Estudio de materiales de blindaje de radiación ionizante para medicina nuclear

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(1)Estudio de materiales de blindaje de radiación ionizante para medicina nuclear.. TESIS PARA OPTAR AL GRADO DE MAGISTER EN FÍSICA MÉDICA. Alumno: Harold Novoa Burgos Tutor: Dr. Edgardo Dörner co-Tutor: Dra. Daniella Fabri 12 de Diciembre de 2018. ..

(2) Resumen Los rangos energéticos utilizados en medicina nuclear quedan fuera de las recomendaciones internacionales sobre la elección de materiales para blindar las instalaciones que operan con radiación ionizante. Se propone estudiar materiales comúnmente utilizados en construcción hospitalaria como blindajes para los isótopos 18 F y 131 I con el fin de ampliar las opciones que en la actualidad se utilizan, plomo y concreto común, para blindar las instalaciones de medicina nuclear. Utilizando simulaciones Monte Carlo con el programa EGSnrc se caracterizaron los materiales por su capacidad de blindar la radiación ionizante reflejado en el factor de atenuación para diferentes espesores de una selección de materiales e independientemente en un proceso experimental con alguno de ellos. Se graficaron los factores de atenuación de cada espesor utilizado para obtener un ajuste exponencial de ellos y con la ecuación de la curva ajustada conocer su coeficiente de atenuación lineal. Se encontró que el concreto dopado con bario tiene un bajo factor de transmisión (k), equivalente a ser un buen atenuador. Respecto a los materiales de construcción, los tabiques de yeso cartón no ofrecen un buen factor k, pero sobre ésta estructura pueden ser fijadas otras que son mejores, como acero inoxidable, acrílico e incluso placas safeboard que son comercializadas para blindar radiación ionizante con energías de hasta 140 kVp. Destaca que el yeso de Paris (POP) tiene un factor k comparable con el concreto N BS04, pero el POP es utilizado en odontología a diferencia del yeso de baja densidad que es de construcción. Keywords: Medicina Nuclear, blindaje, coeficiente de atenuación lineal, Monte Carlo, 18 F, 131 I, EGSnrc.. II.

(3) Índice general Introducción. 1. 1. Antecedentes 1.1. Medicina nuclear . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2. Radiación ionizante . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.1. Interacción de la radiación con material biológico 1.2.2. Blindaje . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.3. Ley de atenuación exponencial . . . . . . . . . . . 1.2.4. ALARA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.2.5. Buildup . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.3. Simulación Monte Carlo del transporte de la radiación . 1.3.1. Generación de la trayectoria de una partícula . . 1.4. Radioprotección . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1.4.1. Materiales de blindaje . . . . . . . . . . . . . . . 1.4.2. Materiales utilizados actualmente como blindaje .. . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . .. 2. Materiales y métodos 2.1. Materiales estudiados . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2. Determinación de la dosis absorbida . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.2.1. Geometría . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.3. Mediciones dosimétricas experimental . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.4. Simulaciones Monte Carlo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2.4.1. Atenuación por una barrera multicapa de diferentes materiales 2.5. Obtención del coeficiente de atenuación lineal . . . . . . . . . . . .. 3 3 5 6 7 8 9 10 10 11 12 13 14 16 16 18 19 21 23 26 26. 3. Resultados 27 3.1. Resultados de las simulaciones Monte Carlo . . . . . . . . . . . . . 27 3.1.1. Diferencias en la simulacion de la fuente de 131 I . . . . . . . 29 3.2. Resultados experimentales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32 III.

(4) 4. Discusión. 35. 5. Conclusión. 38. Materiales utilizados. 39. III.

(5) Índice de tablas 1.1. Límites de dosis establecido por el NCRP y legislación nacional . . 8 1.2. Coeficiente de atenuación lineal del concreto, plomo y acero . . . . 15 2.1. 2.2. 2.3. 2.4. 2.5.. Composición química de las placas Safeboard . . . . . . . . . . . . . Distancia fuente-detector de las geometrías utilizadas . . . . . . . . Descripción de las distancias utilizadas en el montaje experimental. Descripción de los parámetros usados en la simulación MC . . . . . Energía de los isótopos considera para las simulaciones . . . . . . .. 17 21 21 24 25. 3.1. Coeficiente de atenuación lineal obtenido de las simulaciones Monte Carlo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.2. Atenuación porcentual de las puertas simuladas. . . . . . . . . . . . 3.3. HVL y TVL del tabique. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.4. Diferencias en simular la fuente de 131 I. . . . . . . . . . . . . . . . . 3.5. Resultados experimentales del coeficiente de atenuación lineal. . . .. 28 29 29 31 32. 1.. Composición química, aporte porcentual y densidad de los materiales simulados . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40. V.

(6) Índice de figuras 1.1. 1.2. 1.3. 1.4. 1.5.. Esquema de decaimiento para la fuente de 131 I . . . . . . . . . Esquema de decaimiento para la fuente de 18 F . . . . . . . . . Procesos que ocurren en la ionización indirecta de la materia. . Radiación directa e indirectamente ionizante . . . . . . . . . . Representación de la ley de atenuación exponencial . . . . . .. . . . . .. . . . . .. 4 4 5 7 9. 2.1. 2.2. 2.3. 2.4. 2.5.. Fotografía del montaje de un tabique que separará una habitación. Simulación del tabique en DOSrznrc . . . . . . . . . . . . . . . . Representación de la geometría utilizada. . . . . . . . . . . . . . . Montaje utilizado para las mediciones experimentales. . . . . . . . Interfaz gráfica del Accu-Gold . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . .. 19 20 20 22 23. 3.1. Resultado de la simulación del tabique simulado . . . . . . . . . . . 3.2. Simulaciones de las placas knauf con diferentes proporciones en las componentes. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3.3. Comparación de las diferencias en la simulacion de la fuente de 131 I 3.4. Comparación de la atenuación del plomo para 131 I y 18 F. . . . . . . 3.5. Comparación de la atenuación de las placas Knauf para 131 I y 18 F. .. 30. VI. . . . . .. 30 31 33 34.

(7) Introducción La Medicina Nuclear es la rama de la medicina que emplea isótopos radioactivos para diagnóstico y tratamiento [1], ellos son átomos de un mismo elemento cuyos núcleos tienen una cantidad diferente de neutrones y por lo tanto difieren en número másico y emiten radiación ionizante [2]. Si la radiación ionizante interactúa con material biológico, sería capaz de eliminar células por medio de la oxidación de las cadenas de ADN, este efecto sería deseable si el objetivo de la exposición fuese dar tratamiento a un paciente con diagnóstico de cáncer, pero en otro caso, eliminar células de esta forma es nocivo para el tejido sano. Si la célula logra sobrevivir a la radiación ionizante tendrá dos caminos; repararse o mutar, si la célula muta y los mecanismos naturales no son capaces de evitarlo o controlarla podría desencadenar reproducciones descontroladas en el tejido sano, produciendo tumores. Se estimó que durante el 2014 se efectuaron 3,5 millones de procedimientos en medicina nuclear a nivel mundial [3] siendo en la actualidad 10 veces mayor según la Organización Mundial de la Salud [4]. Para evitar exposiciones injustificadas a quienes no forman parte del estudio o tratamiento, teniendo en cuenta que existen recomendaciones internacionales para los límites de dosis [5], se toman medidas como la restricción a las áreas donde son manipuladas y almacenadas las fuentes de radiación o se considera un blindaje mayor. De los materiales utilizados como blindaje se conoce su capacidad de atenuar la radiación a su paso a través de ellos y su finalidad es disminuir la tasa de exposición. Los materiales más comunes son plomo (µ131 I = 2, 53 cm−1 ) y concreto (µ131 I = 0, 24 cm−1 ) debido a que han sido bien estudiados y catalogados, además que existen recomendaciones internacionales referidos a estos materiales para altas [6] y bajas energías [7]. Ya que los rangos energéticos empleados en medicina nuclear, 71 KeV para Renio-188 a 763 KeV para Estroncio-89, quedan fuera de los reportes, se estudia y comprueba qué materiales comunes de construcción pueden ser considerados como blindajes efectivos para la radiación ionizante en éste rango energético. Dos isótopos de interés son; Yodo-131 (131 I) para el tratamiento contra el cáncer de tiroides y Flúor-18 (18 F) agregado 1.

(8) a moléculas de glucosa para identificar zonas biológicas con cáncer mediante un exámen PET (Positron Emission Tomography). La caracterización del material es mediante al coeficiente de atenuación lineal, necesario para calcular los espesores de blindaje de las instalaciones que operan con radiaciones ionizantes. Este factor es obtenido con simulaciones Monte Carlo donde se calcula la razón de dosis obtenida en el volumen de interés producida por la fuente de radiación ionizante y cuando se coloca un material de blindaje entre ellas, esta metodología se realiza experimentalmente para algunos materiales utilizando una cámara de ionización.. 2.

(9) Capítulo 1 Antecedentes Se describen los antecedentes físicos necesarios para plantear los beneficios de la radiación ionizante, los usos que tiene en medicina nuclear y los cuidados que existen al trabajar con ella.. 1.1.. Medicina nuclear. La Sociedad Española de Medicina Nuclear e Imagen Molecular define a la Medicina Nuclear como “la rama de la medicina que emplea los isótopos radioactivos, las radiaciones nucleares, las variaciones electromagnéticas de los componentes del núcleo y técnicas biofísicas afines para la prevención, diagnóstico, terapéutica e investigación médica” [1]. En un centro de medicina nuclear se manipulan isótopos radiactivos que son la fuente de radiación ionizante, estas fuentes son abiertas y móviles, de actividad variable y energías en un rango amplio. La radioactividad se definine como “la posibilidad dada que un núcleo atómico emita espontáneamente partículas a través de desintegración, lo que podría afectar las propiedades físicas y químicas del núcleo original”[8] la que se puede encontrar de manera natural o artificial. En 1896 Henri Becquerel descubrió la radioactividad natural al notar que placas fotográficas se velaban cuando eran expuestas a sales de Uranio, dos años después Pierre y Marie Curie anunciaron que habían identificado el Polonio y Radio, los cuales son mucho más radioactivos que el Uranio, mientras que la radioactividad artificial fue descubierta en 1943 por Irère y Frédéric Joliot al notar que láminas de boro y aluminio emitían radiación después de ser expuestas a una fuente de partículas alfa [9]. Isótopos que se pueden destacar son; el Yodo-131 (131 I) que se utiliza con fines terapeúticos contra el cancer de tiroides, que al decaer en xenón-131 emite peaks 3.

(10) energéticos siendo el de mayor prevalencia el de 364 keV que tiene una abundancia del 84 %. El Flúor-18 (18 F) es empleado en imagenes funcionales cuando es inyectado al paciento en combinación con glucosa, formando fludeoxyglucosa (18 FFDG) y analizado mediante un examen PET, este radionuclido decae a oxígeno-18 y cuando lo hace genera un positrón y un neutrino electrónico, el positrón se aniquilará al encontrarse con un electrón produciendo dos fotones de aniquilación con energías de 511 keV los que se eyectarán diametralmente opuestos. Diagramas del decaimiento de ambos isótopos se muestran en las Figuras 1.1 y 1.2.. Figura 1.1: Esquema de decaimiento para la fuente de. 131. Figura 1.2: Esquema de decaimiento para la fuente de. 18. 4. I.. F..

(11) 1.2.. Radiación ionizante. El reporte de la International Commision on Radiation Units & Measurements (ICRU) número 85 del año 2011 define a la radiación ionizante como “las partículas cargadas (electrones o protones) y neutras (fotones o neutrones) que pueden producir ionización en un medio o puede iniciar transformación de partículas elementales que entonces resulta en ionización o la producción del proceso de radiación ionizante. La capacidad de ionizar implica la entrega de energía suficiente, por evento, para arrancar un electrón de valencia de un átomo del medio” [10]. La radiación ionizante puede separarse en dos grupos, directa e indirectamente ionizante. La radiación directamente ionizante son las partículas cargadas que depositan en el medio a través de interacciones Coulombianas entre la partícula ionizante cargada y un electrón orbital de uno de los átomos del medio. La radiación indirectamente ionizante deposita su energía en el medio en dos pasos; la partícula cargada es liberada en el medio (los fotones liberan electrones o positrones y los neutrones liberan protones o iones pesados) y luego esta partícula cargada liberada deposita su energía en el medio mediante interacciones Coulombianas con electrones orbitales de átomos del medio[11]. Los procesos que pueden afectar a los fotones durante su trayectoria por un medio material son descritos y graficados en la Figura 1.3:. Figura 1.3: Procesos que ocurren con la radiación ionizante indirecta. Los procesos pueden ser diferenciados por los intervalos energéticos necesarios para que ocurran. Gráfico de Handbook of radiotherapy physics theory and practice [9].. 5.

(12) Dispersión coherente (Coh): La dispersión coherente o Rayleigh es el proceso donde un fotón interactúa con un electrón fuertemente ligado al núcleo, pero que no genera cambios en el electrón sino que sólo habrá un cambio en la dirección de la trayectoria del fotón, es decir, la energía incidente será la misma que la energía del fotón dispersado, por la conservación del momento. Efecto fotoeléctrico (PE): Se produce el efecto fotoeléctrico cuando un fotón de energía determinadad es absorbido por un átomo específico haciendo una transición a un estado excitado. La energía del fotón es suficiente para arrancar un electrón de las capas cercanas al núcleo atómico. Dispersión incoherente (Incoh): La dispersión incoherente o Compton se produce cuando un fotón de energía determinada intereactúa con un electrón de un átomo, el cual absorbe parte o toda la energía del fotón para luego reemitirlo como un fotón secundario (Compton) de energía diferente a la del fotón en una dirección diferente a la incidente. Producción de pares (Pair): La producción del par electrón-positrón puede ocurrir cuando un fotón de alta energía interactúa con el núcleo atómico o un electrón cercano a él, absorbiendo la energía y momento del fotón. Cuando es un electrón con quien interactúa el fotón obtiene una energía cinética apreciable, este proceso causa tres partículas, por ello es llamada producción de triplete (Trip). Cuando la interación ocurre con el nucleo se generará un electrón y un positrón.. 1.2.1.. Interacción de la radiación con material biológico. El efecto que tiene la radiación ionizante sobre materiales biológicos es nocivo, al interactuar con la cadena de ADN provoca la ionización del agua, la cual genera radicales libres oxidando las cadenas de ADN, produciendo dos posibles efectos; reversible, la célula se podrá reparar logrando que sea nuevamente viable al evitar una mutación y continúe su función o irreversible en el que la célula morirá. Una representación de la radiación ionizante de efecto directo, a la izquierda de la representación de la cadena de ADN, e indirecto, por la derecha, de la cadena de ADN es mostrado en la Figura 1.4. Los daños producidos por la radiación ionizante son catalogados como estocásticos y determinísticos, siendo el segundo un daño apreciable al superar un umbral de dosis de 1 Sv [9], los estocásticos o no determinísticos son daños que pueden 6.

(13) Figura 1.4: Representación de la interacción de la radiación directa (izquierda) e indirectamente (derecha) ionizante con una cadena de ADN.. ser producidos por cualquier magnitud de dosis, de ahí proviene su naturaleza probabilística.. 1.2.2.. Blindaje. Las recomendaciones del ICRP en su reporte 103: The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection [5] establece los límites de dosis para los trabajadores y los miembros del público, es decir las áreas controladas y las que no lo están. Además existe una legislación nacional, Ley de Seguridad Nuclear 18302 del año 1985 [12], la que establece otros valores límites, detallados en la tabla 1.1, la importancia de estos es de reducir los efectos estocásticos y evitar los determinísticos. A las áreas controladas tiene acceso sólo el personal que tiene una supervisión, mediante un dosímetro personal, de la radiación recibida debido a sus actividades laborales, además de estar autorizado, mientras que las áreas no controladas son aquellas que no se tiene en cuenta esta medida y es donde se ubica el público[7], para alcanzar los valores de dosis recomendados es necesario considerar tres variables; tiempo, distancia y blindaje. Cuando han sido definidas las áreas controladas y las funciones de cada trabajador, se comienza a optimizar los tres principios, en ése órden, hasta llegar a los límites de dosis que se reportarán al organismo regulador las que deben estar acorde a la legislación nacional y al NCRP 103. Las 7.

(14) barreras que actúan como blindaje de la radiación no necesariamente son de materiales convencionales, pudiendo ser plomo, concreto de alta densidad o dopado con bario, entre otros, otra opción es utilizar los materiales que si son comunes, como el concreto ordinario, pero en un espesor mayor y acompañados de una mayor distancia entre la fuente radioactiva y el trabajador o público y un menor tiempo planificado de exposición. Área controlada. Área no controlada. NCRP 103. 20 mSv/año. 2 mSv/año. Ley Nacional. 50 mSv/año. 5 mSv/año. Tabla 1.1: Límites de dosis recomendados por el NCRP 103 [5] y por la Ley de Seguridad Nuclear 18302[12] para personal laboralmente expuesto y miembros del público.. 1.2.3.. Ley de atenuación exponencial. La atenuación de la radiación en un medio se puede cuantificar mediante la ley de atenuación exponencial que puede ser utilizada para determinar qué cantidad de radiación ionizante indirecta, fotones, atravesará un material. Su expresión matemática es la ecuación (1.1) ilustrado con la figura 1.5.. I(x) = e−µ·x I0. (1.1). Donde I0 es la cantidad inicial de fotones, x el espesor del material, I(x) es la cantidad de radiación que logra atravesar el material y µ es el coeficiente de atenuación lineal que es la probabilidad por unidad de longitud para la interacción de la partícula en el medio y está relacionada con la sección transversal atómica, σtotal de él, tiene unidades de m−1 y depende de la energía del fotón [9]. Normalmente se caracteriza la propiedad de atenuación de los materiales mediante el coeficiente de atenuación lineal, el HVL que se define como el espesor de material necesario para atenuar la mitad de la radiación (Half Value Layer), de la misma forma existe el TVL (Tenth Value Layer) que es el espesor del material para lograr la transmisión de la décima parte la radiación incidente [13]. 8.

(15) Figura 1.5: Representación de la ley de atenuación exponencial con un haz incidente (Io ) y un haz transmitido (I(x)).. 1.2.4.. ALARA. El blindaje debe ser acorde a las necesidades de protección radiológicas, de lo contrario se utilizarán recursos de manera ineficiente, lo que se engloba en el concepto de ALARA (as low as reasonably achievable), tan bajo como sea razonablemente posible. Es un principio que busca optimizar la radioprotección utilizando tres magnitudes: Tiempo: Minimizar el tiempo de exposición, lo que implicará un menor daño al tejido del individuo. Distancia: La exposición disminuye con la ley del inverso del cuadrado de la distancia, por lo que al alejarse al doble de la distancia la exposición se verá reducida a un 25 %. Blindaje: Se utiliza material que pueda atenuar la radiación, modelado por la ley de atenuación exponencial (1.1), lo suficiente para complir con la normativa y recomendaciones, en concordancia con ALARA. Lo normal es tener casos en que las exposiciones ocupacionales en medicina e industrias son muy por debajo de los valores máximos aceptables[14] y en caso contrario se activan protocolos de investigación para conocer el motivo de la anomalía que son detectados al momento de analizar la información de los dosímetros personales.. 9.

(16) 1.2.5.. Buildup. Dependiendo de la geometría del haz a considerar de radiación es que se puede clasificar en geometría de haz angosto o ancho, la ecuación de atenuación exponencial considera un haz angosto de partículas sin carga y además que cada partícula absorbida no produce radiación secundaria o dispersión. Para hablar de un haz de geometría angosta se debe cumplir que las partículas recibidas por el detector han de ser primarias, es decir, no habrán lecturas de las partículas secundarias o dispersas. Cualquier geometría diferente a la del haz angosto, donde el detector recibe partículas secundarias o de dispersión, se le denomina geometría de haz ancho. En este caso, la definición más apropiada es; en un haz de geometría ancha cada partícula sin carga dispersa o secundaria llegará al detector, pero sólo si fuera generada en el atenuador por una partícula primaria o por una secundaria cargada resultante de una primaria [15]. El concepto de buildup es muy utilizado en la descripción cuantitativa de la atenuación en geometría de haz ancho. Para la geometría de haz angosto el factor de buildup es exactamente una unidad, mientras que en haz ancho es mayor que uno. Este factor considera el tipo de radiación y energía de ella, medio atenuante y la geometría [15], se expresa mediante el cuociente entre la transmisión del haz ancho y el angosto (B = Iancho /Iangosto ) es decir:. I(x) = I0 · e−µ·x · B. 1.3.. (1.2). Simulación Monte Carlo del transporte de la radiación. La descripción teórica del transporte de la radiación y de su interacción con la materia es un problema que consiste en determinar, para una fuente de radiación y una geometría dada, el flujo de partículas en los espacios de interés para un instante de tiempo definido. El flujo puede utilizarse para obtener otras magnitudes de interés como la dosis absorbida, expresada en la ecuación (1.7). Previo al uso de computadores, para calcular las cantidades de interés en el transporte de radiación, el esfuerzo se basaba en la resolución de la ecuación de Boltzmann, que describe el balance entre flujos de partículas entrantes y salientes de un volumen infinitesimal, pero debido a la complejidad asociada a esta ecuación es habitual recurrir a otros métodos de resolución como las simulación Monte Carlo. Las simulaciones Monte Carlo de los procesos de transporte de partículas son fieles 10.

(17) a la realidad física; las partículas nacen de acuerdo a las distribuciones que describen a la fuente, que viajan una cierta distancia, determinada por una distribución de probabilidad en función de la sección transversal total de interacción, al sitio de una colisión y dispersa su energía y/o cambia su dirección de acuerdo con la sección transversal diferencial correspondiente, donde es posible generar nuevas partículas que tienen que ser simuladas [16]. Para que el proceso sea aleatorio, acorde a la realidad natural, se utilizan secuencias de números aleatorios los que actualmente son el resultado de una progresión numérica con puntos de partida, llamados semillas que son capaces de alterar la secuencia numérica, este proceso de obtención de números aleatorios es llamado pseudoaleatorio por provenir de una progresión [17]. El período del generador de números pseudoaleatorios RANLUX utilizado en la plataforma EGSnrc es aproximadamente 10171 números y si el número de historias simuladas es menor a este período se garantizan resultados totalmente estocásticos [9], así mismo, las simulaciones Monte Carlo tendrán asociadas incertidumbres estadísticas, debido a la generación de los números aleatorios, con valor de varianza(1.3). Sx2 =. n 1 X (xi − x̄)2 n − 1 i=1. (1.3). Siendo n la cantidad de batch asociado al error estándar, las cantidades de interés son calculadas como un promedio sobre todas las partículas simuladas individualmente, las que consideran todos los procesos que afectan a la partícula, y su estimación está sujeta a la incertidumbre estadística que depende del número de historias, N , es así como la varianza media se expresa como Sx̄2 /n. Y el resultado final de la variable de interés es x = x̄ ± Sx̄ .. 1.3.1.. Generación de la trayectoria de una partícula. El proceso de la generación de la trayectoria o historia para una partícula asume que ellas siguen trayectorias rectilíneas a velocidades constantes entre dos interaciones consecutivas. La trayectoria puede representarse mediante las posiciones consecutivas de la última interacción (rn ) y su predecesor (rn−1 ), la dirección del movimiento, y la energía que le resta después de una interacción. Para determinar dónde se realizará la siguiente interacción es empleado un proceso Poissoneano y para el tipo de interacción será necesario utilizar las secciones transversales interactuantes [18]. Matemáticamente es posible expresar la trayectoria de la partícula por medio de la 11.

(18) distancia recorrida entre cada par de interacciones consecutivas, es decir, el camino libre medio (λi ), correspondiente a la interacción de tipo i; s representa la distancia recorrida hasta la nueva interacción. Su expresión se muestra con la ecuación (1.4) la cual contempla la aleteoridad en el valor de ξ que puede tomar valores entre 0 y 1 por la trasformación inversa proveniente de la muestra aleatoria generada por RANLUX. s = −λlnξ (1.4) A su vez, la probabilidad Pi de que la interacción sea del tipo i viene dada por Pi =. λ λi. (1.5). Luego de identificar el tipo de interacción, en relación al cálculo de la probabilidad de interacción (1.5), se necesita el cálculo de la nueva dirección y del cambio de la energía que pudo ser producida por la interacción misma. El proceso de simulación descrito se continuará realizando hasta que la partícula abandone el medio de interés o su energía decaiga por debajo de un valor determinado, lo que significa que la energía fue depositada en el medio. Luego de simular la historia de la partícula es requerido hacer la misma tarea para las partículas secundarias que pudieron ser creadas en las interacciones [19], este proceso se repite hasta alcanzar el nivel de precisión deseado y seteado previamente.. 1.4.. Radioprotección. El ICRP en su reporte número 36 Protection Against Ionizing Radiation in the Teaching of Science del año 1983 define la radioprotección como “el proceso que mantiene las magnitudes controladas y relaciona la fuente de radiación con la magnitud de la dosis individual, el número de personas expuestas y la probabilidad de exposición potencial tan bajo como sea razonablemente posible (ALARA) por debajo de las restricciones de dosis apropiadas, con factores económicos y sociales que se deben mantener en cuenta” [20]. Considerando las definiciones y ejemplos del Task Group 108 [21] del American Association of Physicists in Medicine (AAPM) se estudiará el espesor de los materiales y su capacidad de blindar la radiación. Comenzando con la dosis recibida producto de una fuente radioactiva en un punto específico que se puede determinar mediante el cálculo de la tasa de exposición, que es la medida de la ionización en aire causada por rayos-x-γ por unidad de tiempo (Ẋ) en ese punto. 12.

(19) Ẋ = Γ · A(T ) ·. k d2. (1.6). Donde A representa la actividad de la fuente en un tiempo T desde que es conocida su actividad, Γ es la constante específica para cada radionuclido que permite relacionar la actividad de la fuente con la tasa de exposición a una distancia fija (1,879 × 10−4 mSv · m2 /M Bq · h para el 18 F y 7,647 × 10−5 mSv · m2 /M Bq · h para el 131 I, ambas a 1 metro de distancia. [22]), k es el factor de transmisión que considera el efecto de las barreras de blindaje, es adimensional con valores entre 1 y 0, siendo 0 el que ofrece mayor blindaje, y d es la distancia entre el punto de interés y la fuente. Conocida la tasa de exposición se puede determinar la dosis (D) en los puntos de interés con la expresión:. D = Ẋ · t · Rt. (1.7). Donde t es el tiempo total de la exposición, Rt es el factor de reducción de dosis y Ẋ es la tasa de exposición (1.6). El factor Rt se calcula a partir de la constante de desintegración o semivida del radionuclido (λ) y el tiempo de exposición:. Rt =. 1 (1 − e−λt ) λt. (1.8). Al usar las expresiones 1.6, 1.7 y 1.8 se puede determinar la dosis absorbida en el volumen de interés.. 1.4.1.. Materiales de blindaje. Seleccionar un material para ser utilizado como blindaje de protección radiológica conlleva un estudio previo donde se debe establecer la energía, radionuclidos a utilizar, el tiempo total del procedimiento que causará la exposición a la radiación, número total de procedimientos anuales y el factor de ocupación, definido como “la fracción del tiempo de procedimiento que el individuo más expuesto permanecerá en el área” [23]. Estas consideraciones serán ponderadas para determinar la dosis recibida en un área de interés, comúnmente informado en mSv/año, estos valores deben ser acordes a la legislacion nacional [12], y a las recomendaciones internacionales del ICRP 103 [5] expuestas en la tabla 1.1, además de ser consecuentes 13.

(20) con ALARA. El factor de atenuación, k, definido como “el efecto de la barrera de blindaje que es la medida de la efectividad del blindaje, equivalente a la razón del campo de radiación recibido a una cierta distancia con la barrera a analizar y la misma distancia sin la barrera” [13]. Si la radiación a evaluar proviende de una fuente abierta el factor k se puede expresar utilizando los conceptos expuestos en la sección 1.4 como: k=. Dbarrera · d2barrera Daire · d2aire ÷ tbarrera · Rt,barrera · A(T )barrera taire · Rt,aire · A(T 0 )aire. (1.9). Donde Dbarrera es la dosis recibida en el volumen de interés considerando que existía una barrera de blindaje entre la fuente y este volumen, tbarrera es el tiempo que estuvo expuesto el volúmen a la radiación, Rt,barrera es el factor de reducción de dosis debido al decaimiento de la fuente en el tiempo tbarrera y A(T )barrera es la actividad de la fuente en el tiempo T empleada para irradiar el volumen sensible através de la barrera. Mientras que los demás factores se refieren a los mismos conceptos con la diferencia que no habrá barrera de blindaje, ya que sólo será aire.. 1.4.2.. Materiales utilizados actualmente como blindaje. Debido a sus propiedades de atenuación el material más utilizado como blindaje es el plomo, el cual es agregado a las paredes y puertas en formato de láminas con espesores del órden de milímetros. También es posible encontrar concretos de diferentes densidades y en combinación con otros elementos, como el bario. En la tabla 1.2 se exponen los coeficientes de atenuación de los materiales utilizados como blindaje en medicina nuclear para las energías de 131 I y 18 F. Sin embargo el plomo es tóxico para la salud y al manipularlo “puede desprender partículas que pueden ingresar al organismo por vía aérea afectando al sistema nervioso, cerebro, riñones, sistema reproductivo o causar anemia, dependiendo de la cantidad ingerida” [24] por este motivo es necesario evitar su uso como barrera de blindaje.. 14.

(21) Coeficiente de atenuación lineal. Material de blindaje. 131. 18. I. F. Concreto Ordinario 2,35 g/cm. 0,158 cm. [25]. 0,131 cm−1 [26]. Plomo. 2,530 cm−1 [27]. 1,690 cm−1 [21]. Acero. No se dispone. 0,355 cm−1 [28]. 3. −1. Tabla 1.2: Coeficiente de atenuación lineal del concreto, plomo y acero utilizados como blindaje para. 131. I y. 18. F.. 15.

(22) Capítulo 2 Materiales y métodos Se describen los materiales estudiados como barrera de blindaje, el método llevado a cabo para la evaluación de sus propiedades de blindaje a la radiación ionizante, las mediciones dosimétricas efectuadas y las simulaciones Monte Carlo de ellos.. 2.1.. Materiales estudiados. Los materiales seleccionados para estudiar su capacidad de blindar la radiación ionizante son utilizados en recintos hospitalarios, construcción de viviendas o con propósitos de protección radiológica y se detallarán a continuación: Yeso de Paris (POP): Este material tiene densidad de 2,32 g/cm3 [29] es utilizado para hacer moldes odontológicos y no para construcción. Yeso utilizado en tabiques: El cual tiene densidad 0,62 ± 0,02 g/cm3 medida experimentalmente utilizando trozos del material. La especificación teórica es 0,69 g/cm3 según la fábrica Romeral en Chile. Cartón: Que recubre al yeso en las placas yeso-cartón utilizado en tabiques. Lana mineral: Utilizada como aislante térmico en los tabiques. Concreto común (NBS04 de densidad 2,35 g/cm3 )[29] Concreto dopado con bario de densidad 3,35 g/cm3 . Concreto Portland (densidad 2,30 g/cm3 )[29]; Además de la densidad especificada en la literatura se simuló con densidad 2,35 ± 0,02 g/cm3 que es la 16.

(23) especificación de cemento HB300 − 20 − 10 obtenido directamente del camión bomba que distribuyó cemento para la construcción de un edificio en el campus San Joaquín de la Universidad Católica. Placas safeboard de Knauf; Estas placas son láminas con espesor 12,4 mm cuya composición se detalla en la tabla 2.1 siendo su principal característica el súlfuro de bario que compone el 50 % de ellas. Se comercializan como material de blindaje para energías de hasta 150 kVp donde se requieren 4 placas de 12,4 mm para producir el mismo efecto de blindaje que 1,3 mm de plomo [30]. Sulfuro de bario. Madera; Con diferentes densidades, ρ = 1,35 g/cm3 para la melamina y ρ = 0,64 g/cm3 para pino. Acrílico. Vidrio plomado. Vidrio utilizado para puertas. Pyrex. Acero inoxidable; Utilizado en puertas metálicas estándares. Poliisocianurato (PIR); Usado como aislamiento y nucleo en las puertas. MATERIAL. Peso porcentual. Celulosa. 8%. Sulfato de calcio. 40 %. Sulfato de bario. 50 %. Silice cristalina. 1%. Ácido bórico. 0.5 %. Densidad. 1,45 ± 0,01 g/cm3. Tabla 2.1: Composición química de las placas Safeboard tomados de la hoja de seguridad de Knauf . [30]. 17.

(24) También se selecionaron estructuras para estudiar su capacidad de blindar la radiación ionizante, tales como tabiques, puertas y ventanas, las cuales son composiciones de materiales simples, los que se describen a continuación: Tabiques: Se conforman por un bastidor de aluminio de espesor 3 mm con forma de U al cual se atornillan las placas de yeso-cartón, con espesor de 8, 9 mm, a ambos lados del aluminio y rellenando el espacio generado entre ellos con lana mineral. Utilizando de referencia las especificaciones generales sobre tabiques de Durlock [31] la que indica que en la configuración de dos o más placas de yeso-cartón, los siguientes paneles, se atornillan y adhieren sobre la anterior con un pegamento especial para ellos. Un ejemplo se muestra en la imagen 2.1. Puertas de madera: Se utilizó melamina y pino rellenas con PIR cuyo espesor total es de 3,8 cm. El interior está hecho con resina en configuración de panal de abeja (hexagonal) y el exterior es de fibra de madera de densidad media (MDF) cuya densidad fluctúa entre 0,5 y 1,0 g/cm3 por lo que se consideró el pino de densidad 0,64 g/cm3 en lugar de MDF y con acabado de acrílico de 0,7 mm. Puerta metálica: Se consideró el interior con PIR y el exterior de placas de acero inoxidable de 1,19 mm de espesor. La puerta tiene un espesor total de 4 cm. Puertas de vidrio: Fueron consideradas con dos y tres láminas de vidrio y argón en el espacio entre ellas. Para la puerta con tres láminas el vidrio exterior se consideró de 10 mm de espesor y en el centro una lámina de 4 mm y los espacios llenos de argón que sumados son 16 mm de espesor. Para una puerta de hoja simple se consideran dos paneles de vidrio de 4 mm y 16 mm de aire en su interior.. 2.2.. Determinación de la dosis absorbida. El análisis de la radiación radica en el cálculo de la dosis absorbida debido a la exposición a la radiación ionizante [13]. Las mediciones se llevan a cabo através de detectores, denominados dosímetros, ubicado en el campo de radiación de interés. Estos detectores tienen diferentes métodos para determinar la dosis recibida por ejemplo; químico como la placas fotográficas, calorímetro como termocuplas, termoluminiscente (TLD), cámara de ionización y tubo Geiger Müller[9]. Otra forma 18.

(25) Figura 2.1: Fotografía del montaje de un tabique que separará una habitación. Fotografía del montaje de un tabique que separará una habitación. Se distigue el montante de aluminio y la cara posterior de yeso-cartón instalada.. de obtener la dosis absorbida es con simulación Monte Carlo, pero antes de lograrlo es requerido reproducir todos los detalles de la geometría a estudiar y considerar la composición de los materiales que los conforman. Para ambos métodos es necesario obtener la dosis recibida por el volumen de interés para que sea reemplazado en la expresión (1.9) y así calcular el coeficiente de atenuación lineal.. 2.2.1.. Geometría. La geometría utilizada en el método experimental y en las simulaciones Monte Carlo fue la misma, donde la configuración base es interponer entre la fuente y el detector o volúmen de interés un material que actúa como blindaje a la radiación. Fue necesario cuidar que la distancia entre la fuente y detector sea constante a lo largo de las mediciones, dando sólo la opción de modificación al espesor del material a evaluar que generará, como consecuancia, variaciones en la distancia desde el material hasta el detector. Las placas utilizadas tienen superficie de 22cm×30cm con un espesor específico 19.

(26) Figura 2.2: Captura de pantalla de la simulación del tabique con 3 placas de yesocartón en DOSRZnrc.. Figura 2.3: Representación de la geometría utilizada para evaluar las propiedades atenuantes de la radiación ionizante de los materiales donde se mantuvo constante la distancia entre la fuente y el detector.. para cada uno de ellos, por ejemplo las placas knauf tienen 1,24 cm, la madera 0,9 cm y el plomo 1 mm. Es por este motivo que la distancia entre la fuente y el detector se utilizó con dos longitudes para optimizar la geometría. En la tabla 2.2 20.

(27) se muestran las distancias entre la fuente y detector. Material. Distancia fuente detector. Plomo. 10 cm. Diferente al plomo. 22 cm. Tabla 2.2: Dimensión de la distancia fuente-detector de las geometrías utilizada. Se separó al plomo de los demás materiales por su espesor muy inferior a los demás materiales. Se describen a continuación cada método empleado para evaluar la propiedad de blindar la radiación ionizante de los materiales seleccionados.. 2.3.. Mediciones dosimétricas experimental. Las fuentes de radiación, 18 F y 131 I, fueron expuestas directamente a una cámara de ionización con una distancia determinada y fija entre ellas, luego se interpuso una lámina del material a evaluar y posteriormente se agregó más láminas con el fin de aumentar el espesor de la barrera y como consecuencia disminuir la dosis recibida por la cámara. De esta forma se podrá utilizar la expresión (2.2), la cual es la modificación de la expresión (1.7) ya que será conocida la dosis recibida con la presencia de una barrera atenuante y sin ella. El montaje experimental que fue utilizado, mostrado en las figuras 2.4(a) y (b), consistió en dos prensas mecánicas, de las cuales sólo una estaba adosada a una estructura de PVC cuya finalidad es la referencia del posicionamiento del contenedor de la fuente de radiación ionizante y la cámara de ionización. Las dimensiones y distancias empleadas se expresan en la tabla 2.3 Distancia Fuente-Detector: 22 cm. Distancia Fuente-Blindaje: 2 cm. Altura de la fuente: 5 cm. Distancia Detector-Pared: 20 cm. Radio de la cámara: 7 cm. Distancia Blindaje-Detector: Dependiente del material. Tabla 2.3: Descripción de las distancias utilizadas en el montaje experimental. Para este estudio se utilizó una cámara de ionización cuyo principio de funcionamiento se basa en el registro de las cargas eléctricas producidas en un gas al 21.

(28) (a) Montaje sin blindaje. (b) Montaje con blindaje de placas knauf. Figura 2.4: Montaje utilizado para las mediciones experimentales.. paso de la radiación ionizante. Si el gas es aire y las paredes de la cámara son de un material cuyo número atómico efectivo es similar al aire, la cantidad de corriente producida es proporcional a la tasa de exposición [14]. La cámara es una RadCal modelo 10 × 6 − 1800 de 1800 cm3 de volumen activo con paredes y electrodo de policarbonato y el exterior de grafito, el menor valor de dosis que puede detectar es de 0,5 nGy, según datos del provedor [32], este detector está conectado al electrómetro Accu-Dose+ controlado con el software Accu-Gold instalado en un laptop. El valor de la dosis experimental, calculada desde la carga eléctrica registrada en el volumen sensible de la cámara, se tomó de los datos obtenidos del software Accu-Gold puesto que una de las opciones de entrega de información es la integración de la dosis en un intervalo de tiempo determinado, entre otros datos, los datos son analizados en el modo wave, donde se muestra la lectura realizada en un gráfico de dosis y tiempo, y utilizando la herramienta de selección de una región de interés donde informa la dosis en ese espacio temporal, lo que se muestra en una captura de pantalla en la Figura 2.5. Debido a las variaciones de los valores en la dosis se calculó la desviación estándar de una muestra con 40 puntos seleccionados al azar considerando los peak consecutivos, con la forma:. s. s=. Σ(xi − x̄)2 n−1. (2.1). El valor de dosis junto a su desviación estándar se reemplazan en la expresión del factor de transmisión (1.9) para obtener un valor discreto de él y al mantener constante en todas las mediciones el tiempo de exposición seleccionado junto a la distancia entre la fuente y la cámara se puede llegar a la ecuación (2.2): 22.

(29) Figura 2.5: Captura de pantalla de la interfaz gráfica del Accu-Gold usando la herramienta de selección del intervalo temporal.. k=. A(T )aire Dmaterial Daire A(T 0 )material. (2.2). y así obtener un gráfico de dispersión con todos los valores del factor de transmisión y los diferentes espesores de cada material utilizado.. 2.4.. Simulaciones Monte Carlo. El código de usuario DOSRZnrc de la plataforma Monte Carlo EGSnrc utiliza una geometría cilíndrica dividida en volúmenes, agrupados y descritos con coordenadas cilíndricas de materiales definidos por el usuario. Para este caso se configuró para que la fuente radiactiva se ubique en la parte superior de la geometría, un disco de aire, el material a evaluar como barrera a la radiación, el volumen sensible y aire, tal como se utilizó el montaje experimental. De esta forma el código DOSRZnrc hace la simulación de las partículas que irán desde la fuente hasta el final del cilindro simulado, guardando la información de la dosis en el volumen de interés. Todos los parámetros utilizados al momento de configurar la simulación son mostrados en la tabla 2.4. Los materiales utilizados en las simulaciones deben ser ingresados de forma previa a EGSnrc con el propósito de calcular sus secciones transversales efectivas en el rango de energías escogido, para este estudio fue de 512 keV a 1300 keV. Los valores ingresados tiene como base la energía en reposo del fotón a la cual se le 23.

(30) Monte Carlo number of histories: 2 × 107. maximum CPU hours allowed: 90 hours. Random Number Initialization 1st: 1. 2nd: 2. Geometry input method: Groups. Z of front face: 0,0 description by: planes Source. Incident particle: photon. Incident energy: spectrum (I-131). source number: 0. monoenergetic (F-18) Spectrum file name Transport Parameter. Pair angular sampling: Simple. Brems angular sampling: KM. Brems cross sections: BH. Electron-step algorithm: PRESTA-II. Electron impact ionization: On. Boundary crossing algorithm: EXACT. Global ECUT: 0,521. Blobal SMAX: 1e10. Global PCUT: 0,01. ESTEPE: 0,25. XImax: 0.5. Photon cross sections output: yes. Bound Compton: on. Rayleigh scattering: on. PE angular sampling: on. Atomic relaxations: on. PARALLEL BEAM INCIDENT FROM THE FRONT RBEAM: 1. UINC: 0. VINC: 0. WINC:1. Sin reducción de varianza. Sin gráficar. Tabla 2.4: Descripción de los parámetros usados en la simulación Monte Carlo con DOSRZnrc. 24.

(31) debe sumar el valor donde se trabajará, la elección de este rango es debido a que contiene las energías del 131 I y al 18 F. Para el caso del 131 I se simuló con la energía de 364KeV, 5 y 9 de los peaks con mayor probabilidad de aparición con el fin de cuantificar la influencia de ellos, es por esto que el rango superior se determinó en base a esa energía que es expuestas en la tabla 2.5 junto a sus probabilidades de generación desde el decaimiento. Los valores de las secciones transversales calculados son guardados en un fichero con extensión ∗.pegs4dat y será requerido al momento de la simulacion con EGSnrc. Isótopo. Energía. Probabilidad. Flúor-18. 511 keV. 97 %. 164 keV. 1,1 %. 284 keV. 6,12 %. 364 keV. 81,5 %. 637 keV. 7,16 %. 722 keV. 1,8 %. Complemento del espectro. 177 keV. 0,3 %. de Yodo-131 para. 325 keV. 0,3 %. ser analizado. 503 keV. 0,4 %. con 9 peaks. 642 keV. 0,2 %. Yodo-131 con 5 peaks. Tabla 2.5: Energía de los rayos gamma de F-18 y I-131, para 5 y 9 peaks energéticos, consideradas para las simulaciones Monte Carlo.. Al utilizar DOSRZnrc y al obtener la cantidad de dosis en el volumen de interés se hace el cuociente entre las dosis registradas cuando se considera una barrera de blindaje y la misma distancia entre la fuente y detector sólo con aire entre ellas. Las fuentes simuladas no decaerán significativamente en el tiempo de lectura de la cámara por lo que no serán necesarias las ponderaciones de la actividad en el momento de comenzar la irradiación y tampoco el factor de reducción de dosis. Además como se cuidó de mantener las distancias constantes se puede reducir la expresión (1.9) a k = Dbarrera /Daire (2.3). 25.

(32) 2.4.1.. Atenuación por una barrera multicapa de diferentes materiales. Las estructuras seleccionadas, puertas y tabiques, no pueden ser fraccionadas para obtener una capa reductora más delgada de ella, es por esto que a partir de la ecuación de atenuación exponencial (1.1) que sólo modela a un material se puede deducir una función que dependa del material específico y su espesor particular. Esta expresión será:. I = I0 ·. Y. e−µmaterial ·x. (2.4). material. Esta forma de identificar la atenuación será utilizada para evaluar al tabique y puerta que fueron descritas en la sección de los materiales a evaluar.. 2.5.. Obtención del coeficiente de atenuación lineal. Los valores calculados del factor de transmisión (2.2) representan al coeficiente de atenuación lineal para un espesor específico del material evaluado, los que fueron graficados en OriginPro8. Los puntos discretos fueron ajustados a una curva exponencial de la forma f (x) = A · e−µx la que se muestra junto al gráfico cuando es seleccionada esta opción, y por simple inspección se lee el valor del coeficiente de atenuación lineal (µ), además se tiene A que representa al coeficiente de atenuación cuando no existe blindaje y en el gráfico es el intercepto de la curva con el eje de las ordenadas, además se cuenta con el coeficiente de determinación (R2 ) que representa a la información estadística sobre la cercanía de los valores discretos a la curva de la tendencia, este valor será cercano a la unidad cuando los valores sean próximos a la tendencia.. 26.

(33) Capítulo 3 Resultados Los resultados obtenidos para el coeficiente de atenuación lineal mediante los métodos Monte Carlo y experimental para los materiales estudiados serán expuestos por separados por secciones presentadas a continuación.. 3.1.. Resultados de las simulaciones Monte Carlo. La tabla 3.1 muestra el coeficiente de atenuación lineal obtenido con las simulaciones Monte Carlo, descrito en la sección 2.4, junto al valor de determinación, R2 . Los puntos individualmente graficados, factor de transmisión, tienen como máximo valor de incertidumbre ∼ 0, 1 % debido la incertidumbre propia de la técnica y software. Los valores obtenidos para los blindajes formados por una composición de materiales, puertas, se informan en la tabla 3.2, los que fueron calculados mediante la ecuación de atenuación para varios materiales (2.4) cuando fueron reemplazados los coeficientes de atenuación lineal para cada material específico, resultantes de las simulaciones, junto a sus espesores. Estas barreras sólo disponen de una geometría estándar por lo que sus espesores son fijos y no se podrá determinar el coeficiente de atenuación lineal, por ello no tendrá el valor R2 del ajuste exponencial y se informará su capacidad de blindar la radiación ionizante mendiante el porcentaje de radiación que atenúa. Se seleccionó el tabique dentro las composiciones de materiales estudiados para mostrar la curva generada con los factores de transmisión, ya que los tabiques se pueden hacer mas gruesos al agregar placas de espesores determinados de yesocartón a la estructura base, aluminio y lana mineral. El resultado se muestra en el gráfico 3.1 y en la tabla 3.3 se informa el HVL y TVL con las energías del 18 F y 131 I. 27.

(34) Material. µ. Plaster of Paris. 131. I [cm−1 ]. µ. 0,184 ± (4 × 10−3 ). 0,999. 0,161 ± (3 × 10−3 ). 0,998. Concreto NBS04. 0,180 ± (3 × 10 ). 0,999. 0,157 ± (4 × 10 ). 0,993. Concreto con bario tipo BA. 0,337 ± (1 × 10 ). 0,998. 0,244 ± (3 × 10 ). 0,999. 3. Portland ρ = 2,3 g/cm. 0,229 ± (4 × 10 ). 0,999. 0,199 ± (2 × 10 ). 1,000. Portland ρ = 1,8 g/cm3. 0,184 ± (5 × 10−4 ). 0,999. 0,160 ± (8 × 10−3 ). 0,996. Safeboard. 0,165 ± (3 × 10−3 ). 0,998. 0,119 ± (2 × 10−3 ). 0,998. Plomo. 3,006 ± (6 × 10−2 ). 0,998. 1,731 ± (2 × 10−2 ). 0,998. Cartón. 0,145 ± (2 × 10−3 ). 0,999. 0,124 ± (7 × 10−4 ). 0,999. Lana mineral. 0,009 ± (4 × 10−4 ). 0,991. 0,008 ± (4 × 10−5 ). 0,999. Acrílico. 0,116 ± (6 × 10−4 ). 0,999. 0,099 ± (1 × 10−3 ). 0,999. Vidrio plomado. 1,267 ± (4 × 10−2 ). 0,999. 0,783 ± (2 × 10−2 ). 0,999. Pyrex. 0,174 ± (3 × 10 ). 0,999. 0,146 ± (3 × 10 ). 0,993. Vidrio de puerta. 0,232 ± (7 × 10 ). 0,999. 0,201 ± (1 × 10 ). 0,999. Melamina. 0,132 ± (5 × 10 ). 0,999. 0,114 ± (3 × 10 ). 0,999. Pino. 0,091 ± (8 × 10 ). 0,999. 0,076 ± (2 × 10 ). 0,998. Acero inoxidable 302. 0,741 ± (2 × 10 ). 0,999. 0,627 ± (1 × 10 ). 0,999. Polyisocyanurate (PIR). 0,005 ± (3 × 10 ). 0,988. 0,005 ± (3 × 10 ). 0,983. Yeso de baja densidad. 0,060 ± (3 × 10 ). 0,996. 0,053 ± (6 × 10 ). 0,999. −3 −2 −4. −3 −4 −4 −4 −2 −4 −3. 18. F [cm−1 ]. R2. R2 −3 −3 −4. −3 −3 −4 −3 −2 −4 −4. Tabla 3.1: Coeficiente de atenuación lineal obtenido con las simulaciones Monte Carlo mediante el cuociente de las dosis registradas al considerar la barrera a evaluar y la misma geometría sin la barrera. De los puntos individualmente graficados el mayor nivel de incertidumbre asociado a cada uno es ∼ 0, 1 %.. Se debe recordar que las curvas de atenuación del tabique es la contribución de 3 materiales, donde los 5 cm iniciales serán considerados como sólo lana mineral, despreciando el aluminio, ya que el montante ofrece una reducida área, relativa a la superficie del tabique, como barrera de blindaje frente a la radiación. Hasta el momento de escribir este trabajo no se disponía de un informe con las componentes exactas de los materiales que constituyen las placas Knauf por ello se simuló haciendo variar los porcentajes del súlfuro de bario y súlfuro de calcio, los dos materiales más relevantes mostrado en la tabla 2.1, según la hoja de seguridad de Knauf además del resultado de un análisis de espectrografía. Se muestra en el gráfico 3.2 las variaciones de proporción simuladas de las placas Knauf junto al resultado experimental, el cual es considerado como el valor real por 28.

(35) Atenuación porcentual. Material de blindaje. Espesor [cm]. 131. Puerta de madera. 3, 8. 9,72 ± 0,02. 8,18 ± 0,02. Puerta de metálica. 4, 0. 18,4 ± 0,3. 15,03 ± 0,3. Puerta de vidrio hoja simple. 4, 0. 17,02 ± 0,2. 14,82 ± 0,2. Puerta de vidrio hoja triple. 2, 4. 43,04 ± 0,3. 38,25 ± 0,2. I. 18. F. Tabla 3.2: Atenuación de la radiación, medida en porcentaje, que genera una puerta. El cálculo fue desarrollado al interponer entre la fuente y el detector una puerta, con los materiales y geometría descrita, para obtener una valor de dosis el cual fue dividido por el valor de dosis registrado con la misma distancia entre fuente y detector sin ninguna barrera de blindaje. Fuente 131 I 18 F. HVL 8 cm 8,6 cm. TVL 15 cm 16,8 cm. Tabla 3.3: HVL y TVL del tabique simulado con 5 cm de lana y espesores variados de yeso-cartón al agregar más placas a la estructura existente.. no contar con información literaria de la atenuación para este rango de energías. En este gráfico se muestra el resultado experimental, las proporciones obtenidas con espectrográfia para una muestra de la placa, como se informa en la hoja de seguridad, variando la hoja de seguridad con 40 %, 45 % y 50 % de sulfuro de bario y considerando POP en lugar de yeso de baja densidad.. 3.1.1.. Diferencias en la simulacion de la fuente de. 131. I. El 131 I al tener un espectro de emisión gamma es posible simularlo de diferentes maneras al considerar cuales energías serán las de mayor relevancia, es por ello que se simuló en DOSRZnrc el 131 I considerando; sólo su mayor y principal peak energético de 364 keV, correspondiente el 84 % del espectro, un espectro con los 5 principales energías teniendo en cuenta su contribución porcentual al espectro neto y los 9 principales peaks. Al hacer un análisis sólo de las diferencias de la simulación de la fuente 131 I para el plomo se puede analizar, además del coeficiente de atenuación, el tiempo de cómputo requerido para lograr un factor de transmi29.

(36) Figura 3.1: Curva de atenuación del tabique.. Figura 3.2: Simulaciones de las placas knauf con diferentes proporciones en las componentes.. sión, lo cual se muestra en la tabla 3.4 para la fuente monoenergética, con 5 y 9 peaks, además del valor de referencia [27]. Se consideró para los tiempos de cálculo 2 × 108 partículas, una lámina de plomo de 1 mm de espesor como blindaje y de 30.

(37) volumen sensible la geometría de la cámara de ionización utilizada en el método experimental, 5 cm de aire en la separación entre las distancias de fuente-blindaje y blindaje-volumen sensible. En el gráfico 3.3 se muestran las curvas simuladas con las diferentes consideraciones de la fuente de 131 I descritan recientemente. Plomo. Fuente. Coeficiente de atenuación [cm−1 ]. Tiempo de cálculo. 364 keV (monoenergético). 2,628 ± 2 × 10−2. 6,6 horas. 5 Peaks expuestos en la tabla 2.5. 3,006 ± 6 × 10−2. 7 horas. 9 Peaks. 2,937 ± 5 × 10. 7,2 horas. D. Smith 2012 [27]. 2,53. -. 3,014. -. 131. −2. I Radiological safety guidance [33]. Tabla 3.4: Diferencias en las simulaciones en DOSRZnrc debido a la definición de la fuente de. 131. I utilizando plomo de 1 mm como barrera, 2 × 108 partículas y. como volumen sensible la geometría de la cámara RadCal modelo 10 × 6 − 1800 de 1800 cm3. Figura 3.3: Comparación de las diferencias producidas por simular la fuente de 131 I con 1, 5 y 9 peaks de energía.. 31.

(38) 3.2.. Resultados experimentales. La tabla 3.5 resume y permite comparar los resultados experimentales, simulados y publicados del valor de coeficiente de atenuación lineal y HVL de los materiales utilizados en el método experimental. Isótopo. Material. Yodo-131. Safeboard. µexperimental [cm−1 ]. µM onteCarlo [cm−1 ]. 0,121 ± 3 × 10−3. 0,165 ± 3 × 10−3 (5 peaks). HVL= 5,901 cm. HVL= 4,2 cm. TVL= 20,332 cm. TVL= 14, 0 cm. 2,595 ± 5 × 10−2. 2,628 ± 2 × 10−2 (364 keV). Plomo. µLiteratura [cm−1 ] No se dispone. 2,530 [27], 2,324 [34]. 3,006 ± 6 × 10−2 (5 peaks). Madera. HVL= 0,241 cm. HVL= 0, 23 cm. HVL= 0,27 cm [27]. 0,04 ± 10. 0,091 ± 8 × 10−4 (364 keV). No se dispone. 0,052 ± 10 Concreto. −3. (5peaks). HVL= 17,3 cm. HVL= 13, 3 cm. 0,126 ± 10. 0,231 ± 2 × 10−3 (364 keV). 0,237 [35]. 0,165 ± 3 × 10−3 (5peaks) POP. HVL= 5,5 cm. HVL= 3,9 cm. 0,093 ± 10. 0,233 ± 9 × 10−4 (364 keV). HVL= 2,9 cm. 0,184 ± 4 × 10. −3. Flúor-18. Safeboard. Plomo Madera Concreto. No se dispone. (5peaks). HVL= 7,45 cm. HVL= 3, 8 cm. 0,095 ± 1 × 10−3. 0,119 ± 2 × 10−3. HVL= 7,3 cm. HVL= 5,8 cm. TVL= 24 cm. TVL= 12, 4 cm. 1,688 ± 3 × 10−2. 1,630 ± 1 × 10−2. 1,690 [21], 1,42 [36]. HVL= 4,06 mm. HVL= 4,44 mm. 0,157 [37]. TVL= 1,364 mm. TVL= 1,412 mm. HVL= 3,98 mm [38]. 0,029 ± 6 × 10−4. 0,039 ± 1 × 10−3. 0,036 [39]. HVL= 24,27 cm. HVL= 17, 8 cm. HVL= 19,25cm. 0,136 ± 1 × 10−2. 0,157 ± 4 × 10−3. 0,131 [26], 0,102 [36]. HVL= 5,087 cm. HVL= 4, 4 cm. HVL= 5,3 cm [26]. TVL= 16,89 cm. TVL= 14, 7 cm. No se dispone.. Tabla 3.5: Resultados experimentales, simulados y publicados del coeficiente de atenuación usando. 18. Fy. 131. I como fuentes radioactivas.. En los gráficos 3.4(a) y 3.4(b) se muestra una comparación entre el resultado de los métodos experimental y simulado para µ del plomo. En específico, el gráfico 3.4(a) grafica, además, la atenuación con diferentes energías para la fuente de 131 I; con un haz monoenergético de 364 keV, los 5 y 9 principales peak. 32.

(39) (a) I-131. (b) F-18. Figura 3.4: Comparación de la atenuación del plomo para. 131. Iy. 18. F.. En los gráficos de las placas Knauf, 3.5(b) y 3.5(a), se hicieron las simulaciones teniendo en cuenta la composición química de ellas obtenidas del estudio de espectrografía efectuado y expuesto en la tabla 2.1, la patente de este material sólo informa rangos de proporción entre los dos elementos que más contribuyen en su formación, sulfuro de bario y sulfuro de calcio, siendo estos 50:50 hasta 70:30 y la hoja de seguridad da los porcentajes expuestos en la tabla 2.1. 33.

(40) (a) I-131. (b) F-18. Figura 3.5: Comparación de la atenuación de las placas Knauf para. 34. 131. Iy. 18. F..

(41) Capítulo 4 Discusión Respecto a las variaciones efectuadas a la composición de las placas Safeboard, la curva con mayor diferencias al conjunto expuesto en el gráfico 3.2 es la simulación donde se reemplazó el yeso de baja densidad por POP, en este caso se trataría de un buen candidato para blindar, pero no corresponde al uso común de las placas, debido a la utilidad con fines odontológicos que se le da al yeso de Paris en contraste con el yeso comúnmente utilizado en contrucción. Luego, al hacer variar las proporciones entregadas en la hoja de seguridad no se observa diferencia significativa, el factor de transmisión varía sólo un 2,6 % cuando se cambia la proporción de sulfuro de bario desde 40 % hasta 50 %, sin embargo la mejor aproximación al resultado experimental de las placas Knauf es utilizar el 50 % de sulfuro de calcio y sulfuro de bario. Sin embargo podrán ser de utilidad en el caso de aumentar el blindaje de algún lugar específico por su formato en placas de espesor 1,25 cm que sólo deberán adherirse al muro existente, como por ejemplo, ser agregado sobre tabiques de yeso cartón aprovechando el montante de aluminio de ellos para fijarlas. Al considerar el gráfico 3.3 con las curvas de atenuación del plomo con diferencias en la energía del 131 I se puede extraer de su información analítica la diferencia del resultado experimental que es 2,7 %, para el haz monoenergético es 3,9 %, para 5 peaks es 18,8 % y para los 9 peaks es 16,0 %, referidos al valor de referencia [27]. La diferencia provocada al considerar un espectro de energía de 5 y 9 peaks radica en los valores utilizados en cada uno de estos espectros, detallados en la tabla 2.5, donde al incluir 4 valores al monoenergético las componentes más altas tienen un porcentaje mayor en comparación con las energías menores a 364 keV y al agregar 8 peaks se consideran componentes de menor energía, pero con menor probabilidad. Esto lleva a que el coeficiente de atenuación lineal será 14,4 % mayor para 5 peaks y 11,6 % para 9 peaks, con referencia al haz monoenergético. Del gráfico 3.4 que contiene los resultados de la atenuación del plomo para ambos 35.

(42) isótopos se ve una correlación entre los resultados de la atenuación debida al plomo obtenida de forma experimental y simulada, teniendo en cuenta que sólo existe un 3,6 % de diferencia en las simulaciones y un 0,12 % con el método experimental relativos al valor en de referencia [21] en el caso del 18 F, cuyas diferencias se pueden atribuir a la pureza de las láminas de plomo utilizadas. Luego están las composiciones de los demás materiales utilizados, las que pueden tener variaciones, como las expuestas para las placas Knauf que como caso extremo no se dispone de la composición específica, de la misma forma se puede atribuir estas diferencias con la madera y cemento, la referencia para la madera en blindaje del 18 F [39] es próxima a la obtenida con las simulaciones, pero discrepan con la experimental y se puede pensar en las diferencias de los árboles por especie, lugar geográfico donde crecen junto al proceso de tratamiento ya que fueron utilizadas placas de madera contrachapada (plywood) y para el cemento se puede inferir los mismos argumentos según las canteras de donde se obtienen los elementos base del concreto. Para el caso del POP se deberá considerar un análisis más profundo, como espectrografía de las placas fabricadas con yeso utilizado para moldes dentales por la gran diferencia de los resultados obtenidos mediante las simulaciones y experimental. Se evidencia que las puertas de vidrio, debido a que emplea plate glass (µ18 F = 0,20 cm−1 y µ131 I = 0,23 cm−1 ), es un buen atenuador de la radiación en este rango energético comparado con las puertas de madera y metal, descrito en la tabla 3.2. La geometría de la puerta que se utilizó es beneficiosa gracias a su diseño especial de 3 hojas de vidrio, cuando lo común son dos si fuera una puerta con aislamiento, o sólo una hoja para las puertas simples. Si bien el acero inoxidable tiene un coeficiente de atenuación mayor al plate glass el diseño de las puertas metálicas utiliza delgadas láminas de él, en el orden de milímetros. Para obtener el gráfico 3.1 de la atenuación ofrecida por un tabique de yeso-cartón se realizó la simulación agregando las placas individuales de yeso-cartón, lo que implicó agregar la geometría de cada una de ellas a la considerada anteriormente e intercalándolas en la parte frontal y posterior del montante de aluminio. Se muestra una captura de pantalla de la simulación con 3 placas de yeso-cartón en la figura 2.2. Una fuente de incertidumbre son las fuentes de radiación utilizadas, existen discrepancias entre los espectros de energías del 131 I real y los simulados, detallados en la tabla 2.5, las aproximaciones utilizadas para el 18 F logran un buen resultado experimental y son acordes a las simulaciones comúnmente efectuadas. Se pudo demostrar que no hay un gasto extra importante en el tiempo de cálculo a raíz de aumentar los peaks energéticos de la fuente de 131 I expuesto en la tabla 3.4. Y las 36.

(43) diferencias entre los coeficientes de atenuación son; 3,9 %, 18,8 % y 16,0 %, para monoenergético, 5 y 9 peaks, respectivamente. Del método experimental es posible cuestionar el posicionamiento que se le dió a la fuente respecto a la cámara de ionización, la ubicación de las láminas de blindaje y su reproducibilidad, pero ellas fueron comprobadas al repetir algunas de las mediciones en días diferentes y no se distinguieron diferencias entre los factores de atenuación de los espesores específicos. También se puede pensar en la geometría asumida como haz angosto, pudiendo ser un haz mayor a 15o al salir del encapsulamiento blindado con que se manipuló el vial que contenía al 18 F y 131 I, el que ofrece colimación por su diseño.. 37.

(44) Capítulo 5 Conclusión El objetivo de estudiar materiales comúnes como si se trataran de materiales de blindaje para radiación ionizante para los rangos energéticos típicamente utilizados en medicina nuclear fue alcanzado, se estudiaron variados materiales que se encuentran presentes en instalaciones hospitalarias, construcciones domiciliarias y como caso particular, las placas safeboard de Knauf que son comercializadas para blindar radiación de hasta 150kVp. Al considerar los valores de HVL para ser utilizados como factores de transmisión de los materiales y así poder comparar las capacidades de atenuación ofrecidas por cada uno de ellos es posible concluir que las placas Safeboard de Knauf no serán un buen material de blindaje para las energías de las fuentes consideradas en este trabajo, siendo este resultado un objetivo específico inicial. Se confirmó que el plomo es uno de los mejor material de blindaje, que para la energía del 131 I tiene un HVL de 0,23 cm y 0,4 cm para el 18 F, pero sigue siendo un grave problema su toxicidad para la salud, que al manipularlo para blindar una habitación genera riesgo para la salud del trabajador, le sigue el vidrio plomado con 0,54 cm para 131 I y 0,9 cm para el 18 F , acero inoxidable con 0,93 cm y 1,1 cm, concreto dopado con bario 2,1 cm y 3,0 cm y el vidrio utilizado en las puertas (plate glass) 2,9 cm y 3,5 cm, respectivamente. Además de sus capacidades de atenuación se deberá considerar los factores económicos ligados a cada uno de ellos, adquisición e instalación, para tener una guía completa de cuál sería el material óptimo de blindaje con base en ALARA, estas consideraciones no fueron abarcadas en este estudio y podrían ser un complemento a futuro. En relación a la fuente de 131 I simulada es posible determinar que la aproximación de 364 keV para todo el espectro genera adecuada relación con otros trabajos, ya que al escoger un espectro se produce una segregación que influirá en la consideración final de la fuente, además que los tiempos de cálculo no serán un factor 38.