determinar el espesor de la barrera primaria y la barrera secundaria que conforman la pared C de la sala de tratamiento de radioterapia. En color rojo se indica la trayectoria de la radiación primaria. En color anaranjado se indica la trayectoria de la radiación de fuga del cabezal del LINAC cuando el gantry se encuentra en dos distintas posiciones (con giro del gantry de 90° y 270 °). En color verde se indica la trayectoria de la radiación dispersada por el paciente en el isocentro. 120 Los cálculos para determinar el espesor requerido para la barrera secundaria adyacente a la barrera primaria que conforma la pared C se han realizado asumiendo dos geometrías, una en la que el giro del gantry es de 90° y otra cuando el giro del gantry es de 270°, en ambos casos, con respecto a la posición del gantry cuando está apuntando hacia el suelo. De acuerdo a los resultados obtenidos empleando las hojas Excel, se encuentra que el mayor espesor de la barrera secundaria se obtiene cuando se adopta la segunda geometría, es decir, cuando el gantry permanece más alejado de la pared C. Este resultado se atribuye a que la contribución de la radiación dispersada por el paciente en un ángulo de 30° es mayor que la contribución de radiación retrodispersada a 150°. Por lo tanto, el espesor resultante para la barrera secundaria en la pared C lo determina la componente de radiación dispersada por el paciente y no la contribución de radiación de fuga, esto a pesar de que en la primer geometría, el cabezal del LINAC se encuentra más cercano a la barrera. La contribución de radiación dispersada por el paciente debido al empleo de técnicas no isocéntricas cuando se realizan los cálculos para la geometría 1, se considera despreciable debido al incremento en la distancia entre la posición del paciente TBI y el punto de cálculo y, a que el factor de retrodispersión es bajo. Cuando se realizan los cálculos empleando la geometría 2 simplemente no se considera la contribución de radiación dispersada por TBI debido a que simplemente bajo esta geometría no se pueden realizar este tipo de tratamientos. A continuación se muestra a modo de ejemplo, los cálculos que se realizaron para determinar el espesor de la barrera secundaria en el punto de cálculo 8, considerando que el giro del gantry de 270° con respecto a la posición del gantry cuando está apuntando al suelo. Parámetros de cálculo Punto de cálculo: 8 Tipo de barrera: Secundaria Colindancia: Paso peatonal y de tránsito vehicular Clasificación de zona: No Controlada Objetivo de diseño de blindaje (P): 0.02 mSv semana-1 o 20 μSv semana-1 Ángulo de rotación del gantry: 270° (respecto de 0°: cuando el haz primario incide hacia el suelo) Factor de ocupación (T): 1/16 o 0.0625 (Se considera que el tiempo de permanencia de una persona del público no superará 30 min día-1, ya que no existen las condiciones que favorezcan su permanencia en esta zona). 121 5.8.2.1 Espesor de barrera considerando la incidencia oblicua de la radiación de fuga Parámetros de cálculo Distancia desde el blanco al punto de cálculo (dL) = 7.93 m, cuando el gantry esté apuntando directamente hacia la barrera (es decir, cuando el LINAC está rotado a 270 º). Cargas de trabajo de fuentes de radiación de fuga 𝑾𝑳(𝟔 𝐌𝐕) = 1217 Gy m2 semana-1. TVL1= 340 mm; TVLe= 290 mm; (Tabla A 5 del Anexo A). 𝑾𝑳(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 1236 Gy m2 semana-1. TVL1= 350 mm; TVLe= 310 mm; (Tabla A 5 del Anexo A). 𝑾𝑳(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 144 Gy m2 semana-1. TVL1= 360 mm; TVLe= 340 mm; (Tabla A 5 del Anexo A). Cálculos Sustituyendo los parámetros de cálculo anteriores en las ecuaciones de la sección 4.6.1, se determinó el factor de transmisión de radiación B, el número de TVL “n” y el espesor de la barrera secundaria para cada haz de radiación de fuga CX: 6 MV: 𝐵𝐿 = 𝑃 ∙ 𝑑𝐿2 𝑊𝐿 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 10−3 = 0.02 𝑚𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ (7.93 𝑚)21326000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.21 ∙ 0.0625 ∙ 10−3 ∙ 1 𝑚𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦 = 7.23 ∙ 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(7.23 ∙ 10−2) = 1.14 𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 340 mm + (1.14 − 1) ∙ 290 𝑚𝑚 = 370 𝑚𝑚 Similarmente para haces de rayos X de 10 y 18 MV: 122 10 MV: 𝐵𝐿 = = 7.76 ∙ 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(7.76 ∙ 10−2) = 1.11 𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 350 mm + (1.11 − 1) ∙ 310 𝑚𝑚 = 384 𝑚𝑚 18 MV: 𝐵𝐿 = = 6.65 ∙ 10−1 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(6.65 ∙ 10−1) = 0.18 𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 360 mm + (0.18 − 1) ∙ 340 𝑚𝑚 = 80 𝑚𝑚 Utilizando los valores de los espesores resultantes y aplicando la regla de las dos fuentes (Sección 4.5) se determina el espesor de la barrera secundaria requerido para atenuar la radiación de fuga, de la siguiente manera: |𝑡𝑠,𝐿(18 𝑀𝑉) − 𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉) | = | 80 𝑚𝑚 − 384 𝑚𝑚| = 304 mm < TVL1 (18 𝑀𝑉) ⟹ 𝑡𝑠,𝐿(total) = máx (𝑡𝑠,𝐿(18 𝑀𝑉), 𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉)) + 0.301 ∙ TVL1 (18 𝑀𝑉)= 384 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 350 𝑚𝑚 = 493 𝑚𝑚 |𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉) − 𝑡𝑠,𝐿(6 𝑀𝑉) | = | 384 𝑚𝑚 − 370 𝑚𝑚| = 14 mm < TVL1 (10 𝑀𝑉) ⟹ 𝑡𝑠,𝐿(total) = máx (𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉), 𝑡𝑠,𝐿(6 𝑀𝑉)) + 0.301 ∙ TVL1 (10 𝑀𝑉)= 384 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 350 𝑚𝑚 = 490 𝑚𝑚 Por lo tanto, el espesor de barrera secundaria necesario para atenuar la radiación de fuga, considerando la contribución por dos fuentes de radiación de fuga incidiendo al mismo tiempo, es de 493 mm de concreto ordinario. 123 5.8.2.2 Espesor de la barrera considerando la incidencia oblicua de la radiación dispersada por el paciente Parámetros de cálculo Distancia desde el blanco al isocentro donde se posiciona al paciente (dsca) = 1 m; Distancia desde el isocentro (paciente) al punto de cálculo (dsec) = 7.1 m; Ángulo de incidencia de la radiación dispersada por el paciente (en isocentro) sobre la barrera = 35° (respecto a la normal de la pared) Factor de uso para radiación dispersada en ángulos pequeños (≤ 35°) = 0.25 (Recomendación NCRP 151) Fracción de dispersión para 35º, 𝖆(𝟔 𝑴𝑽) = 1.94 ∙ 10−3 (Tabla A 2 del Anexo A) Fracción de dispersión para 35º, 𝖆(𝟏𝟎 𝑴𝑽) = 2.14 ∙ 10−3 (Tabla A 2 del Anexo A) Fracción de dispersión para 35º, 𝖆(𝟏𝟖 𝑴𝑽) = 1.78 ∙ 10−3 (Tabla A 2 del Anexo A) Área del campo de radiación proyectado en isocentro = 40 ∙ 40 cm2 Cargas de trabajo de fuentes de radiación dispersada: 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟔 𝐌𝐕) = 234 Gy m2 semana-1 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 238 Gy m2 semana-1 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 144 Gy m2 semana-1 Cálculos Sustituyendo los parámetros de cálculo anteriores en las ecuaciones de la sección 4.6.2, se determinó el factor de transmisión de radiación B, el número de TVL “n” y el espesor de la barrera secundaria para radiación dispersada por el paciente CX: 6 MV: 𝐵 𝑠𝑐𝑎 = 𝑃 ∙ 𝑑𝑠𝑐𝑎 2 ∙ 𝑑𝑠𝑒𝑐2𝑎 ∗ 𝑊 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 𝐹 400⁄ = 0.02 𝑚𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ (1 𝑚)2 ∙ (7.1 𝑚)21.94 ∙ 10−3 ∙ 234000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.25 ∙ 0.0625 ∙ 1600400 ∙ 1 𝑚𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦= 3.55 ∙ 10−2 124 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(3.55 ∙ 10−2) = 1.45 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(6 𝑀𝑉) = 𝑛 ∙ 𝑇𝑉𝐿𝑠𝑐𝑎 = 1.45 ∙ 250 𝑚𝑚 = 363 𝑚𝑚 Similarmente para haces de 10 y 18 MV: 10 MV: 𝐵 𝑠𝑐𝑎 = = 3.16 ∙ 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(3.16 ∙ 10−2) = 1.50 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(10 𝑀𝑉) = 𝑛 ∙ 𝑇𝑉𝐿𝑠𝑐𝑎 = 1.50 ∙ 280 𝑚𝑚 = 420 𝑚𝑚 18 MV: 𝐵 𝑠𝑐𝑎 = = 7.44 ∙ 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(7.44 ∙ 10−2) = 1.13 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(18 𝑀𝑉) = 𝑛 ∙ 𝑇𝑉𝐿𝑠𝑐𝑎 = 1.13 ∙ 300 𝑚𝑚 = 339 𝑚𝑚 Utilizando los valores de los espesores resultantes y aplicando la regla de las dos fuentes se determina el espesor de la barrera secundaria requerido para atenuar la radiación dispersada por el paciente: |𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(10 𝑀𝑉) − 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(6 𝑀𝑉) | = | 420 𝑚𝑚 − 363 𝑚𝑚| = 57 mm < TVL𝑠𝑐𝑎 (10 𝑀𝑉) ⟹ 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(total)= máx (𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(10 𝑀𝑉), 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(6 𝑀𝑉)) + 0.301 ∙ TVL𝑠𝑐𝑎 (10 𝑀𝑉)= 420 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 280 𝑚𝑚 = 504 𝑚𝑚 |𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(18 𝑀𝑉) − 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(6 𝑀𝑉) | = | 339 𝑚𝑚 − 363 𝑚𝑚| = 24 mm < TVL𝑠𝑐𝑎 (18 𝑀𝑉) ⟹ 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(total)= máx (𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(10 𝑀𝑉), 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(6 𝑀𝑉)) + 0.301 ∙ TVL𝑠𝑐𝑎 (18 𝑀𝑉)= 363 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 300 𝑚𝑚 = 453 𝑚𝑚 125 |𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(18 𝑀𝑉) − 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(10 𝑀𝑉) | = | 339 𝑚𝑚 − 420 𝑚𝑚| = 81 mm < TVL𝑠𝑐𝑎 (18 𝑀𝑉) ⟹ 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(total)= má x (𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(10 𝑀𝑉), 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(6 𝑀𝑉)) + 0.301 ∙ TVL𝑠𝑐𝑎 (18 𝑀𝑉)= 420 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 300 𝑚𝑚 = 510 𝑚𝑚 Por lo tanto, el espesor de la barrera secundaria necesario para atenuar la radiación dispersada por el paciente que se encuentra posicionado en el isocentro, considerando la contribución de dos fuentes de radiación incidiendo al mismo tiempo, es de 510 mm de concreto ordinario. 5.8.2.3 Espesor resultante de la barrera secundaria Aplicando nuevamente la regla de las dos fuentes para los espesores oblicuos obtenidos considerando la contribución por separado de la radiación de fuga y la radiación dispersada por el paciente, secciones 5.8.2.1 y 5.8.2.2, se determina que el espesor de la barrera secundaria requerido es: |𝑡𝑠,𝐿(𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙) − 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙)| = | 510 𝑚𝑚 − 493 𝑚𝑚| = 21 mm < TVL1,𝐿 (18 𝑀𝑒𝑉) ⟹ 𝑡𝑠𝑒𝑐 = má x(𝑡𝑠,𝐿 , 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎) + 0.301 ∙ TVL1,𝐿 (18 𝑀𝑒𝑉) = 510 𝑚𝑚 + 0.301 ∙ 360 𝑚𝑚 = 618 𝑚𝑚 𝑑𝑒 𝑐𝑜𝑛𝑐𝑟𝑒𝑡𝑜 𝑜𝑟𝑑𝑖𝑛𝑎𝑟𝑖𝑜 5.8.2.4 Verificación de la idoneidad del blindaje Si se calculan los factores de transmisión para cada fuente de radiación secundaria y mediante el re-arreglo de las Ec. 37 y Ec. 38 respectivamente, se verifica que el equivalente de dosis a través del espesor de la barrera secundaria de 618 mm de concreto ordinario, resulta menor que P: 𝐻𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙(6 𝑀𝑉) = 4.7 μSv semana-1 𝐻𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙(10 𝑀𝑉) = 7.4 μSv semana-1 𝐻𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙(18 𝑀𝑉) = 2.8 μSv semana-1 Observe que aún sumando los equivalentes de dosis resultantes, considerando dos fuentes de radiación, se continúa cumpliendo con no exceder el objetivo de diseño de la barrera de 20 μSv semana-1 en el punto de cálculo. 5.8.2.5 Evaluación de TADR en el punto de cálculo El área a proteger donde se ubicó el punto de cálculo, se trata de una Zona No Controlada, es decir de libre acceso para el público, además de haber evaluado que el objetivo de diseño de la 126 barrera P se cumple, se evaluó que la restricción de la tasa de equivalente de dosis promediada en el tiempo (TADR) no excede 20 µSv en cualquier hora. Parámetros de cálculo Espesor de la barrera secundaria (𝑡𝑠𝑒𝑐)= 618 mm Tasa de dosis máxima a la salida en dmáx (para haces de 6 MV): 360 Gy h-1 Tasa de dosis máxima a la salida en dmáx (para haces de 10 MV): 1440 Gy h-1 Tasa de dosis máxima a la salida en dmáx (para haces de 18 MV): 720 Gy h-1 Fracción de dispersión para 35º, 𝖆(𝟔 𝑴𝑽) = 1.94 ∙ 10−3 (Tabla A 2 del Anexo A) Fracción de dispersión para 35º, 𝖆(𝟏𝟎 𝑴𝑽) = 2.14 ∙ 10−3 (Tabla A 2 del Anexo A) Fracción de dispersión para 35º, 𝖆(𝟏𝟖 𝑴𝑽) = 1.78 ∙ 10−3 (Tabla A 2 del Anexo A) Cálculos Para determinar el equivalente de dosis en cualquier hora (Rh) en el punto de cálculo, primero se tiene que calcular la tasa de dosis instantánea (IDR) considerando cada una de las fuentes de radiación secundarias que inciden sobre el blindaje: 𝑰𝑫𝑹𝑳 (𝟔 𝑴𝑽) = 720 𝐺𝑦 ℎ⁄ ∙ 10−(1+(618 −340290 )) ∙ 1𝑥10−3 ∙ 1 ∙ 106 𝜇𝑆𝑦1 𝐺𝑦(7.93 𝑚)2 = 126 𝜇𝑆𝑣ℎ 𝑰𝑫𝑹𝒔𝒄𝒂 (𝟔 𝑴𝑽) = 720 𝐺𝑦 ℎ⁄ ∙ 1.94 𝑥 10−3 ∙ 10−618 𝑚𝑚250 𝑚𝑚 ∙ 1600400 ∙ 1 ∙ 106 𝜇𝑆𝑦1 𝐺𝑦(1 𝑚)2 ∙ (7.1 𝑚)2 = 374 𝜇𝑆𝑣ℎ Una estimación razonable para este recinto, considerando el tiempo que implica la impartición de diferentes tratamientos, es que no más de 4 pacientes pueden ser tratados en una hora. Debido a que el número promedio de pacientes tratados en una hora es 2.75 (132 pacientes semana-1/ 48 h semana-1), el valor M para la Ec. 28 es: 4 / 2.75 = 1.5 Por lo tanto, el equivalente de dosis en cualquier hora (Rh) en el punto de cálculo empleando las Ec. 27 y Ec. 28: 127 𝑅ℎ (6 𝑀𝑉) = (𝑀48) 𝑅𝑊 = ( 𝑀48) (𝐼𝐷𝑅𝐿 ∙ 𝑊𝐿𝑈𝐿𝐷𝑅0 + 𝐼𝐷𝑅𝑠𝑐𝑎 ∙ 𝑊𝑠𝑐𝑎𝑈𝑠𝑐𝑎𝐷𝑅0 ) = ( 1.548 ℎ𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎) (126 𝜇𝑆𝑣ℎ ∙ 1217 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.21720 𝐺𝑦ℎ + 374 𝜇𝑆𝑣ℎ ∙ 234 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.25720 𝐺𝑦ℎ ) = 2.28 𝜇𝑆𝑣 𝑒𝑛 𝑐𝑢𝑎𝑙𝑞𝑢𝑖𝑒𝑟 ℎ𝑜𝑟𝑎 Similarmente, Rh para los haces de rayos X de 10 y 18 MV: 𝑅ℎ (10 𝑀𝑉) = 3.61 𝜇𝑆𝑣 𝑒𝑛 𝑐𝑢𝑎𝑙𝑞𝑢𝑖𝑒𝑟 ℎ𝑜𝑟𝑎 𝑅ℎ (18 𝑀𝑉) = 1.39 𝜇𝑆𝑣 𝑒𝑛 𝑐𝑢𝑎𝑙𝑞𝑢𝑖𝑒𝑟 ℎ𝑜𝑟𝑎 Los valores de Rh anteriormente estimados, cumplen con no exceder la restricción de dosis de 20 μSv en cualquier hora. Observe que aún la suma de estos valores, considerando dos fuentes de radiación, sigue cumpliendo con la restricción de dosis. Por lo tanto, el espesor requerido para la barrera secundaria en el punto de cálculo 8 de 618 mm de concreto ordinario, es adecuado porque permite cumplir con las restricciones de dosis P y 𝑅ℎ para Zonas No Controladas. Utilizando la hoja Excel, se puede verificar que aún empleando un valor de espesor de 560 mm, se cumple con estar por debajo de ambas restricciones de dosis. Sin embargo, para determinar que espesor final se debe proponer para la barrera secundaria, lo que se realizó fue determinar cuál es el espesor mínimo entre 560 y 618 mm, tal que al estimar el equivalente de dosis por fotones y por neutrones rápidos se cumpla con estar por debajo de la restricción de dosis P. Por lo tanto, empleando el Excel, se ha determinado que el espesor final para esta barrera secundaria es de 590 mm de concreto ordinario (Ver Tabla 5-6). 5.8.3 Barrera secundaria de laberinto. Pared D En la Figura 40 se muestran tres puntos de cálculo y las distancias más representativas que se han elegido para realizar el cálculo de los blindajes que conforman las paredes D y D’ del laberinto de la sala de tratamiento de radioterapia. 128 Figura 40 Puntos de cálculo elegidos para determinar el espesor de las barreras secundarias que conforman las paredes D y D’ de la sala de tratamiento de radioterapia. Las líneas de color anaranjado indican la trayectoria de la radiación de fuga del cabezal del LINAC cuando el gantry se encuentra en tres distintas posiciones (con el giro del gantry a 0°, 90° y 270 °). Los cálculos para determinar el espesor de concreto ordinario de la barrera secundaria que delimita al laberinto de la sala de tratamiento (Pared D) se han realizado como se describe en la sección 4.7, considerando dos diferentes geometrías, una en la que el giro del gantry es a 0° y otra cuando el giro del gantry es a 270°. De acuerdo con los resultados obtenidos utilizando las hojas Excel, resulta que el espesor máximo para la barrera secundaria se obtiene cuando el giro del gantry está a 0°. Este resultado se atribuye a que el factor de uso para esta orientación del haz de radiación primario se ha considerado mayor que para cuando el gantry está a 270°. A continuación se muestra a modo de ejemplo, los cálculos que se realizaron para determinar el espesor de concreto de la barrera, asumiendo que el giro del gantry del LINAC está a 0 °. Parámetros de cálculo Punto de cálculo: 11 Tipo de barrera: Secundaria, Laberinto Colindancia: Área de control del LINAC 129 Clasificación de zona: Controlada Objetivo de diseño de blindaje (P): 0.1 mSv semana-1 o 100 μSv semana -1 Ángulo de rotación del gantry: 0° (es decir, cuando el haz incide hacia el suelo) Factor de ocupación (T): 1 Factor de uso: 0.31 5.8.3.1 Espesor de barrera considerando la incidencia oblicua de la radiación de fuga Parámetros de cálculo Distancia desde el blanco al punto de cálculo (dL) = 7.37 m, cuando el giro del gantry es 0º. Cargas de trabajo de fuentes de radiación de fuga 𝑾𝑳(𝟔 𝐌𝐕) = 1217 Gy m2 semana-1 TVL1= 340 mm; TVLe= 290 mm; (Tabla A 5 del Anexo A) 𝑾𝑳(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 1236 Gy m2 semana-1 TVL1= 350 mm; TVLe= 310 mm; (Tabla A 5 del Anexo A) 𝑾𝑳(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 144 Gy m2 semana-1 TVL1= 360 mm; TVLe= 340 mm; (Tabla A 5 del Anexo A) Cálculos Sustituyendo los parámetros de cálculo anteriores en las ecuaciones de la sección 4.6.1, se determinó el factor de transmisión de radiación B, el número de TVL “n” y el espesor de la barrera secundaria para cada haz de radiación de fuga CX: 6 MV: 𝐵𝐿 = 𝑃 ∙ 𝑑𝐿2 𝑊𝐿 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 10−3 = 0.1 𝑚𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ (7.37 𝑚)21217000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.31 ∙ 1 ∙ 10−3 ∙ 1 𝑚𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦 = 1.44𝑥 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(1.44 ∙ 10−2) = 1.84 130 𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 340 mm + (1.84 − 1) ∙ 290 𝑚𝑚 = 584 𝑚𝑚 Similarmente para haces de rayos de 10 y 18 MV: 10 MV: 𝐵𝐿 = 1.42 ∙ 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(1.42 ∙ 10−2) = 1.85 𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 350 mm + (1.85 − 1) ∙ 310 𝑚𝑚 = 613 𝑚𝑚 18 MV: 𝐵𝐿 = 1.22 ∙ 10−1 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10( 1.22 ∙ 10−1) = 0.91 𝑡𝑠,𝐿(10 𝑀𝑉) = 𝑇𝑉𝐿1 + (𝑛 − 1)𝑇𝑉𝐿𝑒 = 360 mm + (0.91 − 1) ∙ 340 𝑚𝑚 = 331 𝑚𝑚 Utilizando los valores de los espesores resultantes 𝑡𝑠,𝐿(𝐶𝑋) y aplicando la regla de las dos fuentes, se determina que el espesor de la barrera secundaria requerido para atenuar la radiación de fuga, considerando dos fuentes de radiación incidiendo al mismo tiempo, resulta de 721 mm de concreto ordinario. 5.8.3.2 Espesor de barrera considerando la incidencia de la radiación dispersada por el paciente Parámetros de cálculo Distancia desde el blanco al isocentro donde se posiciona al paciente (dsca) = 1 m; Distancia desde el isocentro (paciente) al punto de cálculo (dsec) = 7.37 m; Factor de uso para radiación dispersada = 1 131 Ángulo de dispersión de la radiación primaria dispersada por el paciente (en isocentro) = 90° (respecto al eje central del haz de radiación primario) Fracción de dispersión para 90º, 𝖆(𝟔 𝑴𝑽) = 4.26 ∙ 10−4 (Tabla A 2 del Anexo A) Fracción de dispersión para 90º, 𝖆(𝟏𝟎 𝑴𝑽) = 3.81 ∙ 10−4 (Tabla A 2 del Anexo A) Fracción de dispersión para 90º, 𝖆(𝟏𝟖 𝑴𝑽) = 1.89 ∙ 10−4 (Tabla A 2 del Anexo A) Área del campo de radiación proyectado en isocentro = 40 ∙ 40 cm2 Cargas de trabajo de fuentes de radiación dispersada: 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟔 𝐌𝐕) = 234 Gy m2 semana-1 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 238 Gy m2 semana-1 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 144 Gy m2 semana-1 Cálculos Sustituyendo los parámetros de cálculo anteriores en las ecuaciones de la sección 4.6.2, se determinó el factor de transmisión de radiación B, el número de TVL “n” y el espesor de la barrera secundaria para cada haz de radiación dispersado por el paciente CX: 6 MV: 𝐵 𝑠𝑐𝑎 = 𝑃 ∙ 𝑑𝑠𝑐𝑎 2 ∙ 𝑑𝑠𝑒𝑐2𝑎 ∗ 𝑊 ∙ 𝑈 ∙ 𝑇 ∙ 𝐹 400⁄ = 0.1 𝑚𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ (1 𝑚)2 ∙ (7.37 𝑚)24.26 ∙ 10−4 ∙ 234000 𝑚𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 ∙ 1 ∙ 1600400 ∙ 1 𝑚𝑆𝑣1 𝑚𝐺𝑦= 1.36 ∙ 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(1.36 ∙ 10−2) = 1.87 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(6 𝑀𝑉) = 𝑛 ∙ 𝑇𝑉𝐿𝑠𝑐𝑎 = 1.87 ∙ 170 𝑚𝑚 = 317 𝑚𝑚 Similarmente para haces de 10 y 18 MV: 10 MV: 𝐵 𝑠𝑐𝑎 = = 1.50 ∙ 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(1.50 ∙ 10−2) = 1.82 132 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(10 𝑀𝑉) = 𝑛 ∙ 𝑇𝑉𝐿𝑠𝑐𝑎 = 1.82 ∙ 180 𝑚𝑚 = 328 𝑚𝑚 18 MV: 𝐵 𝑠𝑐𝑎 = 4.99 ∙ 10−2 𝑛 = −𝑙𝑜𝑔10(4.99 ∙ 10−2) = 1.30 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(18 𝑀𝑉) = 𝑛 ∙ 𝑇𝑉𝐿𝑠𝑐𝑎 = 1.30 ∙ 190 𝑚𝑚 = 247 𝑚𝑚 Utilizando los valores de los espesores resultantes 𝑡𝑠,𝑠𝑐𝑎(𝐶𝑋) y aplicando la regla de las dos fuentes, se determina que el espesor de la barrera secundaria requerido para atenuar la radiación dispersada por el paciente, considerando dos fuentes de radiación incidiendo al mismo tiempo, es de 386 mm de concreto ordinario. 5.8.3.3 Espesor resultante de la barrera secundaria Examinando los espesores calculados en 5.8.3.1 y 5.8.3.2, es posible observar que los espesores obtenidos considerando la radiación de fuga resultan ser mayores que los espesores obtenidos considerando la radiación dispersada, debido principalmente a que los valores de TVL para la componente de radiación dispersada a 90° son más bajos. Por lo tanto, el espesor oblicuo requerido para la barrera secundaria queda determinado por la contribución de radiación de fuga, y no por la componente de radiación dispersada por el paciente. Si se calculan los factores de transmisión para cada fuente de radiación secundaria y mediante el re-arreglo de la Ec. 37 y Ec. 38 respectivamente, se verifica que el equivalente de dosis de fotones a través del espesor de la barrera secundaria de 721 mm de concreto ordinario, resulta menor que P para cada haz de radiación CX: 𝐻𝑇(6 𝑀𝑉) = 34.1 μSv semana-1 𝐻𝑇(10 𝑀𝑉) = 45.5 μSv semana-1 𝐻𝑇(18 𝑀𝑉) = 7.4 μSv semana-1 Aún sumando los equivalente de dosis considerando dos diferentes haces de radiación CX, se continúa cumpliendo con no superar el objetivo de diseño de la barrera de 100 μSv semana-1 en el punto de cálculo. 133 Una vez determinado el espesor oblicuo de concreto, lo siguiente es estimar el equivalente de dosis en el punto de cálculo debido a la transmisión de neutrones rápidos en el espesor que se ha determinado previamente. 5.8.3.4 Equivalente de dosis en el punto de cálculo debido a la transmisión de neutrones rápidos a través de la barrera secundaria (pared del laberinto) De acuerdo con la sección 4.7, se determinó la fluencia de neutrones rápidos por cada Gy de rayos X impartidos en isocentro, en ausencia de la barrera del laberinto, que logran alcanzar el punto de cálculo 11. 𝜙 (18 𝑀𝑉) = 𝜙𝑑𝑖𝑟𝑒𝑐𝑡𝑜𝑠 = 𝛽 ∙ 𝑄𝑁4 𝜋 𝑑12 = 1 ∙ 1.22 ∙ 10124 𝜋 (7.37 𝑚)2 = 1.79 ∙ 105 𝑛𝑒𝑢𝑡𝑟𝑜𝑛𝑒𝑠 𝑟𝑎𝑝𝑖𝑑𝑜𝑠𝑐𝑚2 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 𝜙 (10 𝑀𝑉) = 𝜙𝑑𝑖𝑟𝑒𝑐𝑡𝑜𝑠 = 𝛽 ∙ 𝑄𝑁4 𝜋 𝑑12 = 1 ∙ 6 ∙ 10104 𝜋 (7.37 𝑚)2 = 8.79 ∙ 103 𝑛𝑒𝑢𝑡𝑟𝑜𝑛𝑒𝑠 𝑟𝑎𝑝𝑖𝑑𝑜𝑠𝑐𝑚2 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 Donde se empleó 𝛽 = 1 (ya que de acuerdo al fabricante, el blindaje del cabezal es de plomo) y de la Tabla A 8 se eligió el valor 𝑄𝑁 mayor posible disponible, de acuerdo con la marca del acelerador y la energía nominal del haz de radiación primario. Para poder utilizar la Figura B 2 y determinar el valor de Hns que se requiere en la Ec. 42, ha sido necesario primero determinar la energía promedio de los neutrones directos (𝐸𝑑𝑖𝑟). Para ello, es necesario conocer el material y el espesor tanto del blanco como del blindaje del cabezal del LINAC. De acuerdo con la información proporcionada por los físicos del servicio, el blanco de rayos X es de W y el blindaje del cabezal de Pb. Empleando los valores de la energía promedio de los neutrones producidos por los electrones de 15 y 25 MeV en un blanco de W, en la Tabla A 10 tomada del reporte NCRP 79, se determina que para un haz de electrones con energía de 18 MeV, la energía promedio de los fotoneutrones primarios (sin blindaje, sin degradar su energía) es de 𝐸0̅̅ ̅ = 2 𝑀𝑒𝑉. Considerando que el espesor de plomo puede ser de aproximadamente 15 cm alrededor del blanco de W y que la capa hemirreductora de energía (HEL: espesor requerido para reducir la energía de un espectro de neutrones a la mitad) en el cabezal es de 25 cm (Ver Figura B 3 del anexo B), se determina que la energía promedio del espectro de neutrones directos es: 𝐸𝑑𝑖𝑟 = 𝐸0̅̅ ̅ (12)𝑥/𝐻𝐸𝐿 = 2 𝑀𝑒𝑉(12)15 /25 = 1.32 𝑀𝑒𝑉 134 Utilizando 𝐸𝑑𝑖𝑟 = 1.32 𝑀𝑒𝑉 y un valor del espesor de la barrera del laberinto de 792 mm de concreto de 2.14 g cm-3 (espesor equivalente a 721 mm de concreto ordinario de 2.35 g cm-3) aproximadamente resulta en un equivalente de dosis de neutrones directos 𝐻𝑛𝑠 ≈ 1 x 10-13 Sv cm2 n-1. Cabe destacar que los espesores de la Figura B 2 del anexo B, de acuerdo con NCRP 151, están dados para concreto con densidad de 2.14 g cm-3. Una vez determinado 𝐻𝑛𝑠, se tiene que el equivalente de dosis por neutrones rápidos en el punto de cálculo es: 𝐻𝑛(18 𝑀𝑉) = 𝐻𝑛𝑠 ∙ 𝑊𝐿 ∙ 𝜑𝑛= 2 ∙ 10−13 𝑆𝑣 𝑐𝑚2 𝑛𝑒𝑢𝑡𝑟𝑜𝑛𝑒𝑠 𝑟𝑎𝑝. ∙ 144 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎∙ 1.79 ∙ 105 𝑛𝑒𝑢𝑡𝑟𝑜𝑛𝑒𝑠 𝑟𝑎𝑝.𝑐𝑚2 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 106𝜇𝑆𝑣1 𝑆𝑣 = 5.15 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Análogamente para haces de 10 MV, considerando que la energía promedio es 0.65 MeV y que Hns ≈ 6 x 10-14 Sv cm2/ n. Por lo tanto, el equivalente de dosis por neutrones rápidos en el punto de cálculo es: 𝐻𝑛(10 𝑀𝑉) = 𝐻𝑛𝑠 ∙ 𝑊𝐿 ∙ 𝜑𝑛 == 9 ∙ 10−14 𝑆𝑣 𝑐𝑚2 𝑛𝑒𝑢𝑡𝑟𝑜𝑛𝑒𝑠 𝑟𝑎𝑝. ∙ 1236 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎∙ 8.79 ∙ 103 𝑛𝑒𝑢𝑡𝑟𝑜𝑛𝑒𝑠 𝑟𝑎𝑝.𝑐𝑚2 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 106𝜇𝑆𝑣1 𝑆𝑣 = 0.98 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Sumando la contribución al equivalente de dosis por fotones y por neutrones rápidos en el punto de cálculo 11 para cada haz de radiación CX, se tiene que: 𝐻𝑛(18 𝑀𝑉) = 12.55 μSv semana-1 𝐻𝑛(10 𝑀𝑉) = 46.48 μSv semana-1 Por lo tanto, el espesor oblicuo para la barrera secundaria de 721 mm de concreto ordinario se considera adecuado para atenuar el equivalente de dosis debido a la contribución de fotones y neutrones a un nivel aceptable P. Debido a que este espesor fue definido por la componente de radiación de fuga, se aplicó el factor de oblicuidad, considerando la incidencia de la radiación de fuga de 23°, para determinar el espesor total de la barrera de 709 mm de concreto ordinario. 135 5.8.4 Puerta a la entrada del laberinto Como está descrito en la sección 4.8.3, para poder determinar el blindaje de la puerta a la entrada del laberinto, es necesario calcular los factores de transmisión de manera independiente para cada uno de los campos de radiación que alcanzan la entrada del laberinto. Para ello, primero se tiene que determinar el equivalente de dosis total a la entrada al laberinto debido a cada una de los campos de radiación y fijar un objetivo de diseño de blindaje P. 5.8.4.1 Equivalente de dosis a la entrada del laberinto por fotones Para determinar el equivalente de dosis a la entrada del laberinto por fotones, se procedió a estimar el valor de cada una de las componentes de radiación (HWS, HPS, HLS y HLT) de la Ec. 44, considerando las cuatro orientaciones principales del haz de radiación primario, es decir, 0°, 90°, 180°, y 270°. Cada una de estas orientaciones corresponde al ángulo de giro del gantry, en el sentido de las manecillas del reloj, tomando como referencia que 0° es cuando el haz de radiación incide directamente hacia el suelo. A continuación se muestra a modo de ejemplo, como se estimó cada una de estas componentes considerando en cada caso, al menos una de las orientaciones principales del haz de radiación. Parámetros de cálculo Punto de cálculo: 11 Tipo de barrera: Puerta a la entrada del laberinto Colindancia: Área de control del LINAC Clasificación de zona: Controlada Objetivo de diseño de blindaje (P): 0.1 mSv semana-1 o 100 μSv semana-1 Factor de ocupación (T): 1  Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación primaria dispersada en la pared G (𝑯𝑾𝑺) La radiación dispersada por el paciente sobre la barrera primaria puede alcanzar la entrada interna del laberinto y continuar su trayecto sufriendo múltiples dispersiones en el laberinto hasta llegar a la entrada del laberinto. 136 Figura 41 Distancias y áreas representativas que se emplean para estimar la componente HWS, considerando que el giro del gantry está a 270 °. Parámetros de cálculo Distancia perpendicular desde el blanco a la primera superficie de dispersión de la radiación primaria (d0) = 4.29 m Distancia desde el eje central del haz que se proyecta sobre la primera superficie de reflexión, que pasa por el borde de la pared interna del laberinto, al punto b que se ubica en la línea media del laberinto (dr) = 7.1 m. Distancia sobre la línea media del laberinto que va desde el punto b a la entrada del laberinto (dz) = 4.12 m Área del campo de radiación de 40 ∙ 40 cm2 proyectado sobre la primera superficie de dispersión, < A0 > = 2.94 m2. Altura de la sala de tratamiento a la entrada interna del laberinto = 4.04 m Área de la sección transversal a la entrada interna del laberinto proyectada desde el eje central del haz en < A1 > = 9.90 m2. α1(18 MV) = 1.6 ∙ 10−3 de la Tabla A 6 del anexo A, incidencia normal, 75º ángulo de reflexión. α1(10 MV) = 2.1 ∙ 10−3 de la Tabla A 6 del anexo A, incidencia normal, 75º ángulo de reflexión. 137 α1(6 MV) = 2.7 ∙ 10−3 de la Tabla A 6 del anexo A, incidencia normal, 75º ángulo de reflexión. α2 = 8 ∙ 10−3 de la Tabla A 6 del anexo A, incidencia normal, 75º ángulo de reflexión para 0.5 MeV. Factor de uso U = 0.213 Cargas de trabajo de fuentes de radiación primaria (sin TBI) 𝑾𝒅𝒊𝒓𝒆𝒄𝒕𝒂(6 MV): 234 Gy m2 semana-1 𝑾𝒅𝒊𝒓𝒆𝒄𝒕𝒂(10 MV): 238 Gy m2 semana-1 𝑾𝒅𝒊𝒓𝒆𝒄𝒕𝒂(18 MV): 144 Gy m2 semana-1 Cálculos Para calcular la contribución al equivalente de dosis por fotones debido a la componente 𝐻𝑊𝑆 se empleó la Ec. 49 de la sección 4.9.1. El equivalente de dosis 𝐻𝑊𝑆 a la entrada del laberinto, cuando el giro del gantry está a 270°, para cada haz de radiación CX: 6 MV: 𝐻𝑊𝑆,270° (6 𝑀𝑉) = 𝑊 𝑈𝐺𝑑𝐺2 𝛼0 𝐴0 𝛼𝑧 𝐴𝑧𝑑𝑟2 𝑥 𝑑𝑧2 = 234 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.213 ∙ 2.7 ∙ 10−3 ∙ 2.94 𝑚2 ∙ 8 ∙ 10−3 ∙ 9.9 𝑚2 ∙ 1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦(4.29 ∙ 7.1 ∙ 4.12)𝑚 2= 1.99 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Similarmente para haces de rayos X de 10 y 18 MV: 𝐻𝑊𝑆,270° (10 𝑀𝑉) = 1.57 μSv semana-1 𝐻𝑊𝑆,270° (18 𝑀𝑉) = 0.73 μSv semana-1 Sumando cada una de las contribuciones HWS que se estimaron para cada una de las barreras primarias que conforman la sala de tratamiento, se determinó HWS, TOTAL a la entrada del laberinto, para cada haz de radiación CX: 𝐻𝑊𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 (6 𝑀𝑉) = 9.27 μSv semana-1 𝐻𝑊𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 (10 𝑀𝑉) = 5.35 μSv semana-1 𝐻𝑊𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 (18 𝑀𝑉) = 2.36 μSv semana-1 138  Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación de fuga dispersada una sola vez en la pared (HLS) Figura 42 Distancias y áreas representativas que se emplean para estimar la componente HLS, considerando que el giro del gantry está a 0° y 180°. Parámetros de cálculo L0 = 1∙10-3 Coeficiente de reflexión en la pared 𝜶𝟏 (6 MV) = 6.4 ∙ 10.3 (de la Tabla A 6 del anexo A) Área de la pared que se puede ver desde la entrada del laberinto (𝑨𝟏) = 14 𝑚2 Coeficiente de reflexión en la pared 𝜶𝟐 (6 MV) = 8.00 ∙ 10−.3 (de la Tabla A 6 del anexo A) Área de la pared que se puede ver desde la entrada del laberinto (𝑨𝟐) = 8.82 𝑚2 Distancia desde el blanco de rayos X hasta la línea media del laberinto en la pared G (𝒅𝒔𝒆𝒄) = 7.72 𝑚 Distancia a lo largo del laberinto que va desde la superficie de la pared dispersora a la entrada del laberinto (𝒅𝒛𝒛) = 7.58 𝑚 139 Distancia desde el blanco de rayos X hasta la línea media del laberinto en la pared D’ (𝒅𝒔𝒆𝒄) = 8.57 𝑚 Distancia a lo largo del laberinto que va desde la superficie de la pared dispersora D’ a la entrada del laberinto (𝒅𝒛𝒛) = 6.86 𝑚 Factor de uso UG = 0.2865 (en promedio, considerando el giro del gantry de 0° y 180°) Cargas de trabajo de fuentes de radiación de fuga 𝑾𝑳(𝟔 𝐌𝐕) = 1326 Gy m2 semana-1 𝑾𝑳(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 1236 Gy m2 semana-1 𝑾𝑳(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 144 Gy m2 semana-1 Cálculos Para calcular la contribución al equivalente de dosis por fotones debido a la componente 𝐻𝐿𝑆 se empleó la Ec. 51 de la sección 4.9.1. El equivalente de dosis 𝐻𝐿𝑆 a la entrada del laberinto, considerando el giro del gantry a 0 y 180°, para cada haz de radiación CX: 𝐻𝐿𝑆,0° 𝑦 180°(6 𝑀𝑉) = 𝐿0 𝑊𝐿 𝑈𝐺 (𝛼1 𝐴1)𝑑𝑠𝑒𝑐2 𝑥 𝑑𝑧𝑧2= 2 ∗ (10−3 ∙ 1326 𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.2865 ∙ 1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦 )(6.4 ∙ 10.3 ∙ 14 𝑚2(7.72 ∙ 7.58)𝑚 2+ 8.00 ∙ 10−.3 ∙ 8.82 𝑚2(8.57 ∙ 6.86)𝑚 2 ) = 35.48 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Similarmente para haces de rayos X de 10 y 18 MV: 𝐻𝐿𝑆,0° 𝑦 180°(10 𝑀𝑉) = 25.66 μSv semana-1 𝐻𝐿𝑆,0° 𝑦 180°(18 𝑀𝑉) = 2.37 μSv semana-1 Sumando cada una de las contribuciones HLS que se estimaron, considerando cada una de las orientaciones principales del haz de radiación, se determinó HLS, TOTAL a la entrada del laberinto, para cada haz de radiación CX: 𝐻𝐿𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 (6 𝑀𝑉) = 67.99 μSv semana-1 𝐻𝐿𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 (10 𝑀𝑉) = 50.44 μSv semana-1 𝐻𝐿𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 (18 𝑀𝑉) = 4.73 μSv semana-1 140  Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la radiación dispersada por el paciente (𝑯𝑷𝑺) Figura 43 Distancias y áreas representativas que se emplean para estimar la componente HPS considerando que el giro del gantry está a 270°. Parámetros de cálculo Factor de uso (U) = 0.213 Área del campo de radiación incidente en el paciente, = 40 ∙ 40 cm2 Área del campo de radiación máximo incidente en el paciente TBI = 200 ∙ 200 cm2 Área de pared visible desde la puerta del laberinto = 14.24 m2 Distancia desde el blanco al paciente = 1 m Distancia desde el isocentro a la pared A1 = 7.66 m Distancia desde la pared A1 a la entrada del laberinto = 7.58 m Angulo de dispersión de la radiación primaria dispersada por el paciente = 53° Fracción de dispersión para un haz de 6 MV en un ángulo de dispersión de 50º, 𝒂 (𝟓𝟎°) = 1.18 ∙10-3 (de la Tabla A 2 del anexo A) 141 Fracción de dispersión para un haz de 10 MV en un ángulo de dispersión de 50º, 𝒂(𝟓𝟎°) = 1.21∙10-3 (de la Tabla A 2 del anexo A) Fracción de dispersión para un haz de 18 MV en un ángulo de dispersión de 50º, 𝒂(𝟓𝟎°) = 7.66 ∙10-4 (de la Tabla A 2 del anexo A) Angulo de incidencia de la radiación sobre la pared de concreto = 43° Coeficiente de reflexión en la pared de concreto para un ángulo de incidencia de 45º y ángulo de reflexión de 0 º para fotones monoenergéticos de 0.5 MeV, α1 = 2.22∙10-2 (Tabla A 6 del anexo A) Área de pared visible desde la puerta del laberinto = 9.6 m2 Distancia desde el isocentro a la pared A2 = 8.21 m Distancia desde la pared A2 a la entrada del laberinto = 5.81 m Angulo de dispersión de la radiación primaria que incide sobre el paciente = 70° Fracción de dispersión para un haz de 6 MV en un ángulo de dispersión de 70º, 𝒂 (𝟕𝟎°) = 7.33∙10-4 (de la Tabla A 2 del anexo A) Fracción de dispersión para un haz de 10 MV en un ángulo de dispersión de 70º, 𝒂(𝟕𝟎°) = 7.03∙10-4 (de la Tabla A 2 del anexo A) Fracción de dispersión para un haz de 18 MV en un ángulo de dispersión de 70º, 𝒂(𝟕𝟎°) = 4.05∙10-4 (de la Tabla A 2 del anexo A) Angulo de incidencia de la radiación sobre la pared de concreto = 11° Coeficiente de reflexión en la pared de concreto para un ángulo de incidencia de 0º y ángulo de reflexión de 75º para fotones monoenergéticos de 0.5 MeV (de la Tabla A 6 del anexo A), α1 = 8 ∙10-3 Cargas de trabajo de fuentes de radiación dispersa 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟔 𝐌𝐕) = 234 Gy m2 semana-1 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟏𝟎 𝐌𝐕) = 238 Gy m2 semana-1 𝑾𝒔𝒄𝒂,𝒊𝒔𝒐(𝟏𝟖 𝐌𝐕) = 144 Gy m2 semana-1 Cálculos Para calcular la contribución al equivalente de dosis por fotones debido a la componente 𝐻𝑃𝑆 se empleó la Ec. 52 de la sección 4.9.1. El equivalente de dosis 𝐻𝑃𝑆 a la entrada del laberinto, cuando el giro del gantry está a 270° (Ver Figura 43), para cada haz de radiación CX: 142 𝐻𝑃𝑆,270°(6 𝑀𝑉) = 𝑊 𝑈𝐺 𝑎(𝜃) 𝐹 400⁄ 𝑇 𝛼1(𝜃) 𝐴1(𝑑𝑠𝑐𝑎 ∙ 𝑑𝑠𝑒𝑐 ∙ 𝑑𝑧𝑧)2 = (234 𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.213 ∙ 1.18 ∙ 10−3 ∙ 1600 400⁄ ∙ 1 ∙ 2.22 ∙ 10−2 ∙ 14.24 𝑚2(1 ∙ 7.66 ∙ 7.58)m 2 + 234 𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.213 ∙ 7.33 ∙ 10−4 ∙ 1600 400⁄ ∙ 1 ∙ 8 ∙ 10−3 ∙ 9.6 𝑚2(1 ∙ 8.21 ∙ 5.81)m 2 ) (1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦 ) = 26.72 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Similarmente, para haces de rayos X de 10 y 18 MV: 𝐻𝑃𝑆,270°(10 𝑀𝑉) = 27.51 μSv semana-1 𝐻𝑃𝑆,270°(18 𝑀𝑉) = 10.42 μSv semana-1 Aunado se estimó la contribución HPS cuando el giro del gantry está a 90°, para ello se estimó el equivalente de dosis debido a la radiación dispersada en isocentro y en la posición TBI (Ver Figura 44). 𝐻𝑃𝑆,90°(6 𝑀𝑉) = 𝑊 𝑈𝐺 𝑎(𝜃) 𝐹 400⁄ 𝑇 𝛼1(𝜃) 𝐴1(𝑑𝑠𝑐𝑎 ∙ 𝑑𝑠𝑒𝑐 ∙ 𝑑𝑧𝑧)2 = (110 𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 ∙ 2.89 ∙ 10−4 ∙ 40000 400⁄ ∙ 1 ∙ 2.22 ∙ 10−2 ∙ 14.24 𝑚2(3.6 ∙ 9.49 ∙ 7.58)m 2 + 234 𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.213 ∙ 3.07 ∙ 10−4 ∙ 40000 400⁄ ∙ 1 ∙ 8 ∙ 10−3 ∙ 14.24 𝑚2(1 ∙ 7.66 ∙ 7.58)m 2 ) (1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦 )= 65.69 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Similarmente, para haces de rayos X de 10 y 18 MV: 𝐻𝑃𝑆,90°(10 𝑀𝑉) = 43.78 μSv semana-1 𝐻𝑃𝑆,90°(18 𝑀𝑉) = 12.82 μSv semana-1 143 Figura 44 Distancias y áreas representativas que se emplean para estimar la componente HPS considerando tratamientos TBI. Se estimó 𝐻𝑃𝑆 considerando que el giro del gantry está a 0° y 180°, para cada haz de radiación. 𝐻𝑃𝑆, 0°𝑦180°(6 𝑀𝑉) = 21.52 μSv semana-1 𝐻𝑃𝑆,0°𝑦180°(10 𝑀𝑉) = 19.55 μSv semana-1 𝐻𝑃𝑆,0°𝑦180°(18 𝑀𝑉) = 5.88 μSv semana-1 Sumando cada una de las contribuciones 𝐻𝑃𝑆 que se estimaron considerando cada una de las orientaciones principales del haz de radiación, se determinó HPS, TOTAL a la entrada del laberinto, para cada haz de radiación CX: 𝐻𝑃𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿(6 𝑀𝑉) = 113.93 μSv semana-1 𝐻𝑃𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿(10 𝑀𝑉) = 90.83 μSv semana-1 𝐻𝑃𝑆,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿(18 𝑀𝑉) = 29.11 μSv semana-1 144  Contribución al equivalente de dosis a la entrada del laberinto debido a la transmisión de radiación de fuga (𝑯𝑳 𝑻) Figura 45 Distancias que se emplean para estimar la componente HLT, considerando el giro del gantry en las distintas orientaciones principales (0°,90°,180° y 270°). Parámetros de cálculo Espesor oblicuo de la barrera = 734 mm de concreto ordinario. Distancia desde el blanco del LINAC a la entrada del laberinto (dL) = 7.01 m Factor de uso U (giro del gantry a 270°) = 0.213 Cálculos Para calcular la contribución al equivalente de dosis por fotones debido a la componente 𝐻𝐿𝑇 se empleó la Ec. 53 de la sección 4.9.1. El equivalente de dosis 𝐻𝐿𝑇 a la entrada del laberinto, cuando el giro del gantry está a 270°, para cada haz de radiación CX: 145 6 MV: 𝐻𝐿 𝑇,270°(6 𝑀𝑉) = 𝐿0 𝑊𝐿 𝑈𝐺 𝐵𝑑𝐿2= (10−3 ∙ 1326 𝐺𝑦 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 0.213 ∙ 10−{1+[(734−340 290 )}(7.01 𝑚)2 ) (1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦 )= 17.91 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Similarmente para haces de rayos X de 10 y 18 MV: 𝐻𝐿 𝑇,270°(10 𝑀𝑉) = 21.99 μSv semana-1 𝐻𝐿 𝑇,270°(18 𝑀𝑉) = 3.53 μSv semana-1 Sumando cada una de las contribuciones 𝐻𝐿𝑇 que se estimaron considerando cada una de las orientaciones principales del haz de radiación, se determinó HLT, TOTAL a la entrada del laberinto, para cada haz de radiación CX: 𝐻𝐿𝑇,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿(6 𝑀𝑉) = 48.38 μSv semana-1 𝐻𝐿𝑇,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿(10 𝑀𝑉) = 60.79 μSv semana-1 𝐻𝐿𝑇,𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿(18 𝑀𝑉) = 10.05 μSv semana-1 Por lo tanto, el equivalente de dosis total por fotones a la entrada del laberinto (𝐻𝑇), para cada haz de radiación CX, está dado por: 𝐻𝑇(6 𝑀𝑉) = (0.25 ∙ 𝐻𝑊𝑆 + 𝐻𝐿𝑆 + 𝐻𝐿𝑇 + 𝐻𝑃𝑆)𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 = 233.46 μSv semana-1 𝐻𝑇(10 𝑀𝑉) = (0.25 ∙ 𝐻𝑊𝑆 + 𝐻𝐿𝑆 + 𝐻𝐿𝑇 + 𝐻𝑃𝑆)𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 = 203.88 μSv semana-1 𝐻𝑇(18 𝑀𝑉) = (0.34 ∙ 𝐻𝑊𝑆 + 𝐻𝐿𝑆 + 𝐻𝐿𝑇 + 𝐻𝑃𝑆)𝑇𝑂𝑇𝐴𝐿 = 44.69 μSv semana-1 146 5.8.4.2 Equivalente de dosis a la entrada del laberinto por radiación gamma (por captura de neutrones) 𝑯𝜸 De acuerdo a la sección 4.11 se determinó el equivalente de dosis por radiación gamma a la entrada del laberinto. Para ello, primero se calculó la fluencia de neutrones total en el punto A de la Figura 46, mediante la ecuación Ec. 54 y empleando un valor de la superficie de la sala de tratamiento, promedio, de 268 m2. 𝜙𝐴(10 𝑀𝑉) = 3.30 ∙ 108 𝑛𝑚2 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 𝜙𝐴(18 𝑀𝑉) = 6.7 ∙ 109 𝑛𝑚2 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 El equivalente de dosis debido a la radiación gamma por captura de neutrones a la entrada del laberinto (de longitud 𝑑2), por unidad de dosis absorbida de rayos X en el isocentro, se determinó empleando la Ec. 55: 𝐷𝛾(10 𝑀𝑉) = 𝐾 𝜙𝐴 10−( 𝑑2𝑇𝑉𝐷)= 6.90 ∙ 10−16 𝑆𝑣 𝑚2𝑛 ∙ 3.30 ∙ 108 𝑛𝑚2 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 ∙ 10−(5.24 𝑚3.9 𝑚 ) = 1 ∙ 10−8 𝑆𝑣𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 𝐷𝛾(18 𝑀𝑉) = 𝐾 𝜙𝐴 10−( 𝑑2𝑇𝑉𝐷)= 6.90 ∙ 10−16 𝑆𝑣 𝑚2𝑛 ∙ 6.7 ∙ 109 𝑛𝑚2 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 ∙ 10−(5.24 𝑚5.4 ) = 5 ∙ 10−7 𝑆𝑣𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 El equivalente de dosis por radiación gamma por captura de neutrones, empleando la Ec. 57: 𝐻𝛾(10 𝑀𝑉) = 𝑊𝐿 ∙ 𝐷𝛾 = 1236 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1 ∙ 10−8 𝑆𝑣𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 ∙ (1 ∙ 106 𝜇𝑆𝑣1 𝑆𝑣 )= 12.74 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 𝐻𝛾(18 𝑀𝑉) = 𝑊𝐿 ∙ 𝐷𝛾 = 144 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 5 ∙ 10−7 𝑆𝑣𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 ∙ (1 ∙ 106 𝜇𝑆𝑣1 𝑆𝑣 )= 71.31 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 147 Figura 46 Distancias representativas para el cálculo de equialente de dosis por radiación gamma y por neutrones. 5.8.4.3 Equivalente de dosis a la entrada del laberinto por neutrones 𝑯𝒏 Se estimó el equivalente de dosis por neutrones a la entrada del laberinto 𝐻𝑛, empleando el método de Kersey y el método de Kersey modificado, expresados por las Ec. 58 y Ec. 60 para los haces de rayos X de alta energía (10 y 18 MV). Método de Kersey: Los valores de Ho se tomaron del anexo A, como medida de seguridad se emplearon los valores más altos posibles que se mostraban en la tabla debido a que en la actualidad aún no existe información disponible para LINAC TrueBeam. 𝐻𝑛(18 𝑀𝑉) = 𝑊𝐿 ∙ 𝐷𝑛 = 144 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 𝐻0 ∙ 𝑆𝑂 𝑆1⁄ ∙ (𝑑0 𝑑1)⁄ 2 ∙ 10−𝑑2 5⁄ = 144 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 1.6 ∙ 10−3 ∙ 12.68 𝑚2 8.04 𝑚2⁄ ∙ (1.41 𝑚 7.19 𝑚)⁄ 2 ∙ 10−5.24 5 ⁄ ∙ 1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦 = 1251.4 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 148 𝐻𝑛(10 𝑀𝑉) = 𝑊𝐿 ∙ 𝐷𝑛 = 𝑊𝐿 ∙ 𝐻0 ∙ 𝑆𝑂 𝑆1⁄ ∙ (𝑑0 𝑑1)⁄ 2 ∙ 10−𝑑2 5⁄= 1236 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 4 ∙ 10−5 ∙ 12.68 𝑚2 8.04 𝑚2⁄ ∙ (1.41 𝑚 7.19 𝑚)⁄ 2 ∙ 10−5.24 5 ⁄ ∙ 1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦 = 268.5 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 Método Modificado de Kersey: 𝐻𝑛(18 𝑀𝑉) = 𝑊𝐿 ∙ 𝐷𝑛= 𝑊𝐿 ∙ 2.4 ∙ 10−15 ∙ 𝜙𝐴 ∙ √𝑆𝑂 𝑆1⁄ ∙ [1.64 ∙ 10−𝑑2 1.9⁄ + 10−𝑑2 𝑇𝑉𝐷𝑛⁄ ]= 144 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 2.4 ∙ 10−15 ∙ 6.70 ∙ 109 𝑛𝑚2 ∙ 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 ∙ √12.68 𝑚2 8.04 𝑚2⁄ ∙ [1.64 ∙ 10−5.24 1.9⁄ + 10−5.24 5.84⁄ ] ∙ 1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦= 376.7 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 𝐻𝑛(10 𝑀𝑉) = 𝑊𝐿 ∙ 𝐷𝑛= 𝑊𝐿 ∙ 2.4 ∙ 10−15 ∙ 𝜙𝐴 ∙ √𝑆𝑂 𝑆1⁄ ∙ [1.64 ∙ 10−𝑑2 1.9⁄ + 10−𝑑2 𝑇𝑉𝐷𝑛⁄ ]= 1236 𝐺𝑦𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 ∙ 2.4 ∙ 10−15 ∙ 3.30 𝑥 108 𝑛𝑚2 ∙ 𝐺𝑦 𝑑𝑒 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 ∙ √12.68 𝑚2 8.04 𝑚2⁄ ∙ [1.64 ∙ 10−5.24 1.9⁄ + 10−5.24 5.84⁄ ] ∙ 1 ∙ 106𝜇𝑆𝑣1 𝐺𝑦= 159.4 𝜇𝑆𝑣/𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎 donde 𝑇𝑉𝐷𝑛 es la distancia decirreductora para los neutrones en el laberinto, en m. 𝑇𝑉𝐷𝑛 = 2.06√𝑆1 = 2.06√8.04 𝑚2 = 5.84 𝑚 5.8.4.4 Determinación del espesor del blindaje mixto de la puerta de la sala de tratamiento En la Tabla 5-3 se muestran los resultados de los equivalentes de dosis por fotones, radiación gamma y por neutrones determinados en las secciones 5.8.4.1, 5.8.4.2 y 5.8.4.3, respectivamente. 149 Tabla 5-3 Equivalentes de dosis a la entrada del laberinto por fotones, por radiación gamma y por neutrones. Haz de rayos X (CX) 18 MV 10 MV 6 MV Equivalente de dosis por fotones a la entrada del laberinto (HT) 45 µSv semana-1 204 µSv semana-1 233 µSv semana-1 Equivalente de dosis por radiación gamma a la entrada del laberinto (Hγ) 71 µSv semana-1 19 µSv semana-1 N/A Equivalente de dosis por neutrones a la entrada del laberinto (Hn) Método Kersey: 1251 µSv semana-1 Método Kersey modificado: 377 µSv semana-1 239 µSv semana-1 N/A Considerando un objetivo de diseño para el blindaje de la puerta de 0.1 mSv año-1 o 100 μSv semana-1, se procede a calcular los factores de transmisión B correspondientes a cada uno de los campos de radiación de 18 MV. Para el campo de fotones: 𝐵 = 𝑃 𝐻𝑇 ⁄ = 50 𝜇𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎−145𝜇𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎−1 = 1.11 Empleando un valor de TVL de 13 mm de acero para fotones dispersados y fuga (apróx. 2 veces mayor que la TVL para Pb de 6 mm), se determina que el espesor requerido en la puerta es: 𝑡 = − log(𝐵) ∙ 𝑇𝑉𝐿 = −0.6 𝑚𝑚 𝑑𝑒 𝑎𝑐𝑒𝑟𝑜 Para el campo de radiación gamma: 𝐵 = 𝑃 𝐻𝑛 ⁄ = 50 𝜇𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎−171𝜇𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎−1 = 0.15 150 Empleando un valor de TVL de 135 mm de acero para radiación gamma con energía promedio de 3.6 MeV, se determina que el espesor requerido es: 𝑡 = − log(𝐵) ∙ 𝑇𝑉𝐿 = 21 𝑚𝑚 𝑑𝑒 𝑎𝑐𝑒𝑟𝑜 Debido a que el campo de radiación gamma tiene mayor penetración y a que el espesor para esta componente resulta ser mayor que el obtenido para el campo de fotones, se determina que este espesor es el que se requiere en la puerta para atenuar la fluencia de fotones total. De acuerdo con la literatura, el método modificado de Kersey da un estimado más preciso de Hn que empleando el método de Kersey. En este trabajo, con la finalidad de contrastar resultados se utilizaran los valores de 𝐻𝑛 obtenidos por ambos métodos, para determinar el espesor del blindaje de PBE necesario para atenuar el campo de neutrones. Empleando 𝐻𝑛 que se estimó a partir del método de Kersey, el factor de transmisión para el campo de neutrones es: 𝐵 = 𝑃 𝐻𝑛 ⁄ = 50 𝜇𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎−11251 𝜇𝑆𝑣 𝑠𝑒𝑚𝑎𝑛𝑎−1 = 1.4 Empleando un valor de TVL de 45 mm de BPE para neutrones de energía promedio de 100 keV, se determina que el espesor requerido es: 𝑡 = − log(𝐵) ∙ 𝑇𝑉𝐿 = 63 𝑚𝑚 𝑑𝑒 𝐵𝑃𝐸 Con base en la recomendación que hace NCRP 79 [12], acerca de que una medida segura en blindajes para neutrones, consiste en agregar 1 HVL al espesor determinado para la componente de neutrones, se propone un espesor total de BPE de 77 mm. Utilizando los espesores anteriores, se determina que el equivalente de dosis total a la entrada del laberinto, resulta de 45.1 μSv semana-1, valor que se encuentra por debajo de P. Similarmente, se determinó el espesor de BPE empleando el valor 𝐻𝑛 que se estimó a partir del método de Kersey Modificado, de 54 mm. Empleando los espesores anteriores, se determina que el equivalente de dosis total a la entrada del laberinto, resulta de 47.7 μSv semana-1, valor que se encuentra por debajo de P. Para optimizar el blindaje mixto de la puerta, se puede evaluar empleando la hoja Excel Puerta, el equivalente de dosis total a partir de proponer diferentes espesores. En este trabajo se propone que el espesor de BPE sea de 66 mm, lo que corresponde a un valor intermedio de los espesores que se determinaron a partir de considerar los valores 𝐻𝑛 que se estimaron por los diferentes métodos. 151 5.8.5 Blindaje de techo. Skyshine Además de determinar el blindaje primario y secundario necesario para el techo de la sala de tratamiento (ver resultados en la Tabla 5-4), en algunas instalaciones es recomendable evaluar el nivel de equivalente de dosis debido al skyshine en los alrededores del recinto (ver sección 3.8.2 y 4.14). En particular en este trabajo, la evaluación del skyshine resultaría importante en zonas no controladas, es decir, en los puntos de interés detrás de las paredes B y C de la sala de tratamiento (ver Figura 36). Sin embargo, debido a que la geometría que se propone para evaluar el skyshine, requiere que se determiné el equivalente de dosis ya sea por fotones o neutrones a una altura de 2 m por encima del techo (ya que el método es importante para cuando se emplean techos delgados), y como en este caso, el espesor de la barrera primaria propuesto y el existente, es mayor que 2 m, (ver resultados para el punto de cálculo 12 en la Tabla 5-6), no es necesaria su evaluación. En la Figura 47 se puede observar que al proyectar el trayecto de la posible radiación skyshine, 2 m por encima del techo a cualquiera de los puntos de interés, ésta se estaría atenuando en la misma barrera primaria y secundaria adyacente. Figura 47 La barrera primaria es suficientemente grande como para evaluar skyshine en los alrededores del recinto, observe que si se proyecta la trayectoria del skyshine (línea azul) ésta atraviesa la barrera primaria y las barreras secundarias adyacentes a la primaria. 5.9 Resultados A continuación en la Tabla 5-4 se muestran los espesores, para cada una de las barreras que conforman una sala de radioterapia (Ver Figura 36 y Figura 37), que han sido determinados empleando la herramienta de trabajo Excel que se desarrolló en este trabajo. Se puede observar que en la columna de espesor resultante, no se da un valor único de espesor para las barreras secundarias, sino que se da un intervalo en el cual el espesor satisface el criterio empleado de la regla de las dos fuentes, es decir, que el equivalente de dosis por fotones considerando dos haces de radiación de calidad CX no superen las restricciones de dosis adoptadas, según haya sido el caso. 152 Tabla 5-4 Espesores de las barreras primarias y secundarias que conforman la sala de tratamiento de radioterapia obtenidos con la herramienta Excel desarrollada en este trabajo. El material al que se refieren todos los espesores de esta tabla es concreto ordinario de densidad de 2.35 g cm-3. Punto de cálculo Colindancia Tipo de barrera Tipo de zona Giro de gantry Objetivo de diseño Factor de ocupación Factor de uso Espesor resultante C: Controlada / NC: No controlada (º) P (mSv semana-1) T U t (mm) (ρ = 2.35 gcm-3) 1 Sala de tratamiento Pared A, Secundaria adyacente a la primaria C 90 0.1 1 0.213 780-844 270 0.1 1 0.213 730-753 2 Pared A, Primaria C 90 0.1 1 1 / 0.213 1780 3 Pared A, Secundaria adyacente a la primaria C 90 0.1 1 0.213 760-838 270 0.1 1 0.213 720-750 4 Oficinas Pared B, Secundaria NC 0 0.02 1 0.31 910-942 270 0.02 1 0.213 885-917 5 Pared B, Secundaria NC 0 0.02 1 0.31 985-1018 6 Paso peatonal y tránsito vehicular Pared C, Secundaria adyacente a la primaria NC 270 0.02 0.0625 0.213 555-615 90 0.02 0.0625 0.213 535-555 7 Pared C, Primaria NC 270 0.02 0.0625 0.213 1600 8 Pared C, Secundaria adyacente a la primaria NC 90 0.02 0.0625 0.213 540-561 270 0.02 0.0625 0.21 560-618 9 Pasillo que da acceso a las demás salas de tratamiento Pared D´, Secundaria C 90 0.1 0.25 0.213 430 -536 10 Pared D'+D, Secundaria C 0 0.1 0.25 0.31 465-479 11 Área de control del LINAC Pared D, Secundaria, Laberinto C 0 0.1 1 0.31 709 12 Paso peatonal y Techo, Primaria NC 180 0.02 1 0.263 2300 153 13 tránsito vehicular Techo, Secundaria adyacente a la primaria NC 180 0.02 1 0.263 880-911 14 Techo, Secundaria adyacente a la primaria NC 180 0.02 1 0.263 880-910 En la Tabla 5-5 se muestra las dimensiones del blindaje mixto, compuesto de acero y BPE, que se requiere en la puerta de la sala de tratamiento para cumplir con la restricción de dosis considerada para el punto de cálculo 11. Tabla 5-5 Blindaje determinado para la puerta de la sala de tratamiento de radioterapia empleando la herramienta Excel desarrollada en este trabajo. Colindancia Tipo de barrera Tipo de zona Giro del gantry Objetivo de diseño Factor de ocupación Factor de uso Espesores C: Controlada / NC: No controlada (°) P (mSv semana-1) T U Propuesta Área de control del LINAC Puerta del laberinto C 0 100 1 - 23 mm de acero + 66 mm de BPE + 22 mm de acero En la Tabla 5-6 se presentan los espesores finales que se proponen para cada uno de los blindajes que conforman la sala de tratamiento de radioterapia. Particularmente en el caso de las barreras secundarias, los espesores finales propuestos se han determinado con base en que se ha verificado que los equivalentes de dosis total transmitidos (debido a neutrones rápidos y fotones) a través de las barreras, no superen las restricciones de dosis impuestas para los puntos de cálculo elegidos en la evaluación. Aunado a esto, también se presentan los espesores de los blindajes que se calcularon empleando la hoja Excel que ha sido proporcionada por el OIEA, y que sirve para el cálculo de blindajes en radioterapia. Así también, se presentan los espesores que fueron calculados en la memoria analítica más reciente que se elaborado del recinto y, que fue aprobada por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias. Con el fin de comparar entre sí los resultados de los espesores, se presentan las diferencias porcentuales para cada conjunto de resultados, que han sido obtenidos a partir de considerar diferentes parámetros y métodos de cálculo, con respecto a los obtenidos en este trabajo. 154 Tabla 5-6 Resultados de los cálculos de espesores que se han realizado, para cada uno de los blindajes que conforman una misma sala de tratamiento de radioterapia, considerando diferentes métodos de cálculo. El material al que se refieren todos los espesores es concreto ordinario de densidad de 2.35 g cm-3. Los blindajes de la sala de tratamiento real (existente) tienen espesores mayores a los presentados en esta tabla. Punto de cálculo, Tipo de barrera Espesor propuesto en este trabajo Espesor calculado empleando la hoja Excel del OIEA Espesor calculado en la memoria analítica más reciente que se ha elaborado del recinto y que ha sido aprobada por la CNSNS Diferencia porcentual relativa empleando el espesor propuesto en este trabajo Cargas de trabajo empleadas 18 MV: 144 Gy semana-1 10 MV: 238 Gy semana-1 6 MV: 234 Gy semana-1 18 MV: 144 Gy semana-1 18 MV: 250 Gy semana-1 6 MV + 10 MV: 250 Gy semana-1 (mm) (mm) (mm) OIEA CNSNS 1, Barrera Secundaria 780 759 820 -3% 5% 2, Barrera Primaria 1782 1717 1824 -4% 2% 3, Barrera Secundaria 760 712 696 -6% -8% 4, Barrera Secundaria 910 799 1300 -12% 43% 5, Barrera Secundaria 985 885 1300 -10% 32% 6, Barrera Secundaria 600 508 463 -15% -23% 7, Barrera Primaria 1600 1495 1600 -7% 0% 8, Barrera Secundaria 590 512 544 -13% -8% 9, Barrera Secundaria 430 409 520 -5% 21% 10, Barrera Secundaria 470 411 520 -13% 11% 11, Barrera Secundaria del laberinto 709 569 870 -20% 23% 12, Barrera Primaria 2300 2105 2330 -8% 1% 13, Barrera Secundaria 880 806 760 -8% -14% 14, Barrera Secundaria 880 806 710 -8% -19% Puerta 23 mm de acero + 66 mm de BPE (5%) + 22 mm de acero (Htota = 65 µSv semana-1) El programa no permite determinar el blindaje de la puerta 6 mm de acero + 127 mm BPE (5%) + 6 mm de acero (Htota = 33.3 µSv semana-1) --- Ambos blindajes proporcionan Htotal por debajo del P, por lo que ambos se consideran adecuados para ser empleados 155 156 6 DISCUSIÓN DE LOS RESULTADOS Se realizó una revisión global de las recomendaciones existentes acerca del diseño y el cálculo de blindajes en radioterapia, que se encuentran reunidas principalmente en los reportes internacionales NCRP: 49[10], 51[11], 79[12], 151[13], IAEA: SRS 47[7], IAEA 2008 [8], IAEA 10[9], IPEM: 75[14] y McGinley 2002[15]. Con base en esta revisión, se elaboró una guía donde se describen los parámetros y los métodos de cálculo así como las consideraciones fundamentales de diseño, que sirva al físico médico para elaborar una memoria analítica de un recinto de radioterapia donde se usen LINAC. Con base en esta guía, se elaboró una herramienta de trabajo en Excel que permite determinar los espesores requeridos de los blindajes primarios, secundarios y de la puerta, con el fin de proteger a las personas que pudieran verse expuestas a la radiación, así como también verificar los equivalentes de dosis transmitidos a través de los blindajes, de manera que se pueda llevar a cabo un proceso de optimización de los blindajes propuestos, bajo ciertos criterios que se irán mencionando posteriormente. Empleando esta herramienta de trabajo, se determinaron las dimensiones de los blindajes que conforman una sala de tratamiento de radioterapia que ha sido tomada como referencia, en el caso ejemplo (Capitulo 5). De acuerdo con el diseño propio de esta sala, se han determinado los espesores de 14 blindajes: 3 primarios, 10 secundarios y el correspondiente de la puerta. Como se puede observar en la sección 5.8, se han desarrollado a modo de ejemplo, los cálculos necesarios para determinar el espesor de una barrera primaria considerando que la misma, se emplea para blindar la radiación primaria que se hace incidir en el isocentro y en posición no isocéntrica. Así también, se presentan los cálculos que se realizaron para determinar el espesor de una barrera secundaria adyacente a la primaria y, de una barrera secundaria que delimita el laberinto de la sala de tratamiento. Aunado a esto, se presentan los cálculos necesarios para determinar el equivalente de dosis por fotones dispersados, de fuga y de transmisión, por neutrones y por radiación gamma a la entrada del laberinto de la sala de tratamiento, y que se utilizan para determinar el espesor del blindaje mixto de la puerta. Para la determinación de los espesores de los blindajes en este trabajo, se ha adoptado el uso de la regla de las dos fuentes (entre espesores determinados para cada haz de rayos X de calidad CX, para cada componente de radiación secundaria y para tratamientos en isocentro y fuera del isocentro) que brinda un margen de seguridad en el espesor final determinado, de manera que la suma de los equivalentes de dosis por fotones ya sean primarios o secundarios, considerando el uso al mismo tiempo de dos haces de rayos X de distinta calidad CX, resulte menor que la restricción de dosis adoptada de acuerdo con las personas que se desean proteger en la zona de interés. Cabe destacar que, a diferencia de los espesores propuestos en este trabajo, todos los demás espesores calculados mediante la hoja de cálculo Excel proporcionada por el Organismo 157 Internacional de Energía Atómica y en la memoria analítica aprobada por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, que se muestran en la Tabla 5-6 de la sección 5.9, han sido determinados para satisfacer el objetivo de diseño P, considerando sólo un campo de radiación ya sea primario (de 40 ∙ 40 cm2) o secundario. Otra consideración importante en este trabajo, es que se desacopló la carga de trabajo total basada en: 1) el porcentaje de empleo de los haces de rayos X de diferentes calidades CX para la impartición de diferentes tratamientos de radioterapia y 2) en la(s) componente(s) de radiación que puede(n) estar incidiendo en cada una de las paredes, adoptando geometrías de irradiación específicas (giro del gantry). Las consideraciones requeridas para poder determinar las cargas de trabajo de la Tabla 5-1, han sido propuestas considerando cuáles son las técnicas de irradiación que se emplean mayormente para la impartición de tratamientos de radioterapia dentro de este recinto y que pueden impactar en la magnitud de la carga de trabajo. Generalmente, en los reportes existentes de blindajes se recomienda que la carga de trabajo a emplear en los cálculos de blindajes, se determine considerando que, en promedio, 32 pacientes pueden ser atendidos en una jornada laboral diaria de 8 horas. Esta consideración es válida, cuando el tipo de tratamientos que se pretenden realizar son radioterapia convencional y/o IMRT, ya que un tratamiento de estos tipos sí puede llevarse a cabo en un lapso de tiempo promedio de 15 min. Particularmente, lo que se realizó para proponer el número de pacientes para cada una de las técnicas de irradiación que pueden ser empleadas y con ello posteriormente determinar la carga de trabajo, fue primero estimar cuanto tiempo disponible hay en una semana laboral para llevar a cabo la impartición de tratamientos y se verificó que coincidiera con el tiempo que toma, en promedio, tratar al total de pacientes propuesto en cada una de las técnicas de irradiación (Ver Tabla 5-1). Por lo tanto, el único parámetro considerado para restringir el valor de la carga total en este trabajo, ha sido verificar que el tiempo disponible para realizar tratamientos (6 días semana-1 ∙ 8 h día-1 ∙ 60 min h-1= 2880 min semana-1) coincidiera con el tiempo que tomaría tratar al número de pacientes propuesto, así también que este número propuesto de pacientes se mantuviera próximo al porcentaje de uso fijado para cada uno de los haces de rayos X (aproximadamente, 30 % para haces de alta energía y 70% para haces de baja energía). Por otra parte, los espesores propuestos en este trabajo pueden considerarse conservadores, ya que en ningún momento se hace distinción sobre cómo la carga de trabajo se puede llegar a modificar si se retiran los filtros de aplanado del haz, en técnicas de irradiación tales como IMRT o SBRT, ya que de acuerdo a un estudio [25] que se ha realizado para evaluar el impacto en el blindaje de una instalación de radioterapia al retirar los filtros de aplanado, se concluyó que al llevar a cabo este tipo de irradiaciones, resulta en ventajas al reducirse la carga de trabajo y la fluencia de neutrones, así como el espesor de los blindajes. 158 En este trabajo también ha sido importante determinar bajo qué posición del gantry se podía obtener una mayor contribución de radiación para cada uno de los puntos de cálculo elegidos, esto debido a que los reportes de blindajes tienden a recomendar por ejemplo, que para determinar los espesores de barreras secundarias se considere la orientación del gantry en la cual el cabezal o la fuente de radiación se encuentre lo más cercana al punto de cálculo, pudiendo no darse el caso, como cuando se estimó el espesor de las barreras secundarias en los puntos de cálculo 6 y 8 (Ver Tabla 5-4). Para esos puntos de cálculo, se podría esperar obtener el espesor máximo de las barreras considerando que el cabezal del gantry se encuentra a 90°, y no para cuando el cabezal se encuentra a 270°, ya que el trayecto de la radiación de fuga resulta menor en el primer caso que en el segundo caso. Sin embargo, debido a que la herramienta Excel calcula los espesores para cada haz de rayos X (CX), es de esperarse que la radiación dispersada en el isocentro para haces de 6 y 10 MV resulte mayor cuando es dispersada en un ángulo de 35° considerando el giro del gantry a 270°, que cuando es dispersada a ~ 135° con el giro del gantry a 90°, ya que las fracciones de dispersión son mayores a ángulos pequeños y a que la energía de la radiación resulta mayor (Ver Tabla A 2 del anexo A), y por lo tanto, el espesor requerido para la radiación dispersada resultó más grande que el espesor requerido para la radiación de fuga. Al aplicar la regla de las dos fuentes, el espesor final de la barrera secundaria resulta mayor considerando una geometría de irradiación donde el giro del gantry es de 270°. Por otra parte, para determinar el espesor final de las barreras secundarias (Tabla 5-6), se llevó a cabo un proceso para optimizar el espesor, que consistió en determinar el espesor mínimo requerido, de entre los valores propuestos en la Tabla 5-4, que satisfaga que el equivalente de dosis total por fotones y por neutrones rápidos transmitidos al punto de cálculo, resulte menor que la restricción de dosis adoptada en cada caso. Para el caso de las barreras primarias, el valor de los espesores obtenidos con el programa no varía tanto como en las secundarias y por tanto, lo que se plantea para su determinación, es que el espesor propuesto debe ser capaz de atenuar a la vez, las tres fuentes de radiación que están incidiendo en el punto de cálculo, es decir: radiación primaria, radiación de fuga del cabezal y radiación dispersada por el paciente (en isocentro y si es el caso, en posición para tratamientos TBI), y que el equivalente de dosis total en el punto de cálculo, considerando el uso al mismo tiempo de dos haces de rayos X de distinta calidad CX, sea menor que P. Debido a que el reporte NCRP 51 [11] establece que generalmente, las barreras primarias atenúan adecuadamente la componente de neutrones rápidos, no se consideró necesario realizar la evaluación del equivalente de dosis por neutrones. Además, cuando se trata de evaluar el blindaje para un punto de cálculo que se encuentra en una zona no controlada, en la herramienta de trabajo Excel se incorporó una sección que permite evaluar que la tasa de equivalente de dosis máxima en cualquier hora (Rh) no exceda los 20 µSv en cualquier hora, tal como se establece en el reporte NCRP 151 [13]. Por lo general, es de esperar que si además de considerar el objetivo de diseño P, también se considera esta restricción de dosis, los espesores de las barreras tienden a ser más grandes. Sin embargo, para este caso 159 ejemplo, el impacto de considerar esta restricción no se ve reflejada ya que en los puntos de cálculo donde se aplica (6, 7 y 8), el número máximo de personas que se pueden tratar en cualquier hora es relativamente bajo comparado con el número total de personas que se tratan a la semana. Por lo tanto, al evaluar el Rh en esos puntos, aún considerando la suma para dos haces de radiación CX, cumplen con no exceder la restricción, y no resulte necesario agregar más espesor al espesor previamente calculado, de sólo considerar el objetivo de diseño P. Por otra parte, la herramienta de trabajo desarrollada permite calcular el equivalente de dosis por fotones, por neutrones (rápidos, dispersados y térmicos) y por radiación gamma que logran alcanzar la entrada de la sala de tratamiento, para cada haz de radiación. Aunado a esto, se ha destinado una hoja Excel para calcular factores de transmisión y espesores para diferentes materiales, con el propósito de determinar un blindaje mixto efectivo para la puerta de la sala de tratamiento. Además, se ha integrado una sección que permite estimar el equivalente de dosis transmitido a través de un blindaje mixto para la puerta, a partir, de proponer diferentes valores de espesores para cada uno de los materiales que la conformen, el empleo de esta sección sirve como una herramienta que permite al usuario optimizar el blindaje de la puerta de la sala de tratamiento, basado en lo propuesto por McGinley [15]. En la Tabla 5-5 se muestra el blindaje propuesto para la puerta de la sala de tratamiento, a partir de emplear la hoja de cálculo destinada para tal fin. El blindaje determinado para la puerta consta de dos capas de acero de 23 mm conteniendo al interior, 66 mm de BPE (5% de boro). El equivalente de dosis total que se transmite a través de la puerta propuesta resultó de 65 μSv semana-1, considerando el haz de 18 MV, lo cual satisface P.  Hoja de cálculo de blindajes del OIEA La hoja Excel del OIEA está basada en su reporte de cálculo de blindajes SRS 47 [7]. Básicamente, esta hoja de cálculo consiste en una hoja Excel en la cual hay un bloque de celdas que debe llenar el usuario, con la información que se requiere para calcular los factores de transmisión de la radiación y los espesores de las barreras, ya sea para haces primarios o secundarios (radiación de fuga o dispersada por el paciente). A diferencia de la herramienta de trabajo elaborada en este trabajo, en aquél no hay manera de evaluar el espesor de barreras primarias y secundarias considerando que se pueden emplear modalidades de tratamiento como TBI o IMRT. Tampoco permite determinar los espesores de las barreras a partir del desacoplamiento de la carga de trabajo en sus diversas componentes de radiación; en este caso, únicamente se puede emplear una sola carga de trabajo, la máxima, para el haz de rayos X más energético posible. Por otra parte, la hoja Excel cuenta con una sección en la que el usuario puede determinar los equivalentes de dosis por fotones, neutrones y radiación gamma, sin embargo, no existe modo de calcular los espesores del blindaje mixto requerido para la puerta. Cabe mencionar, que los resultados mostrados en la Tabla 5-5 están en apego a lo que la hoja Excel 160 permite determinar, más no en el reporte SRS 47, el cual si detalla toda la metodología para determinar las dimensiones de las barreras bajo diferentes necesidades de uso de un LINAC. Por lo anterior, para determinar los espesores del OIEA mostrados en la Tabla 5-5, se ocupó exclusivamente la carga de trabajo para el haz de 18 MV igual a la propuesta en este trabajo. Los espesores de las barreras primarias se determinaron considerando exclusivamente la incidencia del haz primario y empleando los factores de uso de la Tabla 3-2. Para las barreras secundarias, se determinó separadamente el espesor requerido para la componente de radiación de fuga y la radiación dispersada por el paciente en isocentro, y se aplicó la regla de las dos fuentes para determinar el espesor final. En el caso de los espesores determinados para la componente de radiación de fuga, se considera un factor de uso igual a la unidad, y las distancias secundarias asociadas a cada punto de cálculo, fueron referidas desde la posición del isocentro. Al comparar los espesores propuestos en este trabajo con los obtenidos con la hoja Excel del OIEA, se puede observar que los primeros siempre resultan mayores, ya que las diferencias porcentuales entre espesores van desde -3% hasta -20% (lo que representan una discrepancia en los espesores en cada caso, de 21 mm y 140 mm). La diferencia en los resultados radica en que los espesores que se obtienen con el uso de la herramienta desarrollada en este trabajo, consideran todas las fuentes de radiación que puedan estar incidiendo en el punto de cálculo, así como que el desacoplamiento de cargas da lugar a que se puedan estimar los espesores para los diferentes haces de rayos X (que se pueden producir con el LINAC), y a que las altas cargas de trabajo propuestas para los haces de baja energía, mediante la aplicación de la regla de las dos fuentes, terminan por definir el espesor final de la barrera. Uno puede observar que esta última situación, se presenta en todos los cálculos de espesores determinados en este trabajo, ya que se debe notar que la W(6 MV) y la W(10 MV) propuesta siempre se consideró mayor que la W(18 MV). Aunado, se debe tener en cuenta que las TVL empleadas para determinar los espesores, varían, y que en general, sus valores disminuyen en función de que disminuye la energía del haz de rayos X.  Memoria analítica aprobada por la CNSNS Los espesores de los blindajes que han sido calculados en la memoria analítica más reciente que se ha elaborado del recinto y que han sido aprobados por la CNSNS, fueron determinados considerando una carga de trabajo máxima de 250 Gy semana-1 para el haz de rayos X más energético, es decir para el haz de 18 MV. A pesar de que en la memoria analítica se hace hincapié de que la carga de trabajo para haces de rayos X de bajas energías también corresponde a 250 Gy semana-1, esta consideración no se emplea para determinar los espesores de los blindajes. En contraste a esto, cabe señalar que en el caso ejemplo, si se han considerado las cargas de trabajo estimadas para cada uno de los haces de rayos X de 6, 10 y 18 MV. Por otra parte, la carga de trabajo que se considera en la memoria analítica, no se ve modificada por 161 ningún parámetro que tenga que ver con el incremento de UM por el uso de técnicas de irradiación tales como IMRT o SBRT. Además, en la memoria analítica se proponen los mismos objetivos de diseño P que los adoptados en este trabajo, sin embargo en los cálculos consideran valores menores que P para ciertos puntos de interés que colindan con salas de tratamiento adyacentes a ésta, esto con el propósito de considerar la contribución de radiación que incide en el punto de cálculo debido a otras posibles fuentes de radiación que puedan estarse utilizando en esas salas. Particularmente en este trabajo no se optó por emplear esa medida porque tal como lo establece NCRP 151[13], los valores de P propuestos para el cálculo de los blindajes pueden considerarse para una sola fuente o un conjunto de fuentes que estén incidiendo en un punto de interés y a que las restricciones de dosis, para las personas que pueden verse expuestas, siempre son menores que los valores de E, recomendados por la ICRP, de 20 mSv año-1 para POE y de 1 mSv año-1 para miembros del público, lo que representa un margen de seguridad en el uso de una o más fuentes de radiación. Otra diferencia en el método de cálculo que repercute en los resultados presentados en la memoria analítica con respecto a este trabajo, es que los espesores de las barreras primarias se determinaron considerando exclusivamente la incidencia del haz primario y empleando un factor de uso de 0.25. Para las barreras secundarias, sólo se determinó el espesor requerido para la componente de radiación de fuga de rayos X. En el caso de los espesores determinados para la componente de radiación de fuga, se considera un factor de uso igual a la unidad, y por lo tanto, las distancias asociadas a cada punto de cálculo fueron referidas desde la posición de isocentro. En la Tabla 5-6 se puede observar que las diferencias porcentuales de los espesores para las barreras primarias en los puntos de cálculo 2, 7 y 12, resultan desde 0 % a 2% (lo que representa una discrepancia a lo más de 44 𝑚𝑚), es decir que los espesores propuestos en este trabajo son prácticamente iguales que los calculados en la memoria analítica, esto a pesar de que la carga de trabajo directa asignada para el haz de 18 MV en la memoria analítica es 1.74 veces mayor que la carga de trabajo directa considerada. Esto se debe a que en el programa se considera que en el punto de cálculo están incidiendo a la vez: la radiación primaria, la radiación de fuga y la radiación dispersada y, porque a su vez se adopta el criterio de que la suma máxima del equivalente de dosis de dos haces de radiación (CX), debe ser menor que el objetivo de diseño P. Sin embargo, en el caso de las barreras secundarias, las diferencias porcentuales varían dependiendo el punto de cálculo elegido. Se pueden observar que las diferencias porcentuales, cuando los espesores propuestos son más grandes que los espesores calculados en la memoria analítica, resultan entre -23% (~137 mm) y -8 % (~ 64 mm). Cuando se da el caso contrario a esto, se tiene que las diferencias porcentuales resultan entre 5% (~40 mm) y 43% (~390 mm). 162 Respecto al blindaje de la puerta, en la memoria analítica sólo se presentan los cálculos para demostrar que el equivalente de dosis transmitido a través del blindaje mixto ya existente en la instalación, es decir una puerta de 6 mm de acero + 127 mm de BPE + 6 mm de acero, es efectivo y que cumple con no exceder el objetivo de diseño P. Con fines de comparación, se ha evaluado el equivalente de dosis total transmitido a través de la puerta existente de la sala de tratamiento, obteniéndose un valor de 33.3 μSv semana-1, este valor es menor que el obtenido en la evaluación de este trabajo (Ver Puerta en la Tabla 5-6). Debido a que las consideraciones bajo las que se realizan los cálculos son diferentes y que ambos diseños son consistentes con el P, cualquiera de los diseños se consideran apropiados para su empleo. En general, los resultados mostrados en la Tabla 5-6, nos permiten observar la variabilidad que se presenta al diseñar y determinar las dimensiones de los blindajes que conforman un mismo recinto de radioterapia. Esto está directamente asociado a que las consideraciones de las que se parte para llevar a cabo el cálculo de los blindajes, los métodos de cálculo empleados y las criterios de seguridad que en algunos casos se adoptan, varían entre cada uno de estos. Así mismo, esto se asocia de alguna manera con que el profesionista que elabora una memoria analítica, al no encontrar en la normativa mexicana estipulaciones o lineamientos que se deban satisfacer, o bien recomendaciones basadas en la experiencia de quien determina si una memoria analítica se ha hecho bien o no, tiene que recurrir a revisar diferentes reportes de cálculos de blindajes que han sido creados en otros países, que muchas veces por su extensión, no terminan por ser comprendidos, y terminan por realizar los cálculos de los blindajes, adoptando recomendaciones que en ciertos casos, no se apegan al uso real del LINAC o a la geometría misma de la instalación, así como aplicando medidas de seguridad sin tener bien establecido un criterio al respecto. Por último, es importante que el equipo profesional necesario para diseñar y construir un recinto de radioterapia sea multidisciplinario (arquitecto, ingeniero, físico médico y médico radioncólogo) ya que el proyecto no sólo implica llevar a cabo la construcción del recinto para alojar el LINAC, sino que se deben definir claramente el objetivo de la instalación, el flujo de trabajo clínico al que se someterá, así como las medidas que se deben anticipar ante una futura expansión del recinto debido a un posible cambio de las condiciones de irradiación o de las colindancias, de tal manera que el impacto de las modificaciones que se tengan que realizar sea lo menos drástico posible. 163 164 7 CONCLUSIONES Con base en una revisión global de las recomendaciones existentes acerca del diseño y el cálculo de blindajes para recintos de radioterapia, que se encuentran reunidas principalmente en los reportes internacionales NCRP: 49[10], 51[11], 79[12], 151[13], IAEA: SRS 47[7], IAEA 2008 [8], IAEA 10[9], IPEM: 75[14] y McGinley 2002[15], en este trabajo se ha elaborado una guía que describe los parámetros y los métodos de cálculo, así como las consideraciones fundamentales de diseño, que debe tomar en cuenta el físico médico para elaborar una memoria analítica de un recinto de radioterapia donde se usen aceleradores lineales. Además, con base en la metodología expuesta en este trabajo, se desarrolló una herramienta de trabajo en Excel destinada para realizar el cálculo de blindajes de recintos que específicamente alberguen LINAC clínicos de uso en radioterapia externa. Esta herramienta de trabajo permite determinar los espesores requeridos de los blindajes primarios, secundarios y de la puerta, con el fin de proteger a las personas que pudieran verse expuestas a la radiación, así como también verificar los equivalentes de dosis transmitidos a través de los blindajes, de manera que se pueda llevar a cabo un proceso de optimización de los blindajes propuestos. La herramienta de trabajo se ha elaborado para que un usuario interesado, y entrenado, en realizar el cálculo de blindajes de este tipo de recintos pueda hacerlo, con el fin de comparar y/o verificar sus propios resultados con los que se proponen mediante esta aplicación. Empleando la herramienta de trabajo Excel, se determinaron las dimensiones de los blindajes que conforman una sala de tratamiento de radioterapia que ha sido tomada como referencia, en un caso ejemplo. Esta evaluación ha consistido en determinar las dimensiones de 14 blindajes: 3 primarios, 10 secundarios y el correspondiente de la puerta de la sala de tratamiento. Los espesores de los blindajes determinados a partir de este trabajo fueron comparados con: 1) los espesores obtenidos a partir de una memoria analítica que se presentó, con el fin de evaluar sí al recinto había que hacerle reformas ante la incorporación del nuevo LINAC TrueBeam, y que fue aprobada ante la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, 2) los espesores obtenidos empleando un programa Excel, que fue proporcionado por el Organismo Internacional de Energía Atómica, que sirve para el cálculo de los blindajes en radioterapia. A partir de los resultados de este trabajo, se concluye que las dimensiones de los blindajes que conforman un mismo recinto de radioterapia, discrepan, y que esta diferencia se debe a las consideraciones de las que se parte para llevar a cabo el cálculo de los blindajes, los métodos de cálculo empleados y los criterios de seguridad que en algunos casos se adoptan. Es conveniente aclarar que lo presentado en este trabajo, es una propuesta para la elaboración de una memoria analítica para un recinto que alberga un LINAC y que no se debe considerar como la única. De ser del interés del lector, puede solicitar la herramienta de trabajo en Excel, a la autora de este trabajo en la siguiente dirección de correo electrónico: marjim10_66@ciencias.unam.mx. 165 8 TRABAJO A FUTURO Se propone como trabajo a futuro estudiar las implicaciones reales de las componentes de radiación por skyshine, groundshine y dispersión lateral sobre los blindajes, ya que aunque los reportes internacionales sobre blindajes mencionan estos conceptos, para que en ciertas circunstancias sean considerados durante el diseño de los recintos de radioterapia, se requiere de su estudio con mayor profundidad. 9 RECOMENDACIONES Antes de comenzar cualquier construcción de un recinto de radioterapia, es importante que un físico médico cualificado apoyándose en su experiencia considere el uso real del LINAC y de las instalaciones radiológicas, revise los planos arquitectónicos finales del recinto que albergará el LINAC, y evalúe que las dimensiones de los blindajes sean efectivos para atenuar todas las componentes de radiación que se producen al operar un LINAC. Es necesario que inmediatamente después de que se haya instalado el LINAC y se haya puesto en funcionamiento, se lleve a cabo por parte de un experto cualificado el levantamiento de los niveles de radiación detrás de cada uno de los blindajes, para asegurar que se cumplen los objetivos de diseño. A continuación se propone una lista con requisitos que se recomiendan, a partir de la experiencia de realizar este trabajo, y que debieran contener las memorias analíticas para recintos de radioterapia donde se usen LINAC:  Antecedentes, donde se haga una descripción genérica de la instalación, de su ubicación y colindancias (considerando las intenciones futuras de los dueños de terrenos adjuntos a la instalación).  Justificación del proyecto mediante el planteamiento de los objetivos, alcance, los beneficios que conllevará y la descripción del uso específico de la instalación y actividades que se llevarán a cabo dentro de esta.  Planos arquitectónicos a escala de la instalación con cortes transversales y longitudinales, en los que se identifiquen accesos, distancias y dimensiones, colindancias, la posición de los puntos de cálculo para los blindajes, las zonas controladas y supervisadas, la ubicación del área de control del LINAC y de la sala de tratamiento, barreras, laberinto y puertas, marcos de puertas y ventanas, juntas entre barreras de diferentes materiales y ductos para sistemas de ventilación y eléctrico. En este punto, se deberían mostrar con claridad las colindancias del recinto e indicar en la descripción de la memoria de cálculo 166 las actividades que se desarrollarán en cada uno de esos lugares, para así poder establecer los factores de ocupación promedio, así como los objetivos de diseño de dosis que deban aplicarse (restricciones de dosis para miembros del público o POE) según sea el caso. Cada uno de los planos debe tener indicada la escala empleada y la firma del responsable de la memoria de cálculo.  Descripción de las características más significativas del acelerador lineal (marca, modelo, tipo de haces de radiación, calidades de haces, descripción del cabezal y del blanco de rayos X, tamaño de campo en isocentro, etc) y un esquema del equipo con la posición del isocentro y las diferentes posiciones que el mismo puede adoptar.  Descripción de los puntos de cálculo radiológicamente más significativos  Los objetivos de diseño para cada uno de los blindajes (restricciones de dosis para miembros del público o POE).  Los cálculos de la carga de trabajo considerando las técnicas de irradiación del LINAC que serán empleadas para el tratamiento de pacientes.  Método de cálculo y consideraciones empleadas, así como la bibliografía correspondiente que las sustenten.  Materiales empleados en los blindajes, indicando su composición y densidad.  Resultados y conclusiones donde se haga énfasis en los aspectos más importantes de la construcción y los que requieran una vigilancia especial para garantizar su efectividad. 167 168 10 BIBLIOGRAFÍA [1] WORLD HEALTH ORGANIZATION, Cancer, Consultado el 12 Junio, 2015. 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TVL1 (milímetros) Energía pico nominal (MeV) / Material Plomo Concreto Acero Tierra BPE 6 0 370 100 580 916 10 57 410 110 643 1015 15 57 440 110 690 1089 18 57 450 110 705 1114 20 57 460 110 721 1138 25 57 490 110 768 1213 TVLe (milímetros) Energía pico nominal (MeV) / Material Plomo Concreto Acero Tierra BPE 6 57 330 100 517 817 10 57 370 110 580 916 15 57 410 110 643 1015 18 57 430 110 674 1064 20 57 440 110 690 1089 25 57 460 110 721 1138 Tabla A 2 Fracciones de dispersión 𝒂(𝜽) de radiación a 1 m de un maniquí antropomórfico, para una distancia maniquí-blanco de rayos X de 1 m y un campo de radiación incidente de 400 cm2. Los valores mostrados han sido tomados del reporte NCRP 151[13], TABLA B.4. Fracción de dispersión en el paciente (𝒂) Ángulo de dispersión Energía pico (MeV) 6 10 15 18 24 10 1.04E-02 1.66E-02 1.51E-02 1.42E-02 1.78E-02 20 4.65E-03 5.79E-03 5.54E-03 5.39E-03 6.32E-03 28 2.66E-03 3.09E-03 2.63E-03 2.30E-03 2.49E-03 30 2.77E-03 3.18E-03 2.77E-03 2.53E-03 2.74E-03 45 1.39E-03 1.35E-03 1.05E-03 8.64E-04 8.30E-04 60 8.24E-04 7.46E-04 5.45E-04 4.24E-04 3.86E-04 90 4.26E-04 3.81E-04 2.61E-04 1.89E-04 1.74E-04 135 2.89E-04 2.62E-04 1.91E-04 1.24E-04 1.20E-04 150 2.87E-04 2.74E-04 1.78E-04 1.20E-04 1.13E-04 173 Tabla A 3 TVL en concreto (milímetros) para radiación dispersada por el paciente para distintos ángulos de dispersión, basados sobre las Figuras 10 y 15 de NCRP No. 49 [10]. Los valores son válidos para propósitos de diseño de blindaje y son conservadoramente seguras en naturaleza. Los valores mostrados han sido tomados del reporte NCRP 151 [13], TABLA B.5. Ángulo de dispersión Energía pico (MeV) 6 10 15 18 20 24 10 350 430 470 450 480 520 15 340 390 420 440 460 490 30 260 280 310 320 330 360 45 230 250 260 270 270 290 60 210 220 230 230 240 240 90 170 180 180 190 190 190 135 150 150 150 150 150 160 150 150 150 150 150 150 150 180 150 150 140 140 140 140 Tabla A 4 Energía promedio (MeV) de la radiación dispersada por el paciente como una función del ángulo y la energía pico (adoptado por McGinley, 2002 [15]). Los valores mostrados han sido tomados del reporte NCRP 151 [13], TABLA B.6. Energía pico nominal (MeV) Ángulo de dispersión 0 10 20 30 40 50 70 90 6 1.6 1.4 1.2 0.9 0.7 0.5 0.4 0.2 10 2.7 2 1.3 1 0.7 0.5 0.4 0.2 18 5 3.2 2.1 1.3 0.9 0.6 0.4 0.3 24 5.6 3.9 2.7 1.7 1.1 0.8 0.5 0.3 174 Tabla A 5 TVLs para radiación de fuga en concreto ordinario (ρ= 2.35 g cm-3), acero (ρ=7.87 g cm-3), plomo (ρ=11.35 g cm-3), tierra (ρ=1.5 g cm-3) y BPE (ρ=0.95 g cm-3). Los valores mostrados han sido tomados del reporte NCRP 151 [13], TABLA B.7. TVL1 (milímetros) Energía nominal (MeV) Material Plomo Concreto Acero Tierra BPE 6 57 340 96 533 817 10 57 350 96 549 842 15 57 360 96 564 866 18 57 360 96 564 891 20 57 360 96 564 891 25 57 370 96 580 916 TVLe (milímetros) Energía pico nominal (MeV) Material Plomo Concreto Acero Tierra BPE 6 57 290 96 455 693 10 57 310 96 486 718 15 57 330 96 517 767 18 57 340 96 533 817 20 57 340 96 533 842 25 57 350 96 549 866 175 Tabla A 6 Albedo de dosis diferencial (coeficientes de reflexión en la pared). Considerando incidencia normal sobre concreto ordinario, para fotones bremsstrahlung y monoenergéticos. Los valores mostrados han sido tomados del reporte NCRP 151 [13], TABLA B.8a. Ángulo de incidencia 0 ° Ángulo de reflexión o dispersión en concreto (medido respecto a la normal de la superficie) Fuente 0° 30° 45° 60° 75° 30 MV 0.003 0.0027 0.0026 0.0022 0.0015 24 MV 0.0032 0.0032 0.0028 0.0023 0.0015 18 MV 0.0034 0.0034 0.003 0.0025 0.0016 15 MV 0.0039 0.0038 0.0034 0.0028 0.0019 10 MV 0.0043 0.0041 0.0038 0.0031 0.0021 6 MV 0.0053 0.0052 0.0047 0.004 0.0027 4 MV 0.0067 0.0064 0.0058 0.0049 0.0031 0.5 MeV 0.019 0.017 0.015 0.013 0.008 0.25 MeV 0.032 0.028 0.025 0.022 0.013 Tabla A 7 Albedo de dosis diferencial (coeficientes de reflexión en la pared). Considerando un ángulo de incidencia de 45° sobre concreto ordinario, para fotones bremsstrahlung y monoenergéticos. Los valores mostrados han sido tomados del reporte NCRP 151 [13], TABLA B.8b. Albedo de dosis diferencial (coeficientes de reflexión en la pared) Ángulo de incidencia 45 ° Ángulo de reflexión o dispersión desde concreto (medido respecto a la normal de la superficie) Fuente 0° 30° 45° 60° 75° 30 MV 0.0048 0.005 0.0049 0.004 0.003 24 MV 0.0037 0.0039 0.0039 0.0037 0.0034 18 MV 0.0045 0.0046 0.0046 0.0043 0.0040 15 MV 0.0048 0.0052 0.0052 0.0052 0.005 10 MV 0.0051 0.0057 0.0058 0.006 0.006 6 MV 0.0064 0.0071 0.0073 0.0077 0.008 4 MV 0.0076 0.0085 0.009 0.0092 0.0095 0.5 MeV 0.022 0.0225 0.022 0.02 0.018 0.25 MeV 0.036 0.0345 0.031 0.025 0.018 176 Tabla A 8 Equivalente de dosis de neutrones (Ho) a 1.41 m del blanco por unidad de dosis absorbida de rayos X en el isocentro (mSv/Gy) e intensidad de la fuente de neutrones total emitida desde el cabezal del acelerador (QN) como una función de la energía nominal del haz de radiación. Los valores mostrados han sido tomados de la referencia [27]. Fabricante Modelo de acelerador Potencial de aceleración nominal Ho (mSv/Gy de RX) QN (neutrones/Gy de rayos X en isocentro) Varian 1800 18 1,02 - 1,6 1.22E+12 1800 15 0,79 - 1,3 7.60E+11 1800 10 0.04 6.00E+10 2100c 18 9.60E+11 2100c (MLC 3.8*3.8 cm2) 18 8.70E+11 2300CD 18 9.50E+11 2500 24 7.70E+11 Siemens KD 20 9.20E+11 MD 15 - MD 10 8.00E+10 MD 15 2.00E+11 KD 18 1,1 - 1,24 8.80E+11 Primus 10 0.17 2.00E+10 Primus 15 1.20E+11 Primus** MLC 15 2.10E+11 Philiphs /Elekta Elekta SL25 22 2 2.37E+12 Elekta SL25 18 4.60E+11 Elekta SL25 25 1.44E+12 Elekta SL20 20 0.44 6.90E+11 Elekta SL20 18 4.60E+11 GE Saturne 41 12 0.09 2.40E+11 GE Saturne 41 15 0.32 4.70E+11 GE Saturne 43 18 0.55 1.50E+12 GE Saturne 43 18 1.32E+12 GE Sature 43 25 1.38 2.40E+12 177 Tabla A 9 Valores del equivalente de dosis de neutrones (Ho) a 1.41 m del blanco por unidad de dosis absorbida de rayos X en el isocentro (mSv Gy-1) como una función de la energía nominal del haz de radiación, para nuevos modelos de LINAC. Los valores mostrados han sido tomados de la presentación de Melissa Martin, Referencia [48]. Fabricante Energía nominal (MeV) Ho (mSv/Gy de rayos X) Varian 10 0.020 15 0.352 18 0.754 20 0.956 24 1.006 Siemens 10 0.010 15 0.211 18 0.498 20 0.704 24 1.157 Elekta /Philips 10 0.151 15 0.352 18 0.754 20 1.006 24 1.509 GE 12 0.091 15 0.322 18 0.553 25 1.358 178 Tabla A 10 Energía promedio de varios espectros de neutrones como función del espesor de un blindaje esférico de tungsteno. La notación "15 MeV W PN” se utiliza para designar el espectro de fotoneutrones debido a electrones 15 MeV incidiendo sobre un blanco de W. Los valores mostrados han sido tomados del reporte NCRP 79 [12], TABLA 8. Espectro Energía promedio de neutrones (MeV) 10 MeV W PN 0.65 15 MeV W PN 1.8 25 MeV W PN 2.2 25 MeV Pb PN 2.3 252 Cf 2.15 Artificial 3.8 Pu (a,n) Be 4.4 Neutrones monoenergéticos 1.5 Neutrones monoenergéticos 6 Neutrones monoenergéticos 8 Neutrones monoenergéticos 10 179 180 12 ANEXO B. GRÁFICOS Figura B 1 Atenuación de neutrones como función del espesor de concreto ordinario. La figura ha sido tomada del reporte NCRP 151 [13], Fig. A.2. Figura B 2 Equivalente de dosis (incluyendo contribución de radiación gamma por captura de neutrones) transmitida por unidad de fluencia de neutrones con energía promedio En, como función del espesor de concreto ordinario. La incidencia de la radiación es normal sobre placas de concreto ordinario. La figura ha sido tomada del reporte NCRP 151 [13], Fig. A.2. 181 Figura B 3 Espesor de un blindaje esférico requerido para reducir la energía de un espectro de neutrones a la mitad como función de la energía promedio del espectro sin blindar. Datos para acero, plomo y tungsteno (McCall et al, 1979). Los espectros utilizados se identifican en la Tabla A 10. La figura mostrada ha sido tomada del reporte NCRP 79 [12], Tabla 8.