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Juan Carlos Rivera Coronado.  Neutrones térmicos ◦ Los neutrones térmicos son aquellos que estan en equilibrio térmico con el medio, a temperatura ambiente.

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1 Juan Carlos Rivera Coronado

2  Neutrones térmicos ◦ Los neutrones térmicos son aquellos que estan en equilibrio térmico con el medio, a temperatura ambiente. ◦ Por ejemplo a 20 C  E = 0,025 eV ◦ El equilibrio térmico ocurre cuando el neutron sufre colisiones al atravesar el medio. Por ejemplo un filtro de cadmio de 1mm de espesor puede absorber prácticamente todos los neutrones incidentes con energía E < 0,5 eV. ◦ Poseen una distribución maxweliana

3  0,5 < E < 10 KeV  Alrededor de los 10 KeV la dosis entregada en el cuerpo humano esta dada por los protones producto de dispersión elástica del núcleo de H.  E<10 KeV la dosis es principalmente dada por rayos  resultantes de la captura neutrrónica.

4  Neutrones con energías E>10KeV

5  Para neutrones de energía dada, tipo de blanco, y algún tipo de interacción, el Kerma es resultado de la fluencia  (cm -2 ) en un punto en el medio esta dada por:  Donde:   es la sección eficaz de la interacción  Nt es el numero de átomos blanco en la muestra irradiada .m es la masa de la muestra (g)  Etr es la energía cinética total (MeV)

6  Bajo condiciones de CPE Los valos de Fn se encuentran en el apéndice F. Para un espectro continuo de neutrones con una distribución de fluencia diferencial.i es el tipo de átomos.j estipo de interacciones

7 NitrógenoHidrógeno  Captura netrónica por el nitrógeno  Libera K=0,62 MeV distribuida entre el proton 0,58 y el núcleo en retroceso 0,04.  Sección eficaz 1,84x cm 2 /atm  Captura neutrónica del hidrógeno  Sección eficaz 3,32x cm 2 /atm  Es menor para H que para N pero existe 41 veces más átomos de H que N en el tejido humano.

8 Espessura na água necessária para estabelecer o equilíbrio de partículas carregadas secundárias para fótons (curva A) ou nêutrons (curva B) (A partir de Sincleir, 1969). Kerma == Dose absorvida Dose equivalente = D Q = K Q CPE Dosis Equivalente

9 Trabajo de un gran amigo

10 Avaliação das doses de nêutrons em aceleradores lineares de uso clínico

11 Introdução Os primeiros dispositivos destinados aos tratamentos teleterápicos utilizavam tubos de raios x para gerar radiação, sendo que o maior problema existente com este tipo de aparelho era o baixo poder de penetração do feixe de fótons no corpo humano. Wilhelm Conrad Röntgen

12 Invenção do Klystron pelos irmãos Russell e Sigurd Varian em 1937, depois da II G. M., foi utilizado para acelerar partículas carregadas por um túnel de vácuo (guia de onda), onde são produzidos pequenos incrementos de energia aos elétrons. Introdução

13 FOTONÊUTRONSAtualmente, existem aceleradores com várias energias de fótons, sendo que a partir de um certo limiar existe uma componente adicional. FOTONÊUTRONS. Introdução Estes elétrons podem ser utilizados diretamente no tratamento de tumores superficiais ou fazendo-os colidir com um alvo, produzem fótons de alta energia, utilizados para realizar tratamentos de tumores profundos.

14 Introdução Fotonêutrons Paciente (Norma CNEN-NE 3.06 ) Indivíduo ocupacionalmente exposto (Norma CNEN-NN 3.01) Blindagens das salas Avaliar a Dose

15 Norma CNEN-NE 3.06 no item 6.2 estipula que: “A taxa de kerma no ar devido aos nêutrons, dentro e fora da área de tratamento, deve ser mantida tão reduzida quando razoavelmente exeqüível; dentro da área de tratamento o kerma no tecido humano devido aos nêutrons não deve exceder a 1% do kerma devido as Raios x”. Norma CNEN-NN 3.01 estabelece que a dose do individuo ocupacionalmente exposto deve encontrar-se dentro do limite de 20 mSv/ano. Normas CNEN

16 PRODUÇÃO DE FOTONÊUTRONS E MÉTODOS DE CÁLCULO DE DOSE

17 Produção de nêutrons A Ressonância de Dipolo Gigante ocorre quando a energia dos fótons incidentes for maior que a energia de ligação dos núcleons. Nesse caso, a foto- absorção leva a um deslocamento relativo dos nêutrons mais intensamente ligados no interior do núcleo, excitando-os e, posteriormente, essa energia extra é liberada na forma de emissão de nêutrons ( ,n), ( ,2n), ( ,3n). Este fenômeno está principalmente relacionado com a produção ( ,n). Gráfico esquemático da contribuição ( ,n), ( ,2n) e ( ,3n) à seção eficaz de produção fotoneutrônica (Green, 1975).

18 Elementos que constituem o cabeçote de aceleradores lineares de uso clínico e energias limiares para produção de fotonêutrons. Energias Limiares

19 Transporte de nêutrons através do cabeçote de um acelerador linear A produção e o espectro de fotonêutrons dependem da composição e disposição de cada um dos elementos dentro do cabeçote, tais como: alvo filtro aplanador colimadores primários e secundários colimador multilâminas A maioria desses componentes são construídos de metais pesados, tais como chumbo, tungstênio, cobre e ferro.

20 Espectro de nêutrons primário no interior do cabeçote (Facure et al., 2005).

21 Degradação produzida no espectro de fotonêutrons após atravesar uma espessura de 10cm de tungstênio e após emergir em uma sala de concreto. 15 MeV W representa o espectro de nêutrons produzido quando elétrons de 15 MeV atingem um alvo de tungstênio (NCRP 79, 1984).

22 Simulação com geometria completa do cabeçote de um acelerador linear (Monte Carlo) Rendimento Relativo

23 Rendimento de nêutrons calculados para um acelerador Clinac 2100/2300, geometria completa com colimador fechado (Kase et al., 1998). Rendimento Relativo

24 Energia média de fotonêutrons para aceleradores de 15, 18, 20 e 25 MV (Facure et al., 2005). A energia média de nêutrons na entrada do labirinto das salas é próxima à 100 KeV (NCRP 79, 1984; NCRP 151, 2005). Energia média de fotonêutrons

25 Métodos de cálculo de dose equivalente de nêutrons em salas de aceleradores lineares Método Kersey

26 Método Kersey Modificado  = fator de transmissão  total = fluência total de nêutrons na entrada interna do labirinto (posição A) por unidade de dose absorvida de raios X no isocentro. Pode ser avaliado pelo uso da seguinte equação (McCall et al., 1999; NCRP, 1984): Métodos de cálculo de dose equivalente de nêutrons em salas de aceleradores lineares

27 MATERIAL E TESTES REALIZADOS

28 Emulsão Superaquecida Propriedades físicas de alguns fluidos refrigeradores utilizados em emulsões superaquecidas à 25°C. Qualquer líquido que se mantém nesse estado, apesar de estar acima de sua temperatura de ebulição, é chamado de líquido superaquecido. Detector de Bolhas

29 O tempo necessário para que o detector possa ser reutilizado varia de 30 minutos a 24 horas, dependendo do tempo entre a irradiação e a recompressão. Detector de Bolhas

30 Principais características (fabricante): Não são sensíveis a fótons ou elétrons. Composição similar ao tecido equivalente. Resposta isotrópica e linear. Reutilizáveis, de fácil manipulação e tamanho reduzido. Permitem fazer uma leitura imediata após a irradiação. BD – PND e BDT

31 Características gerais dos detectores de emulsões superaquecidas fabricados pela Bubble Technology Industries Inc. Detector de Bolhas

32 Resposta dos detectores como função da energia (Ing et al., 1997), normalizada por fluência e por dose equivalente (Modificado a partir de NCRP 151, 2006)

33 Metodologia de contagem Número bolhas>>50

34 Esquema utilizado para realizar a contagem de bolhas Depois de realizar 50 irradiações, observou-se que a média dos valores absolutos das diferenças percentuais foi de 5.

35 Os equipamentos utilizados, i nstalados em centros radioterápicos nas cidades de Rio de Janeiro e São Paulo, foram: Equipamentos e salas Clinac 2100 C 10MV

36 Siemens Primus 15 MVSiemens Primus e KD 18 MV Equipamentos e salas

37 MÉTODO E ANÁLISE DE RESULTADOS

38 Aceleradores: Clinac 10 e 15 MV (3) Siemens 15 e 18 MV (3) Detectores BDT (25 cGy) BD-PND (2 cGy) Campo de irradiação 10 cm x 10 cm Medições no isocentro

39 Aceleradores: Clinac 10 e 15 MV (3) Siemens 15 e 18 MV (3) Detectores BDT e BD-PND Campo de irradiação 10 cm x 10 cm Medições a 1,41m do alvo Tanto as medições realizadas na presença do feixe de fótons (isocentro) quanto as obtidas fora dele (distância 1,41m), serão apresentadas em relação à dose de fótons no isocentro, na profundidade de 2,5cm na água.

40 Dose equivalente de nêutrons por Gy de raios X no isocentro Ho (mSv/Gy). Resultados Comparação dos resultados com os obtidos por McGynley (Equipamentos) Relação diferente E mesmo fabricante, diferença de 20 vezes e 3 vezes. Diferença existente entre equipamentos Varian e Siemens. Comparação com a Norma 3.06 da CNEN.

41 Detectores BDT e BD-PND. Energias de 10, 15 e 18 MV. Campo de irradiação 10cm x 10 cm Setup de irradiação dos detectores Medições ao longo do plano do paciente

42 Dose de nêutrons por Gy de raios X no isocentro para os detectores PND (Resultados comparados com Nath et al., 1993). Resultados Comparação com outro estudo Dose dentro e fora área trat. Comportamento da curva Unidades → cálculo (±1σ) → 1 to 15%.

43 Dose de nêutrons por Gy de raios X no isocentro para os detectores PND. ( Resultados comparados com Ipe et al., 2000). Resultados Dose igual mas UM superiores para tratamentos com IMRT. (±1σ) → 1 to 15%.

44 Resultados

45 Influência do feixe primário de fótons nos detectores Teste (Waller et al., 2003) com detectores PND em um equipamento Teratron 780 de 60 Co, verificando que depois de 6 minutos de irradiação (~5,1 Gy) não foi observada formação de bolhas. No presente estudo, foram utilizados feixes de fótons de 6 MV e elétrons de 9 MeV de um acelerador Clinac 2100C, com campo 10 x 10 cm 2 e irradiados no isocentro. Em ambos os casos foi observada nucleação. Obteve-se que um feixe de fótons de 6MV ou de elétrons de 9 MeV, com a mesma quantidade de UM utilizada no caso das medições para 10 MV, produz 6% do número de bolhas para fótons de 6 MV e 1% para elétrons de 9 MeV.

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47 Para estimar as doses associadas a um tratamento radioterápico, na entrada interna do labirinto e ao longo do mesmo, foram utilizadas de 150 a 200 UM, com o Gantry em 0° (na posição vertical), sem paciente. Medições no labirinto

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49 Cálculo da dose no labirinto pelo método de Kersey e Kersey Modificado utilizando os resultados de Ho (1,41m) obtidos experimentalmente com detectores PND. Dados utilizados para efetuar o cálculo da dose no labirinto Resultados

50 Medições dentro e fora da porta Foram utilizados aceleradores Clinac 2100C e Clinac 2300 C/D. Os detectores BD-BDT e PND, que permaneceram por aproximadamente uma semana na sala de um acelerador Clinac 2100 C e três dias na sala de um acelerador Clinac 2300 C/D. As doses foram estimadas utilizando-se o sistema de gerenciamento de tratamento Varis: Clinac 2100 C/D (10 MV) → UM ou cGy Clinac 2300 C (15 MV) → UM ou 9384 cGy

51 Resultados Resultados das leituras fora da porta e estimativa de doses anual e mensal Dose equivalente dentro e fora da porta das salas de tratamento Limite para público 1000  Sv Distâncias d 2 de cálculo (7,1 e 5,5 m)

52 CONCLUSÕES

53 Foi apresentada uma metodologia prática para medir as doses equivalentes de nêutrons que podem ser utilizadas para fins de radioproteção, dosimetria clínica e comissionamento do aparelho ou controle de qualidade. Os resultados obtidos, quando comparados com dados utilizando simulações computacionais pelo método de Monte Carlo ou medições com detectores de emulsões superaquecidas, traços nucleares e ativação de folhas, apresentaram-se similares. Conclusões

54 De acordo com os resultados obtidos, tanto no isocentro como na distância no plano do paciente, considerando as medições com detectores PND ou a soma das medições obtidas com os dois tipos de detectores, as doses dentro e fora do campo de irradiação encontraram-se abaixo do limite estabelecido pela Norma 3.06 da CNEN. As estimativas da dose de nêutrons na porta foram muito inferiores aos níveis de dose absorvida estabelecidos pelas normas nacionais e internacionais para áreas controladas.

55 Conclusões As relações de dose equivalente de nêutrons por Gy de raios X no labirinto medidas apresentaram-se menores, quando comparadas com resultados obtidos a partir de métodos de cálculo existentes na literatura, criados com a finalidade de projetar as blindagens das salas de tratamento, os quais podem ser considerados seguros do ponto de vista da proteção radiológica.

56 Técnicas tais como IMRT, pela elevada quantidade de UM que são utilizadas, quando comparadas com radioterapia convencional 2D ou conformal 3D, apresentam um aumento à dose de nêutrons no paciente. Considerando a dose devido aos nêutrons, o mais seguro é utilizar feixes de 6 MV, já que esta energia se encontra abaixo do limiar para que a interação ( ,n) aconteça. Conclusões

57 Detectores de Emulsões Superaquecidas não devem ser utilizados para aferir doses de nêutrons dentro do campo de tratamento devido ao incremento na resposta pelas reações fotoinduzidas. Conclusões

58 Muito obrigado! Por Juan Carlos Rivera C

59 Métodos de cálculo de dose equivalente de nêutrons em salas de aceleradores lineares Método Kersey Ho é a dose equivalente total (nêutrons diretos mais os térmicos mais os espalhados pela sala) devido aos nêutrons à distância do do alvo, por unidade de dose absorvida de raios X no isocentro (mSv Gy-1). S0/S1 é a relação da área da seção transversal da entrada interna do labirinto e a área da seção transversal ao longo do labirinto. d1 é a distância do ponto onde foi definido Ho, ao ponto na linha central do labirinto (A). d2 é a distância entre os pontos A e B. Se o labirinto tiver duas pernas, d2 seria a soma da distância AC e CD (NCRP 151,2005).

60 Método Kersey Modificado H n,D = dose equivalente de nêutrons na entrada do labirinto em Sievert por unidade de dose absorvida de raios X (Gray) no isocentro, (mSv Gy-1). So/S 1 = relação da área da seção transversal da entrada interna do labirinto e a área da seção transversal ao longo do labirinto, como mostrado Figura TVD = distância deci-redutora (m) que varia de acordo com a raiz quadrada da seção transversal ao longo do labirinto S1 (m 2 ).  total = fluência total de nêutrons na entrada interna do labirinto (posição A) por unidade de dose absorvida de raios X no isocentro. Pode ser avaliado pelo uso da seguinte equação (McCall et al., 1999; NCRP, 1984): Métodos de cálculo de dose equivalente de nêutrons em salas de aceleradores lineares

61 Espessura na água necessária para estabelecer o equilíbrio de partículas carregadas secundárias para fótons (curva A) ou nêutrons (curva B) (A partir de Sincleir, 1969). Kerma == Dose absorvida Dose equivalente = D Q = K Q Q=10 CPE

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