El Hospital Universitario de Valladolid, en Valladolid España, instaló en 1993 un acelerador lineal de electrones Siemens modelo Mevatron KD-S que acelera electrones a 6, 8, 10, 12, 14 y 18 MeV. Este linac también se utiliza para producir haces de rayos x de 6 y 18 MV cuando los electrones se frenan en un blanco de Au-W. El sistema de colimación permite tener campos de tratamiento que van desde 10 x 10 a 40 x 40 cm^2 [11]. En la figura 3 se muestra la sala de tratamiento, la ubicación del linac, la camilla y los puntos donde se hicieron las mediciones.

Figura 3.- Esquema de la sala de tratamiento y la camilla con los puntos donde se realizaron las determinaciones dosimétricas en el plano del paciente.

Cuando el acelerador opera a 18 MV se obtiene en el IC una dosis nominal de 180 Gy-h^-1. El acelerador se encuentra en una sala de tratamiento con muros de concreto de 2.34, 3.68 y 3.73 g-cm^-3; la puerta tiene un blindaje a base de parafina, plomo y cadmio para reducir los niveles de radiación x y neutrones ^10, 11.

Para medir la fluencia de neutrones térmicos se utilizaron parejas de dosímetros termoluminiscentes TLD 600 y TLD 700 que se expusieron desnudas y emparedadas entre discos de Cd de 3.2 cm de diámetro y 0.05 cm de espesor. Para los TLD desnudos las condiciones de equilibrio electrónico se obtuvieron sustituyendo las cubiertas de Cd por cubiertas de Sn ya que este material es un débil absorbente de neutrones ^12, 13. Los arreglos de los TLDs se colocaron en contenedores de metilmetacrilato. Los flujos térmicos permitieron escalar los espectros obtenidos mediante métodos Monte Carlo. Las lecturas de los TLDs se realizaron en dos zonas diferentes de la curva de brillo. El área bajo el pico principal de la curva de brillo se utilizó para cuantificar la respuesta debida a los fotones mientras que el área bajo el pico de alta temperatura se utilizó para obtener la respuesta neutrónica sin la contribución de fotones ^11, 13.

Una esfera de material hidrogenado, a base de parafina, de 25.4 cm de diámetro con un detector de neutrones térmicos en su centro (integrador de neutrones) tiene una respuesta similar a los dosímetros para neutrones comerciales ¹⁴. Utilizando parafina como moderador se construyó un dosímetro pasivo esférico en su centro y dentro de un contenedor de metilmetacrilato se colocaron dos pares de TLDs, un par de TLD600 y otro par de TLD700 ¹⁵. La respuesta de este dispositivo, comparado con los comerciales, se muestra en la figura 4, donde para obtener la respuesta de cada instrumento hay que multiplicar cada función por el factor indicado.

La dosis debida a los fotones se determinó directamente de las lecturas de los dosímetros TLD 700. La calibración de los TLDs se realizó con una fuente, desnuda y moderada, de ²⁴¹Am-Be de 1.05 x 10¹¹ Bq, que produce 6.32 x 10⁶ s^{-1 [12]}.

Las medidas de fluencia térmica se realizaron en el IC y en el punto 13 de la sala de radioterapia ¹³. En la sala, la dosis se midió en los puntos 11, 12, 13, 14, 15, 16, 17, 20, 21, 22, 23, 24 y 25 mostrados en la figura 3.

Los espectros de los neutrones se midieron en 3 sitios dentro de la sala, los puntos 12, 14 y 15. Para estas medidas se utilizaron 6 esferas de polietileno de 0, 3, 5, 8, 10 y 12 pulgadas de diámetro; en el centro de éstas se colocaron dos pares de TLDs, 600 y 700.

Figura 4.-Respuesta de dosímetros, con un moderador hidrogenado, para neutrones. Para obtener la respuesta se debe multiplicar por el factor indicado.

La esfera de 0” de diámetro representa los pares de TLDs desnudos. Las diferencias entre los valores de las lecturas de los TLD600 y TLD700 se utilizaron para reconstruir los espectros. La reconstrucción se realizó con el código BUNKIUT y el código CATALOG de la Universidad Autónoma de Zacatecas ^{16, 17, 18}.

Dos tipos de dosímetros de burbujas, el BDT con respuesta a neutrones térmicos y el BD-PND con respuesta a neutrones de 0.2 a 14 MeV, se utilizaron para determinar las fluencias de neutrones en el IC; este tipo de dispositivo ha sido utilizado en otro tipo de linacs ^19, 20. Las dosis por neutrones se obtuvo utilizando factores de conversión de fluencia a dosis ²¹.

2.2.- Cálculos

Para el cálculo del transporte de los neutrones dentro de la sala de tratamiento se utilizó el código Monte Carlo MCNP 4C, con las secciones eficaces de los materiales de las bibliotecas ENDF-B/6 y NJOY ²². La cabeza del acelerador se modeló como una esfera de 30 cm de radio de tungsteno en cuyo centro se colocó el término fuente para neutrones. Éste, se definió mediante la suma ponderada de dos espectros de evaporación que determinó mediante la ecuación (2),

(2)

En esta función de distribución n(E) es la cantidad de neutrones con energía entre E y E + dE, E es la energía de los neutrones en MeV, mientras que C₁ y C₂ son parámetros asociados a la amplitud, que en este trabajo se seleccionaron C₁ = 99 y C₂ = 1 y T₁ y T₂ a la dureza del espectro; en este caso se seleccionaron 1 y 3 MeV respectivamente. En la figura 5 se muestra el espectro de evaporación utilizado como término fuente.

La sala de radioterapia se modeló como un paralelepípedo regular de 900 x 580 x 250 cm³ con muros de concreto y se calcularon los espectros de neutrones en el IC y los puntos donde se hicieron las mediciones con el sistema espectrométrico de Esferas de Bonner.