ads:
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA
HUGO ROQUE DA SILVA
DESENVOLVIMENTO DE UMA BLINDAGEM CONTRE
FOTONÊUTRONS PARA PROTEÇÃO DE PACIENTES SUBMETIDOS
À RADIOTERAPIA
Dissertação de Mestrado apresentada ao
Curso de Engenharia Nuclear do Instituto
Militar de Engenharia, como requisito parcial
para a obtenção do título de Mestre em
Ciências em Engenharia Nuclear.
Orientador: Prof. Wilson Freitas Rebello da
Silva Junior – D.C.
Rio de Janeiro
2010
ads:
Livros Grátis
http://www.livrosgratis.com.br
Milhares de livros grátis para download.
2
C2010
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA
Praça General Tibúrcio, 80 – Praia Vermelha
Rio de Janeiro – RJ CEP: 22290-270
Este exemplar é de propriedade do Instituto Militar de Engenharia, que poderá incluí-
lo em base de dados, armazenar em computador, microfilmar ou adotar qualquer
forma de arquivamento.
É permitida a menção, reprodução parcial ou integral e a transmissão entre
bibliotecas deste trabalho, sem modificação de seu texto, em qualquer meio que
esteja ou venha a ser fixado, para pesquisa acadêmica, comentário e citações,
desde que sem finalidade comercial e que seja feita a referência bibliográfica
completa.
Os conceitos expressos neste trabalho são de responsabilidade do autor e do
orientador.
615.842S586d Silva, Hugo Roque da
Desenvolvimento de uma blindagem contra
fotonêutrons para a proteção de pacientes
submetidos à radioterapia. / Hugo Roque da Silva.
– Rio de Janeiro: Instituto Militar de Engenharia,
2010.
70p.:il .
Dissertação (mestrado) – Instituto Militar de
Engenharia – Rio de Janeiro, 2010.
1. Radioterapia. 2. Fotonêutrons. 3.Blindagem Externa
I. Título. II. Instituto Militar de Engenharia.
CDD 615.842
ads:
3
NSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA
HUGO ROQUE DA SILVA
DESENVOLVIMENTO DE UMA BLINDAGEM CONTRA
FOTONÊUTRONS PARA A PROTEÇÃO DE PACIENTES
SUBMETIDOS À RADIOTERAPIA
Dissertação de Mestrado apresentada ao Curso de Engenharia Nuclear do
Instituto Militar de Engenharia para a obtenção do título de Mestre em Ciências em
Engenharia Nuclear.
Orientador : Prof°. Wilson Freitas Rebello da Silva Junior – D.C.
Aprovada em 04 de fevereiro de 2010 pela seguinte Banca Examinadora:
_________________________________________________________________________
Prof. Wilson Freitas Rebello da Silva Junior do IME – Presidente
Prof. Ademir Xavier da Silva - D. C. da COPPE/UFRJ
_________________________________________________________________________
Profª. Nadya Maria Prado Damasceno Ferreira - D. C. do IME
Drº. Alessandro Facure Neves Sales Soares - D. C. CNEN
Rio de Janeiro
2010
4
Dedico esta obra aos meus pais (Marta Rocha dos Santos e
Jozenaldo Roque da Silva), aos meus irmãos (Débora Roque da
Silva e Vítor Roque da Silva), ao meu sobrinho, para que lhe
sirva como exemplo (Vítor Pereira da Silva), aos meus avós
(Estevão Abreu dos Santos e Ezer da Rocha Santos) e a minha
namorada (Érika Priscila Sales dos Santos).
5
AGRADECIMENTOS
Agradeço a todos os professores do Instituto Militar de Engenharia e em
especial aos professores da SE/7 e principalmente ao meu orientador prof. Wilson
Freitas Rebello que me aceitou para orientação, onde pude desenvolver um trabalho
digno e importante para o desenvolvimento tecnológico. Agradeço ao prof. Ademir
Xavier da COPPE / UFRJ pela colaboração em todo apoio prestado, inclusive com a
utilização, em parceria com ele, programa MCNP-X, código sob sua licença de uso.
Agradeço também ao Alessandro Facure da Comissão Nacional de Engenharia
Nuclear - CNEN, mostrando-se disposto a prestar total apoio no desenvolvimento do
trabalho que, em primeira instância, lhe foi apresentado. Agradeço também ao
coronel Cabral pelo apoio e também pelas criticas que me fizeram crescer. Agradeço
também ao prof. Sérgio Duarte do Centro Brasileiro de Pesquisas Físicas - CBPF o
qual foi meu orientador de iniciação científica, me mostrando, de forma humilde,
como se faz ciência.
Agradeço a todos os meus amigos e colegas que fiz dentro e fora da minha
jornada acadêmica principalmente aos amigos mais próximos que nos momentos de
elevado estresse, pude contar com a colaboração de cada um, são eles: Bruno Silva
Bezerra, Felipe Miranda Fonseca, Inácio Araújo, Wemerson Gonçalves e Diego
Santana.
Não tenho como deixar de falar dos funcionários Cleber, Neiriete, Conceição,
pelos momentos de conversa e descontração, sem duvida são pessoas que pude
contar.
6
“Tudo posso naquele que me fortalece”
Bíblia Sagrada - Felipensses 4:13
“A mente que se abre a uma nova idéia jamais
voltará ao seu tamanho original”
Albert Einstein
“Ta fazendo o que? Nada? Vamos trabalhar!”
Estevão Abreu dos Santos
7
Sumário
LISTA DE ILUSTRAÇÕES .........................................................................................09
LISTA DE TABELAS..................................................................................................12
LISTA DE ABREVIATURAS E SÍMBOLOS................................................................13
1 INTRODUÇÃO ................................................................................................16
1.1 Revisão bibliográfica........................................................................................17
2 FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA .....................................................................19
2.1 A radioterapia..................................................................................................19
2..2 Os aceleradores Lineares................................................................................20
2.3 Interação da Radiação Com a Matéria............................................................22
2.3.1 Efeito Fotoelétrico............................................................................................23
2.3.2 Efeito Compton................................................................................................23
2.3.3 Formação de Pares .........................................................................................24
2.3.4 Fotonêutrons....................................................................................................25
2.4 O Nêutron........................................................................................................26
2.4.1 Interação do Nêutron com a Matéria...............................................................26
2.4.2 A Produção de Nêutrons Dentro do Acelerador Linear...................................29
2.5 Grandezas Dosimétricas.................................................................................31
2.5.1 Dose Absorvida...............................................................................................32
2.5.2 Dose Equivalente............................................................................................32
2.5.3 Dose Efetiva....................................................................................................33
2.5.4 Equivalente de dose ambiente H*(d)...............................................................34
2.5.5 Limitação de Dose individual............................................................................35
2.6 Porcentagem de Dose Profunda – PDP..........................................................37
2.7 O Código de Monte Carlo................................................................................38
2.8 O Polietileno Borado........................................................................................40
2.9 Comparação Entre o H*(10)
n
e o H*(10)
f
no Plano do Paciente......................41
3 METODOLOGIA .............................................................................................42
8
3.1 Validação do Cabeçote para Feixe de Fótons (1ª Etapa)................................42
3.2 Desenvolvimento da Blindagem Externa (2ª Etapa)........................................44
3.2.1 O Sistema Multifolhas – MLS...........................................................................45
3.2.2 A Blindagem Idealizada...................................................................................46
3.2.3 A Simulação da Blindagem Idealizada............................................................50
4 RESULTADOS ...............................................................................................55
4.1 Resultados da 1ª Etapa...................................................................................55
4.2 Resultados da 2ª Etapa...................................................................................55
4.2.1 1ª Configuração: H*(10)
n..........................................................................................................................
56
4.2.2 1ª Configuração: H*(10)
f...........................................................................................................................
58
4.2.3 2ª Configuração: H*(10)
n..........................................................................................................................
60
4.2.4 3ª Configuração: H*(10)
n..........................................................................................................................
62
5 CONCLUSÃO..................................................................................................65
5.1 Conclusão: 1ª Etapa........................................................................................65
5.2 Conclusão: 2ª Etapa........................................................................................65
5.2.1 Equivalente de Dose Ambiente Devido a Nêutrons H*(10)
n..........................................
60
5.2.2 Equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f.....................................................
66
5.2.3 Comparação do H*(10)
n
Entre a Blindagem Externa e o MLS........................67
5.2.4 Conclusões Finais e Sugestões de Novos Trabalhos.....................................67
6 Referências Bibliográficas ..................................................................................69
9
LISTA DE ILUSTRAÇÕES
FIG. 1.1 Seção de radioterapia...........................................................................17
FIG. 2.1 Visão interna do acelerador linear da marca Varian.............................21
FIG. 2.2 MLC sendo usado em um tratamento de radioterapia..........................22
FIG. 2.3 Interação da radiação com a matéria através do efeito fotoelétrico.....23
FIG. 2.4 Interação da radiação com a matéria através do efeito Compton........24
FIG. 2.5 Interação da radiação com a matéria através da formação de pares...24
FIG. 2.6 Importância relativa dos diversos processos de interação dos fótons
com a matéria em função da energia do fóton e do número atômico do
material.................................................................................................25
FIG. 2.7 Faixa de energia para a produção de fotonêutrons para o cobre.........26
FIG. 2.8 Colimação do feixe de fótons pelos colimadores JAWS e MLC...........30
FIG. 2.9 Representação do equivalente de dose ambiente H*(d)......................35
FIG.2.10 Diagrama esquemático apresentando as grandezas físicas dos
equivalentes de dose, onde o Q(L) é o fator de qualidade da radiação
em função da transferência linear de energia......................................37
FIG 2.11 Esquema de determinação da PDP......................................................38
FIG. 2.12 Diagrama esquemático do MCNP.........................................................39
FIG. 2.13 Comparação dos valores calculados do equivalente de dose ambiente,
devido a nêutrons e a fótons, dado em (mSv) para cada Gy depositado
10
no isocentro. Acelerador Varian 2300 C/D operando a 18 MV com
abertura de campo 5 x 5 cm² para Jaws e 5 x 5 cm² para o
MLC......................................................................................................41
FIG. 3.1 Cabeçote e fantoma simulados: Observa-se, à esquerda, o conjunto
cabeçote e fantoma e, à direita as esferas posicionadas ao longo do
eixo Z....................................................................................................44
FIG. 3.2 Sistema de Blindagem MLS..................................................................45
FIG. 3.3 Blindagem Externa. À esquerda pode-se observar o modelo do
cabeçote simulado e, à direita, o conjunto cabeçote com a Blindagem
Externa acoplada..................................................................................47
FIG. 3.4 Desenho técnico do cabeçote sem a Blindagem Externa.....................48
FIG. 3.5 Desenho técnico do cabeçote com a blindagem..................................48
FIG. 3.6 Blindagem Externa e seus campos de aberturas.................................49
FIG. 3.7 Vista em perspectiva do modelo simulado............................................51
FIG. 3.8 Vista em corte da sala de radioterapia..................................................51
FIG. 3.9 JAWS, MLC e BLINDAGEM EXTERNA 5 x 5 cm²................................52
FIG. 3.10 JAWS 30 x 30 cm², MLC e BLINDAGEM EXTERNA 5 x 5 cm²............53
FIG. 3.11 JAWS, MLC 5 x 5 cm² e BLINDAGEM EXTERNA 40 x 40 cm²............53
FIG. 3.12 Plano do paciente com os pontos onde foram calculadas os valores de
H*(10)....................................................................................................54
11
FIG. 4.1 Curva de PDP calculada e medida experimentalmente........................55
FIG. 4.2 Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do
eixo Y no plano do paciente para os campos de abertura JAWS e MLC
5 x 5 cm² com Blindagem Externa e MLS 5 x 5 cm².............................57
FIG. 4.3 Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do
eixo X no plano do paciente para os campos de abertura JAWS e MLC
5 x 5 cm² com Blindagem Externa e MLS 5 x 5 cm².............................57
FIG. 4.4 Equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f
ao longo do eixo
Y no plano do paciente, para os campos de abertura JAWS 5 x e MLC
5 x 5 cm² com Blindagem Externa e MLS 5 x 5 cm².............................59
FIG. 4.5 Equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f
ao longo do eixo
X no plano do paciente para os campos de abertura JAWS e MLC 5 x 5
cm² com Blindagem Externa e MLS 5 x 5 cm²......................................59
FIG. 4.6 Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do
eixo Y no plano do paciente para os campos de abertura JAWS 30 x 30
cm² e MLC 5 x 5 cm² com Blindagem Externa e MLC 5 x 5 cm²..........61
FIG. 4.7 Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do
eixo X no plano do paciente para os campos de abertura JAWS 30 x 30
cm² e MLC 5 x 5 cm² com Blindagem Externa e MLS 5 x 5 cm²..........61
FIG. 4.8 Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do
eixo Y no plano do paciente para os campos de abertura JAWS e MLC
5 x 5 cm² com Blindagem Externa 40 x 40 cm²....................................63
FIG. 4.9 Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do
eixo X no plano do paciente para os campos de abertura JAWS e MLC
5 x 5 cm² com Blindagem Externa 40 x 40 cm²....................................63
12
LISTA DE TABELAS
TAB. 2.1 Diferentes fontes de radiação utilizadas na radioterapia......................20
TAB. 2.2 Classificação dos nêutrons quanto sua energia...................................28
TAB. 2.3 Apresenta a os principais elementos que constituem os cabeçotes dos
aceleradores lineares e energias limiares para a produção de
fotonêutrons..........................................................................................31
TAB. 2.4 Valores do fator de peso da radiação W
R
............................................33
TAB. 2.5 Valores do fator de peso dos tecidos W
T
.............................................34
TAB. 2.6 Limite de dose anual previsto pela CNEN............................................35
TAB 3.1 Constituição do polietileno borado........................................................50
TAB 3.2 Abertura dos campos dos colimadores e da Blindagem Externa.........52
TAB. 4.1 Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
para os
campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm²........................56
TAB. 4.2 Equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f
para os campos
de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x5 cm²......................................58
TAB. 4.3 Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
para os
campos de abertura JAWS 30 x 30 cm² e MLC 5 x 5 cm²....................60
TAB 4.4 Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
para os
campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm²........................62
13
LISTA DE SIGLAS
MCNP Monte Carlo N-Particle
Linacs Linear Accelerators
INCA Instituto Nacional do Câncer
MLC Colimadores multifolhas
MLS Blindagem multifolhas
IPEN Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
ICRU Comissão Internacional de Unidade de Medidas de Radiação
ICRP Comissão Internacional de Proteção Radiológica
PDP Porcentagem de dose profunda
H*(10)
n
Equivalente de dose ambiente devido a nêutron
H*(10)
f
Equivalente de dose ambiente devido a fótons
14
RESUMO
Este trabalho visa à proteção radiológica de pacientes que, ao serem
submetidos às seções de radioterapia utilizando aceleradores lineares de alta
energia, recebem doses indesejáveis devido a fotonêutrons em tecidos sadios. Para
tanto, foi desenvolvido, utilizando o código computacional Monte Carlo N-Particle
versão X (MCNP-X), uma blindagem contra esses fotonêutrons produzidos, a ser
posicionada de forma simples na parte externa dos cabeçotes de aceleradores
lineares, reduzindo, dessa forma, as respectivas doses indesejáveis. Essa
blindagem foi denominada Blindagem Externa.
O trabalho foi realizado utilizando o modelo computacional do cabeçote do
acelerador linear Varian 2300 C/D, sendo acrescentado a Blindagem Externa. Na
verificação do efeito dessa blindagem, foram calculados, no plano do paciente, os
valores do equivalente de dose ambiente devido a nêutrons e a fótons, sendo esses
valores comparados com o cabeçote operando com e sem a Blindagem Externa.
Os resultados obtidos neste trabalho indicaram que a Blindagem Externa
apresentou grande eficiência na redução do equivalente de dose ambiente devido
aos nêutrons, obtendo-se uma redução média acima de 60% para as diferentes
configurações simuladas sem aumentar o equivalente de dose ambiente devido a
fótons ao plano do paciente.
Pôde-se concluir que a implementação da Blindagem Externa em cabeçotes de
aceleradores lineares aumenta a proteção dos pacientes contra doses indesejáveis
de fotonêutrons, podendo evitar, assim, novos focos de câncer provenientes das
próprias seções de radioterapia.
15
ABSTRACT
This work focus on radiological protection of patients submitted to radiotherapy,
using high energy linear accelerators, in which their healthy tissues receive
undesirable doses due to fotoneutrons. For that, a shield against the produced
fotoneutrons was developed using the computer Cod Monte Carlo N-Particle version
X (MCNP-X). This shield showed be positioned in a simple way, at he outside part of
the linear accelerator’s head, reducing the doses. This shield was named External
Shield.
The simulation was performed using a computational model of the head of a
Varian 2300 C/D linear accelerator, plus the External Shield. In order to verify the
effects of this shield, the values of ambient. These values were compared with the
probe operating with and the External Shield.
The results of this study indicated that the outer shield showed great efficiency
in reducing the ambient dose equivalent due to fotoneutron, resulting in an average
reduction above 60% for the various simulated configuration, without increasing the
ambient dose equivalent due to the photos at the plane of the patient.
It was concluded that the implementation of an External Shield to the
accelerator’s head increases the protection of the patients against undesirable
fotoneutron doses and may avoid new focus of cancer produced by many sections of
radiotherapy.
16
1 INTRODUÇÃO
Dentre as diversas técnicas do tratamento contra o câncer, a radioterapia tem
se mostrado uma das formas de maior eficácia. As fontes naturais de radiação e os
aceleradores lineares de baixa energia, utilizadas no tratamento, possuem certas
limitações de uso, particularmente no que se refere ao tratamento de câncer mais
profundos, dessa forma, a indústria da radioterapia vem disponibilizando no mercado
aceleradores lineares, Linear Accelerators (Linacs), com a capacidade de operar
com energias cada vez maiores. O desenvolvimento de novas técnicas de
tratamento tem levado a evolução dos equipamentos no sentido de aumentar a
qualidade do feixe útil, colimando e modelando os campos de radiação em
geometrias mais próximas do formato de tumor, dessa forma, o feixe terapêutico, de
alta energia, ao ser produzido, colimado e modelado tem uma grande possibilidade
de produzir fotonêutrons, sendo esses, responsáveis por depositar energia em
tecidos sadios, ou seja, doses indesejáveis. Todos os pacientes submetidos às
seções de radioterapia, quando são utilizadas energias elevadas, estão sujeitas a
receber doses indesejáveis devido aos nêutrons produzidos. Crianças, adolescentes
e fetos (onde as mães estão submetidas às seções de radioterapia) são mais
suscetíveis em desenvolver focos de novos cânceres, por conta das doses
indesejáveis, devido aos nêutrons produzidos, absorvidas em tecidos sadios nas
seções do tratamento.
A proteção radiológica, dos pacientes submetidos à radioterapia, é um tema
muito relevante, pois evitar que o paciente desenvolva efeitos estocásticos (focos de
novos cânceres) por conta das seções da radioterapia significa uma melhoria na
qualidade do tratamento.
Visando diminuir essas doses indesejáveis, é proposto, nesta dissertação o
desenvolvimento, de um implemento a ser posicionado de forma simples, na parte
externa do cabeçote do acelerador linear, que seja capaz de reduzir os fotonêutrons
produzidos nas seções do tratamento e, assim, reduzir os efeitos estocásticos
relativos a ocorrência de focos de câncer secundários, gerados pelo próprio
tratamento. A FIG. 1.1 apresenta uma ilustração de um tratamento de radioterapia.
17
FIG. 1.1 - Seção de radioterapia (Fonte: Varian Medical Systems)
1.1 REVISÃO BIBLIOGRÁFICA
Com o objetivo de situar o leitor para o assunto abordado nesta dissertação,
serão apresentados alguns trabalhos desenvolvidos com seus assuntos diretamente
relacionados com o tema proposto.
Mao e colaboradores (Mao et al, 1997), utilizaram o código EGS4 combinado
com o código MORSE-CG e determinaram os campos de radiação devido a
nêutrons ao redor de diferentes componentes internos de diversos aceleradores
lineares, sendo um desses o acelerador Varian 2300 C/D. Os autores apresentaram
um modelo computacional simplificado do referido cabeçote.
Singleterry e Thibeault (Singleterry e Thibeault, 2000), utilizaram o código
MCNP para realizar estudos para a NASA (National Aeronautics and Space
Administration) avaliando a eficiência de diversos tipos de materiais usados em
blindagens de espaçonaves. Os estudos mostraram que o Polietileno Borado têm
18
grande capacidade de blindar nêutrons, particularmente quando o Boro é
enriquecido em B-10.
Da Silva e Crispim (Da Silva e Crispim, 2001) utilizaram o código MCNP-4B
para estudar vários tipos de blindagens para nêutrons, cada uma delas constituída
por materiais diferentes, a serem posicionadas ao redor de uma fonte esférica de
nêutrons. Os resultados destacaram o polietileno borado que, ao ser utilizado,
contribuiu para uma significativa redução do espectro original de nêutrons
provenientes da fonte.
Rogers e Bagheri (Rogers e Bagheri, 2002) mediram a porcentagem de dose
profunda - PDP de um acelerador linear da marca Varian 2300 C/D operando a
18MV. Esse é um parâmetro medido rotineiramente em serviços de RTD
Rebello e colaboradores (Rebello et al, 2008) acrescentaram ao modelo de
Mao e colaboradores (Mao et al, 1997) uma blindagem contra fotonêutrons
denominada Multileaf Shieling MLS, Rebello verificou que o MLS reduzia em
aproximadamente 90% o equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
no plano do paciente.
19
2 FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA
2.1 A RADIOTERAPIA
A radioterapia é uma técnica amplamente utiliza no tratamento contra o câncer,
em média, 60% das pessoas que fazem a algum tipo de tratamento contra o câncer,
submetem-se a radioterapia (Facure, 2006). Basicamente a radioterapia utiliza-se de
radiação ionizante com o objetivo de destruir células cancerígenas. As doses de
radiação são aplicadas na região tumoral, buscando a eliminação das células
cancerígenas ao mesmo tempo em que se procura minimizar ao máximo possíveis
doses nas células sadias, que se localizam ao redor do local irradiado.
O feixe de radiação, ao incidir na região de interesse, interage com as células
tumorais, gerando, assim, a ionização do meio e fazendo com que as células
cancerígenas alterem o seu DNA, provocando a morte das mesmas. A morte celular
ocorre principalmente por inativação dos sistemas vitais da célula ou por
incapacidade de sua reprodução, mas, para atingir esse objetivo, é necessário
avaliar alguns fatores, tais como: a sensibilidade do tumor a radiação utilizada, sua
localização, analise quantitativa e qualitativa da radiação, o tempo total administrado
da radiação aplicada etc. (INCA).
Para que o maior número de células cancerígenas sofra os efeitos da radiação
aplicada e as doses indesejáveis nos tecidos sadios sejam respeitadas, a dose total
de radiação deve ser fracionada em doses diárias, o que determina as seções do
tratamento.
A radioterapia divide-se em dois grandes grupos, a braquiterapia e a teleterapia
(castro 2005). O primeiro consiste na utilização da fonte junto ao tumor e, o
segundo, afastada do tumor. Dentre as diversas formas de teleterapia, encontramos
a radioterapia utilizando aceleradores lineares, ou Linacs, que serão tratados mais
detalhadamente em outra Seção. A TAB. 2.1 apresenta diversas fontes usadas na
radioterapia e os principais tipos de radiações geradas, energia e métodos de
aplicação.
20
TAB. 2.1 - Diferentes fontes de radiação utilizadas na radioterapia.
Fonte Tipo de Radiação Energia Método de Aplicação
Contatoterapia
Raios X (superficial)
10 - 60 kV
Terapia superficial
Roentgenterapia
Raios X (ortovoltagem)
100 - 300 kV
Terapia semiprofunda
Unidade de cobalto
Raios gama
1,25 MeV
Teleterapia profunda
Acelerador linear
Raios X de alta energia
e elétrons
1,5 - 40 MeV
Teleterapia profunda ou
superficial
Isótopos radioativos
Raios gama e/ou beta
Variável conforme
o isótopo utilizado
Braquiterapia
Fonte Instituto Nacional do Câncer - INCA, 2009
2.2 OS ACELERADORES LINEARES
Os aceleradores lineares, (linear acelerador) Linacs, são equipamentos
capazes de acelerar elétrons mediante a utilização de diferenças de potencial. Esses
elétrons acelerados podem ser utilizados diretamente no tratamento ou pode-se
fazer com que esse feixe primário colida com um alvo de material pesado, gerando
raios X de freamento ou “bremsstraulung” , sendo essa radiação secundária utilizada
no tratamento. A FIG. 2.1 apresenta uma visão detalhada do acelerador linear com
seus principais componentes.
21
FIG. 2.1 - Visão interna do acelerador linear da marca Varian, à esquerda observa-se os
componentes internos do acelerador e, à direita, a conformação do feixe. Nota-se os
seguintes componentes: a) Canhão de elétrons; b) Tudo acelerador; c) Magneto; d) Alvo; e)
Carrossel e Filtro Aplanador; f) Câmara de ionização; g) Colimador secundário superior e
inferior (Jaws); h) Colimador Multifolhas (MLC); e i) Carcaça do equipamento
.
(Fonte: Varian Medical Systems)
A produção do feixe de fótons em um acelerador linear é realizada da seguinte
forma: primeiro os elétrons são gerados em um canhão de elétrons, depois são
acelerados no tubo acelerador com o auxilio de campos magnéticos até chegarem
ao magneto onde, pela interferência do campo magnético, sofrem uma modificação
de 270º em sua trajetória e são direcionados e incididos perpendicularmente sobre
um alvo de material pesado, gerando assim os raios X de freamento ou
“bremsstraulung”.
Os raios X, embora sejam gerados em uma direção preferencial, na direção de
propagação do feixe de elétrons, precisam ser blindados por uma blindagem
primária situada em torno do alvo para evitar uma fuga inicial do cabeçote. Após
isso, esse feixe passa pelo filtro aplanador, que tem a finalidade de homogeneizar a
dose em uma mesma profundidade na região do alvo e, após esse filtro, são
colimados pelos colimadores Jaws em campos retangulares sendo, finalmente,
22
modelados pelos colimadores multifolhas - MLC onde são conformados em
geometrias mais próximas do tumor buscando-se, com isso, focar o feixe somente
sobre a região de interesse, minimizando, assim, as doses indesejáveis devido ao
feixe primário sobre tecidos sadios. A FIG. 2.2 apresenta o MLC configurado em
quatro aberturas diferentes, conforme a “vista” do tumor em cada uma das direções
de aplicação do feixe terapêutico.
FIG. 2.2 - MLC sendo usado em um tratamento de radioterapia. Observa-se, à direita,
a imagem de quatro campos distintos para cada posição do gantry do equipamento. (Fonte:
Varian Medical Systems)
2.3 INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM A MATÉRIA
Na radioterapia ocorre sempre uma dualidade, onde se busca ministrar uma
máxima dose no tumor, limitando em níveis pré-estabelecidos a dose nos tecidos
sadios do paciente. Essa dose se dá através da interação da radiação ionizante com
a matéria e, se for considerada a radiação eletromagnética como a fonte de
radiação, essa interação do feixe primário se dará mediante as formas distintas,
citadas abaixo.
23
2.3.1 EFEITO FOTOELÉTRICO
O fóton incidente tem sua energia totalmente absorvida por um elétron do
átomo que, então, é ejetado com uma energia cinética T
e
, essa energia cinética é
dada pela diferença entre a energia do fóton incidente e a energia de ligação do
elétron em seu orbital. Essa interação ocorre preferencialmente a baixas energias*.
A FIG. 2.3 mostra a interação de um fóton com o elétron orbital, onde o elétron é
ejetado de seu local.
FIG. 2.3 - Interação da radiação com a matéria através do efeito fotoelétrico. (Fonte:
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN)
2.3.2 EFEITO COMPTON
Esse tipo de interação ocorre preferencialmente em altas energias*. Ao incidir
sobre um elétron de um átomo, a radiação “colide” de forma elástica, com
conservação de energia e momentum, isso significa que parte da energia do fóton é
transferida para o elétron orbital na forma de energia cinética e parte fica no fóton
desviado. A FIG. 2.4 mostra a interação de um fóton com um elétron, onde esse
elétron é ejetado e o fóton sofre um desvio em sua trajetória.
24
FIG. 2.4 - Interação da radiação com a matéria através do efeito compton. (Fonte: Instituto
de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN)
2.3.3 FORMAÇÂO DE PARES
A produção de pares ocorre quando fótons de energia igual ou superior a 1,02
MeV passam próximo a núcleos de elevado núcleos atômico, nesse caso o fóton
interage com o núcleo, dando origem a um par de novas partículas elétron e
pósitron, ambos com energias cinéticas. A FIG. 2.5 mostra a interação do fóton com
um núcleo atômico, observa-se a transformação do fóton e um par de elétron-
positron.
FIG. 2.5 - Interação da radiação com a matéria através da formação de pares. (Fonte:
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN)
* Será apresentado, em uma figura ilustrativa, às faixas de energias para ocorrência
dos eventos.
A FIG. 2.6 apresenta a variação da participação de cada um desses processos
para a variação do número atômico do material (Z) e da faixa de energia dos fótons.
25
FIG. 2.6 - Importância relativa dos diversos processos de interação dos fótons com a
matéria em função da energia do fóton e do número atômico do material.
2.3.4 Fotonêutrons
É o evento dado quando um fóton, incidente, interage com um núcleo de um
dado material e, então, esse fóton é absorvido pelo núcleo, que fica excitado, e
tende ao estado fundamental pela emissão de nêutrons, essa produção de nêutrons
é regida pelo fenômeno de ressonância de dipolo gigante (NCRP, 1984). A faixa de
energia para ocorrer desse fenômeno é próximo da energia média de ligação
nuclear, 5 - 15 MeV (Facure, 2006). A seção de choque máxima para a produção de
nêutrons por ressonância de dipolo gigante é de 1 - 2 mb/nucleon. A FIG. 2.7
apresenta a faixa de energia e a seção de choque para a ocorrência do fotonêutron
para o cobre.
26
FIG. 2.7 - Faixa de energia para a produção de fotonêutrons para o cobre.
2.4 O NÊUTRON
O nêutron é um bárion sem carga, formado por dois quarks down e um quark
up. Fora do núcleo atômico, o nêutron é uma partícula instável e dura por cerca de
quinze minutos, transformando-se em um elétron e um antineutrino, para se
converter em um próton (Chung, 2001)
2.4.1 A INTERAÇÃO DO NÊUTRON COM A MATÉRIA
Devido ao fato de não possuírem cargas, os nêutrons não interagem de forma
elétrica, ou seja, não estão submetidos aos processos coulombianos que são os
processos que regem a interação entre partículas carregadas, dessa forma os
nêutrons podem propagar-se por centímetros dentro dos materiais sem qualquer
27
interação ou percepção, isso os torna, em muitos casos, bastante penetrantes sendo
difícil sua detecção por instrumentos mais comuns.
A interação do nêutron com o núcleo pode ocorrer por espalhamento ou por
absorção. (Lamarh, 1978). No caso do espalhamento ele pode ser do tipo elástico
ou inelástico e, no caso da absorção, ela pode ser por captura radioativa ou fissão
nuclear.
Espalhamento - No espalhamento o nêutron sofre colisão com o núcleo, transferido
sua energia para esse, e é espalhado em outra direção. Esse espalhamento ocorre
de forma elástica ou inelástica. (Lamarh, 1978)
• Espalhamento Elástico (n,n) - A estrutura nuclear não sofre alterações e a
interação é uma simples transferência de energia cinética e de quantidade de
movimento. Nenhuma energia é transformada em energia eletromagnética,
então o nêutron reaparece e o núcleo é deixado no estado fundamental. Esse
processo é o principal responsável pela moderação dos nêutrons.
• Espalhamento Inelástico (n,n’), (n,n’γ) - O nêutron incidente deve possuir
energia superior a um certo limiar, um outro nêutron com energia menor do
que a do nêutron incidente é emitido pelo núcleo composto, que atinge o seu
estado fundamental e, para isso, na maioria das vezes emite raios-γ. Nessa
reação a energia cinética do sistema não é conservada e parte dela é usada
como energia de excitação nuclear.
Absorção - Na absorção o nêutron é capturado pelo núcleo, dando origem a um
núcleo composto em um estado energeticamente excitado, esse núcleo composto
atinge a estabilidade através da emissão fótons ou de partículas. No núcleo
composto, em seu estado excitado, vários fenômenos podem ocorrer, sendo os
principais a captura radioativa e a fissão nuclear.
• Captura Radioativa - (n,p), (n,2n), (n, γ) ou (n,α) - Ocorre comum nêutron de
energia intermediária. O núcleo composto é formado em um estado
28
energeticamente excitado, que atinge a estabilidade mediante a emissão de
fótons ou partículas.
• Fissão Nuclear - Um exemplo bem conhecido é a fissão do urânio 235 (
235
U),
onde esse núcleo absorve um nêutron e se divide em fragmentos de fissão,
dois a três nêutrons (em média) gerando grande energia (em média 200
MeV). Essa energia aparece na forma de energia cinética dos produtos de
fissão gerados.
Como foi observado anteriormente, os nêutrons interagem com a matéria de
acordo com sua faixa de energia. É esse intervalo de energia e a constituição do
alvo que determina a maior ou menor probabilidade da ocorrência de um
determinado evento. Os nêutrons são classificados mediante a sua energia. A TAB.
2.2 apresenta a classificação dos nêutrons mediante a sua faixa de energia.
TAB. 2.2 - Classificação dos nêutrons quanto sua energia.
Classificação Faixa de Energia
Nêutrons Lentos 0 < E < 10
4
(eV)
Nêutrons Frios E < 0,01 (eV)
Nêutrons Térmicos 0,01 < E < 0,3 (eV)
Nêutrons Epitérmicos 0,3 < E < 10
4
(eV)
Nêutrons Rápidos 10
4
(eV) < E < 20 (MeV)
Nêutrons Relativísticos E > 20 (MeV)
Castro, 2005
A probabilidade de interação de um nêutron com um dado material é dada por
unidade de fluência de nêutrons e por centro de interação do núcleo e é definida
como seção de choque. Quanto maior for o valor da seção de choque, maior será a
probabilidade de ocorrer algum tipo de interação. O barn (b) é a unidade de seção
de choque microscópica e está relacionada com a área aparente apresentada por
um material (núcleo) para que ocorra uma interação, a relação entre o barn e
centímetro é dado pela relação 1 b = 10
-24
cm². Isso significa que, quanto maior for a
área apresentada pelo núcleo, maior será a probabilidade de haver uma reação
entre o nêutron e o núcleo alvo. Por exemplo, a seção de choque de absorção, para
baixas energias de alguns materiais é inversamente proporcional à velocidade (v) do
nêutron. Além disso, picos de absorção podem ocorrer em certas energias, isso em
29
decorrência de ressonâncias que ocorrem quando a energia do nêutron incidente é
igual a um nível particular de energia do núcleo alvo (Lamarhs, 1978).
O resultado da soma entre a seção de choque de absorção (σ
a
) e a seção
espalhamento (σ
s
) é igual à seção de choque total (σ
t
). O calculo da seção de
choque total é dado pela EQ 2.1
σ
t
= σ
a
+ σ
s
2.1
As seções de choque parciais são subdivididas em diversos componentes,
referentes aos processos de absorção e espalhamento. Por exemplo:
σ
a
= σ
cr
+ σ
f
+ ... 2.2
onde:
• σ
cr
é a seção de choque microscópica de captura radioativa; e
• σ
f
é a seção de choque microscópica de fissão.
Os modos de interação são concorrentes entre si. Logo, a fração de colisão
que resulta numa reação particular dependerá da seção de choque relativa para a
reação envolvida, no entanto, para certas energias, algumas das interações não
ocorrem ou são desprezíveis, dessa forma não são consideradas na seção de
choque total.
2.4.2 A PRODUÇÃO DE NÊUTRONS DENTRO DO ACELERADO LINEAR
Os cabeçotes dos aceleradores lineares são compostos de diversos materiais
com elevado número atômico, ou seja, materiais pesados. Esses materiais
basicamente são responsáveis pela blindagem do cabeçote, pela colimação e pela
conformação do feixe de fótons. Os Linacs, em geral, utilizam feixe de fótons
altamente energéticos (4 a 25 MV) e, devido à forma de produção do feixe
terapêutico, sua blindagem e colimação até o paciente faz com que os fótons
30
interajam com os materiais pesados que constituem os diversos componentes
internos do cabeçote. Nessa interação, a produção de nêutrons torna-se inevitável,
pois fótons com energias superiores a 7 MeV já são capazes de iniciar reações
nucleares (γ,n) com a liberação de nêutrons, que são comumente denominados
fotonêutrons. Esses nêutrons acabam, durante as seções de tratamento, sendo
espalhados pelo ambiente e atingindo tecidos sadios do paciente que, além de
receber doses indesejáveis devido aos raios X de fuga e espalhado, também
recebem doses indesejáveis devido aos nêutrons produzidos. A FIG. 2.8 apresenta
os principais componentes internos dos Linacs responsáveis pela blindagem e
colimação do feixe de fótons, dessa interação surge a produção do fotonêutron que
acaba sendo blindado de forma ineficiente pelos materiais pesados que compõem o
cabeçote e, assim, chegando ao plano da paciente.
FIG. 2.8 - Colimação do feixe de fótons pelos colimadores JAWS e MLC. Observa-se os
principais componentes internos, responsáveis pela geração do fotonêutron: a) Alvo; b)
Colimador Primário; c) Filtro aplanador; d) Câmara de ionização; e) Colimado Secundário
Jaws; f) Colimador multifolhas - MLC; g) Feixe de radiação colimado pelo Jaws; e h) Feixe
útil de radiação colimado pelo MLC.
(Fonte: Rebello, 2008)
31
TAB. 2.3 apresenta a os principais elementos que constituem os cabeçotes dos
aceleradores lineares e energias limiares para a produção de fotonêutrons
Elemento Peso Atômico Abundância (%) Energia Limiar
(MeV)
Al 27 100 13,1
Al 54 5,8 13,4
Al 56 91,7 11,2
Cu 65 30,8 9,91
W 182 26,4 8,5
W 183 14,4 6,19
W 184 30,6 7,41
W 186 28,4 5,75
Pb 206 25,1 8,08
Pb 207 22,1 6,74
Pb 208 52,3 7,37
Larcher, 2000
2.5 GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS
A Comissão Internacional de Unidades e Medidas de Radiação (International
Commission on Radiation Units and Meassurements - ICRU) é um órgão
responsável pela padronização e organização da radioatividade quanto à descrição
da interação da radiação com a matéria e a quantificação dos efeitos. Ela define
grandezas físicas básicas e grandezas operacionais.
A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (International Commission
on Radological Protection - ICRP) é um órgão responsável pela definição das
grandezas limites de proteção radiológica.
A Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN é um órgão responsável por
elaborar normas para o funcionamento de atividades nucleares no Brasil, essas
normas são baseadas nas normas apresentadas pelas comissões citadas acima.
Esses órgãos, juntos, elaboraram um conjunto de grandezas de proteção
radiológica destinadas para fins de monitoração de radiação. A publicação número
60 da ICRP recomenda três principais grandezas de proteção radiológica, que são:
32
• Dose Absorvida
• Dose Equivalente
• Dose Efetiva
• Equivalente de Dose Ambiente
• Limitação de Dose Individual
2.5.1 DOSE ABSORVIDA
A dose absorvida D
T
é a grandeza física utilizada em proteção radiológica. Essa
grandeza é dada pela razão da energia média (dE) depositada no órgão ou tecido
dividida pela massa (dm) do determinado volume. A dose absorvida é expressa no
sistema internacional de medidas por J/Kg e a dose absorvida recebe o nome
especial de gray (Gy). A dose absorvida é calculada através da EQ 2.3.
D
T
= dE / dm 2.3
2.5.2 DOSE EQUIVALENTE
A dose equivalente H
T
é o produto da dose média, absorvida em um órgão ou
tecido (D
T,R
), pelo fator de peso adimensional da radiação (W
R
) relativo ao tipo e
energia da radiação incidente R. A dose equivalente é expressa no sistema
internacional de medidas por J/Kg, e é denominada sievert (Sv). A dose equivalente
é calculada através da EQ 2.4.
33
H
T
= D
T,R
. W
R
2.4
Os fatores de peso da radiação são estipulados pela ICRP-60 (ICRP, 1991).
Esses valores são baseados na eficácia biológica relativa (RBE) na indução de
efeitos estocásticos a baixas doses. A TAB. 2.4 apresenta os valores de W
R
relacionados com a radiação externa incidente em um tecido ou a radiação interna
emitida por radionuclídeos depositados no interior.
TAB. 2.4 - Valores do fator de peso da radiação W
R
Tipo de Radiação Energia W
R
Fótons Todas as faixas 1
Elétrons e Muons Todas as faixas 1
Nêutrons E < 10KeV 5
Nêutrons 10 < E < 100 KeV 10
Nêutrons 100 KeV < E < 2 MeV 20
Nêutrons 2 < E < 20 MeV 10
Nêutrons E > 20 MeV 5
Próton (Não de Recuo) E > 20 MeV 5
Partículas alfa, Fragmentos de Fissão e Núcleos Pesados ---- 20
ICRP, 1991
O fator de peso da radiação também pode se calculado pela EQ 2.4 (Anexo A
da publicação número 60 da ICRP, 1991).
]
6
)²2ln(
exp[175
En
Wr −+=
2.5
2.5.3 DOSE EFETIVA
A dose efetiva (E) é dada pelo somatório de todas as doses equivalentes em
todos os órgãos e tecidos do corpo, assim como na radiação, os tecidos e órgãos
também possuem um fator de peso, sendo chamado de fator de peso do tecido (W
T
)
e H
T
é a dose equivalente atribuída a ele. No sistema internacional de unidades a
dose efetiva é dada por J/Kg, seu nome especial também é o sievert (Sv). A dose
efetiva é calculada através da EQ 2.6.
E =
Σ
T
W
T
. H
T
2.6
34
A TAB. 2.5 apresenta os valores dos fatores de peso para os tecidos W
T
estipulados pela publicação número 60 da ICRP.
TAB. 2.5 - Valores do fator de peso dos tecidos W
T
Tecido ou Órgão W
T
Gônadas 0,20
Medula Ósseas 0,12
Cólon 0,12
Pulmão 0,12
Estomago 0,12
Bexiga 0,05
Mamas 0,05
Fígado 0,05
Esôfago 0,05
Tiróide 0,05
Pele 0,01
Superfície Ósseas 0,01
Restantes* 0,05
ICRP, 1991
*Os restantes são compostos por: cérebro, intestino grosso superior, intestino
delgado, rim, músculos, pâncreas, baço, timo e útero.
2.5.4 EQUIVALENTE DE DOSE AMBIENTE H*(d)
Esta grandeza operacional de monitoração de área representa, devido a um
campo de radiação, o valor do equivalente de dose ambiente produzido pelo
correspondente campo alinhado e expandido na esfera de ICRU a uma profundidade
(d), dada em mm, na direção do raio da esfera que se opõem ao campo alinhado
(ICRU, 1980), sua unidade no sistema internacional de medidas é dada por J/Kg
recebendo o nome especial de sievert (Sv). A FIG. 2.9 apresenta o procedimento
feito para medir o equivalente de dose ambiente.
35
FIG. 2.9 - Representação do equivalente de dose ambiente H*(d). (Fonte: Rebello, 2008)
2.5.5 LIMITAÇÃO DE DOSE INDIVIDUAL
A exposição normal dos indivíduos deve ser registrada de tal modo que nem a
dose efetiva nem a dose equivalente nos órgãos ou tecidos de interesse, causadas
pela possível combinação de exposições originadas por práticas autorizadas,
excedam o limite de dose especificada na tabela prevista nesta norma, salvo em
circunstâncias especiais, autorizadas pela CNEN. Esses limites de dose não se
aplicam às exposições médicas (CNEN - NN - 3.01, Jan 2005). A TAB 2.5 apresenta
os limites de doses efetivas e doses equivalentes previsto pela CNEN no ano de
2005 para indivíduo ocupacionalmente exposto e para indivíduo do público.
TAB. 2.6 - Limite de dose anual previsto pela CNEN
Limites de Doses Anuais* - mSv
Grandeza Órgão Indivíduo Ocupacionalmente
Exposto
Indivíduo do
Público
Dose Efetiva Corpo Inteiro 20 mSv** 1 mSv***
Cristalino 150 mSv 15 mSv
Pele**** 500 mSv 50 mSv
Dose Equivalente
Mãos e Pés 500 mSv ----
CNEN, 2005
36
* Para fins de controle administrativos efetuados pela CNEN, o termo dose
anual deve ser considerado como dose no ano calendário, isto é, no período
decorrente de janeiro s dezembro de cada ano.
** Média ponderada em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv
em qualquer ano.
*** Em circunstâncias especiais, a CNEN poderá autorizar um valor de dose
efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que s dose efetiva média em um período de
5 anos consecutivos não exceda a 1 mSv por ano.
**** Valor médio em 1cm² de área, na região mais irradiada.
É relevante citar dois itens previstos na norma da CNEN, (CNEN - NN - 3.01,
Jan 2005):
•
Item 5.4.2.2 - Para mulheres grávidas ocupacionalmente expostas,
suas tarefas devem ser controladas de maneira que seja improvável
que, a partir da notificação da gravidez, o feto receba dose efetiva
superior a 1 mSv durante o resto do período de gestação.
•
Item 5.4.2.3 - Indivíduos com idade inferior a 18 anos não podem estar
sujeitos a exposições ocupacionais.
Existem outras grandezas que são determinadas pela ICRP, essas não foram
mencionadas devido a não terem relações diretas com o objetivo deste trabalho. As
grandezas omitidas são:
•
Equivalente de Dose Direcional - H’(d,Ω)
•
Equivalente de dose Pessoal - H
p
(d)
•
Grandeza de Monitoração
37
A FIG. 2.10 apresenta um diagrama esquemático das grandezas físicas
apresentadas pela ICRP com suas respectivas “hierarquias”.
FIG 2.10 - Diagrama esquemático apresentando as grandezas físicas dos equivalentes de
dose, onde o Q(L) é o fator de qualidade da radiação em função da transferência linear de
energia. (Fonte: ICRP, 1979).
2.6 PORCENTAGEM DE DOSE PROFUNDA - PDP
Uma forma de caracterizar a distribuição de dose devido ao feixe terapêutico de
um Linac é através da Porcentagem de Dose Profunda - PDP. A PDP é obtida de
maneira experimental onde um feixe de radiação, proveniente de um acelerador
linear, incide sobre um fantoma de acrílico contendo água em seu interior e um
detector é movimentado, sob a água, ao longo do eixo central desse feixe, fazendo a
leitura da dose absorvida em cada ponto. A curva de PDP é uma das formas
38
utilizadas para validar modelos computacionais que reproduzem aceleradores
lineares (Roque, 2009). A FIG 2.11 ilustra, de forma geral, a porcentagem de dose
profunda - PDP.
FIG 2.11 - Esquema de determinação da PDP. (Fonte: Instituto de Radioproteção e
Dosimetria - IRD, 2005)
A distribuição de dose no eixo central é normalizada com relação à dose na
profundidade de referência, sendo essa profundidade aquela onde é depositada a
maior dose. A profundidade de dose máxima está diretamente relacionada com a
energia do feixe de radiação incidente, ou seja, quanto maior a energia do feixe
maior será a profundidade onde se depositará a máxima dose. A EQ. 2.7 apresenta
a PDP expressa pela razão entre a dose deposita em uma profundidade (d) pela
máxima dose deposita em uma profundidade (d
mx
).
PDP = (D
d
/ D
d máx
) . 100 2.7
2.7 O CÓDIGO DE MONTE CARLO - MCNP
No desenvolvimento de pesquisas relacionadas à radioterapia, técnicas
experimentais e de simulação computacional têm sido largamente empregadas. Na
39
simulação computacional, os códigos computacionais que utilizam o Método de
Monte Carlo são amplamente utilizados.
O Código Monte Carlo N-Particle - MCNP é um código computacional que
trabalha utilizando o Método de Monte Carlo para simular o transporte da radiação.
O Método de Monte Carlo é muito útil nos cálculos que envolvem a física nuclear
aplica, pois sua capacidade de trabalhar geometrias complexas e analisar o
transporte da radiação em vários grupos de energia permite que substitua, de forma
extremamente eficiente, os métodos determinísticos no cálculo do transporte da
radiação.
Para a solução de um problema através do MCNP são utilizadas várias
tentativas aleatórias, denominadas histórias. A precisão do resultado final depende,
em geral, do número de histórias. Esse equilíbrio entre a precisão do resultado e o
tempo computacional é uma característica extremamente importante do MCNP que
pode, algumas vezes, gerar um enorme tempo computacional. Atualmente a versão
mais moderna do MCNP é o MCNP-X, utilizada nesta dissertação, com a
colaboração do Professor da COPPE / UFRJ, Ademir Xavier da Silva, detentor do
referido código. A FIG. 2.10 apresenta um diagrama esquemático da estrutura do
MCNP.
FIG. 2.12 - Diagrama esquemático do MCNP.
Dados de Entrada - É o arquivo input, confeccionado num arquivo texto e composto
por linhas de comando, divididas em “cartões”:
•
Cartão de Células - É a parte onde são criados os volumes (células) do
modelo computacional.
•
Cartão de Superfície - É a parte onde são definidas as superfícies que
formam as células.
DADOS DE ENTRADA
• Cartão de Células
• Cartão de Superfície
• Cartão de Dados
MCNP
“Caixa Preta”
DADOS DE SAÍDA
• Resposta Desejada
40
•
Cartão de Dados - É a parte onde são definidas todas as informações
referentes aos materiais que compõem as células, o tipo de cálculo que será
desenvolvido, a fonte, as respostas desejadas etc.
MCNP - Código computacional usado.
Dados de Saída - São as respostas obtidas, também na forma de um arquivo texto.
2.8 O POLIETILENO BORADO
Como já foi visto o nêutron, por não possuir carga, é uma partícula que não
interage de forma coulombiana, com o núcelo, portanto, blindá-lo não é tarefa
simples. Verifica-se que, para uma maior eficiência na blindagem dos nêutrons, é
necessário associar materiais moderadores com materiais absorvedores, pois os
nêutrons moderados possuem maior probabilidade de interagirem com os materiais
absorvedores, razão pela quais esses dois tipos de materiais têm sido empregados
de forma associada na confecção de blindagem de nêutrons onde se pode citar a
utilização do polietileno associado ao boro (Singleterry et al., 2000; Da Silva e
Crispim, 2001).
O polietileno borado fornece uma excelente blindagem contra nêutrons, pois
essa composição possui as principais características de moderação e absorção de
nêutrons. O polietileno possui em sua estrutura elementos com grande capacidade
de moderar nêutrons que são o carbono e o hidrogênio. O boro
10
B é um excelente
absorvedor de nêutrons, pois tem elevada seção de choque, na faixa térmica, para a
reação do tipo (n,α), mas como a abundância relativa na natureza para o
10
B é de
apenas 19,9%, na maioria das vezes o boro B é enriquecido para o
10
B para ser
empregado nas blindagens dos nêutrons. A equação 2.6 apresenta a reação de
interação do
10
B com os nêutrons.
10
B + n
7
3
Li +
4
2
He + 2,43 MeV 2.6
41
2.9 COMPARAÇÃO ENTRE O H*(10)
n
E O H*(10)
f
NO PLANO DO PACIENTE
A FIG. 2.13 apresenta o equivalente de dose ambiente, dado em (mSv) para
cada Gy de dose no isocentro, devido aos fótons e aos nêutrons, produzidos no
cabeçote do acelerador linear Varian 2300 C/D operando a 18 MV, funcionando sem
a blindagem externa. Observa-se que, devido à tecnologia empregada para blindar
fótons neste equipamento, os equivalentes de dose ambiente devido aos fótons,
reduzem consideravelmente, à medida que os pontos calculados vão se afastando
do isocentro. Já, para o equivalente de dose ambiente devido aos nêutrons, os
valores calculados mantêm-se praticamente constantes. Verifica-se que os
aceleradores lineares fornecem boa blindagem para radiação eletromagnética,
porém, não possuem blindagem satisfatória para nêutrons, sendo as respectivas
doses maiores do que as devido aos fótons, quando se tomam pontos afastados do
isocentro.
FIG. 2.13 - Comparação dos valores calculados do equivalente de dose ambiente,
devido a nêutrons e a fótons, dado em (mSv) para cada Gy depositado no isocentro.
Acelerador Varian 2300 C/D operando a 18 MV com abertura de campo 5 x 5 cm² para Jaws
e 5 x 5 cm² para o MLC.
(Fonte:
Rebello et al, 2007)
42
3 METODOLOGIA
Este trabalho, cujo objetivo foi desenvolver uma blindagem capaz de reduzir
as doses indesejáveis devido a nêutrons em pacientes submetidos à radioterapia, foi
desenvolvido em duas etapas.
1ª Etapa: Foi validado o modelo do cabeçote do acelerador linear (Varian
2300 C/D) referente ao feixe de fótons.
2ª Etapa: Foi idealizada e implementada a Blindagem Externa no modelo
computacional do cabeçote do acelerador linear (Varian 2300 C/D) e analisou-se,
através do MCNP, o efeito da blindagem na redução do equivalente de dose
ambiente devido a fótons e a nêutrons, em diversos pontos no plano do paciente.
3.1 VALIDAÇÃO DO CABEÇOTE PARA FEIXE DE FÓTONS (1ª ETAPA)
A validação do cabeçote para feixe de fótons foi realizada com dois objetivos:
primeiro como forma didática, visando a ambientação com o MCNP e com o modelo
computacional do cabeçote desenvolvido por Rebello e colaboradores (Rebello et al,
2008) e, segundo, para ampliar a validação já realizada também por Rebello e
colaboradores que se restringiu, naquela oportunidade, a uma comparação direta
entre os valores calculados e medidos experimentalmente do equivalente de dose
ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
. Dessa forma, o objetivo da validação do feixe
de fótons é generalizar a validação do cabeçote, permitindo uma análise direta do
feixe de fótons em futuros trabalhos através da utilização deste modelo
computacional.
Em 1997 foi desenvolvido por Mao e colaboradores (Mao et al, 1997) um
modelo do cabeçote do acelerador linear Variam 2300 C/D e, em 2008, utilizando o
código computacional MCNP-5, foi adicionado por Rebello e colaboradores (Rebello
43
et al, 2008) a esse modelo computacional o colimador multifolhas (Multileaf colimator
– MLC 120), que é o colimador responsável por proporcionar geometrias complexas
ao feixe útil. Nesse trabalho a produção de fotonêutrons do cabeçote foi validada
com a comparação direta entre os valores medidos experimentalmente de H*(10)
n
produzido pelo Linac, não tendo sido analisado para feixe de fótons. Com esse
objetivo, o cabeçote foi simulado e foram calculadas as Porcentagens de Dose
Profunda (PDP) em um fantoma de água também simulado, sendo esses resultados
comparados com os valores experimentais obtidos na literatura.
A simulação computacional foi realizada utilizando-se o modelo
computacional do acelerador linear Varian 2300 C/D operando a 18 MV partindo de
um feixe de elétrons com energia de 18.8 MeV cada, incidindo perpendicularmente
sobre um alvo constituído de tungstênio e cobre (Telles et al, 2005). O gantry do
acelerador linear foi simulado operando no ângulo de 0º, ou seja, com o feixe
perpendicular sobre um fantoma cúbico de 40 cm de lado contendo água em seu
interior, com a superfície da água posicionada no isocentro a 100 cm de distância do
alvo de cobre e tungstênio. Foram simuladas 39 (trinta e nove) esferas de água,
posicionadas linearmente na direção do feixe útil (eixo Z), cada qual com 0,49 cm de
raio sendo os centros dessas esferas posicionados a uma distância de 1,0 cm uns
dos outros. A FIG. 3.1 apresenta a geometria do cabeçote e do fantoma cúbico
simulados e uma visão do feixe de fótons incidindo sobre a superfície do fantoma de
água contendo as esferas posicionadas ao longo do eixo Z.
44
FIG. 3.1 - Cabeçote e fantoma simulados: Observa-se, à esquerda, o conjunto cabeçote e
fantoma e, à direita as esferas posicionadas ao longo do eixo Z. (Fonte: Roque, 2009)
Foi utilizado o comando * F8 do MCNP-5 para calcular a dose absorvida em
cada uma dessas esferas e, com os valores obtidos, traçou-se a curva de PDP do
respectivo equipamento comparando-se essa curva com a curva obtida por medição
experimental realizada por Roger e colaboradores (Roger et al, 2002). Para o cálculo
da curva de PDP, foi respeitado o tamanho de campo, para o colimador Jaws, usado
na medição experimental, à abertura de campo foi de 10 x 10 cm².
3.2 DESENVOLVIMENTO DA BLINDAGEM EXTERNA (2ª ETAPA)
A blindagem externa é um implemento desenvolvido neste trabalho, com o
intuito de blindar os nêutrons produzidos no interior dos cabeçotes dos aceleradores
lineares, esse estudo vem simplificando o sistema de blindagem, também contra
fotonêutrons, já desenvolvido anteriormente, denominado sistema mltifolhas - MLS
realizado por Rebello e colaboradores. Por tanto, será apresentado inicialmente o
sistema desenvolvido por Rebello, o sistema MLS e, sequencialmente será
apresentado o sistema desenvolvido neste trabalho, a blindagem externa.
45
3.2.1 O SISTEMA MULTIFOLHAS - MLS
O sistema de blindagem MLS apresentado na FIG. 3.2, desenvolvido por
Rebello e colaboradores (Rebello et al, 2008), mostrou-se muito eficaz na redução
do equivalente de dose ambiente devido a nêutrons, no entanto por se tratar de um
sistema complexo, sua implementação requer significativas adaptações no cabeçote
do Linac, particularmente no que se refere ao acoplamento das partes móveis da
blindagem com as folhas do MLC e, ainda, quanto à necessidade de modificar o
projeto do acelerador na medida em que possa garantir o espaço para a
implementação do MLS. Suas principais características são:
•
É constituído de polietileno borado;
•
É instalado na parte interna do cabeçote;
•
Requer adaptações complexas na estrutura do cabeçote para sua
instalação;
•
Necessita de comandos automatizados para seu funcionamento e,
•
Necessita de manutenção específica.
FIG. 3.2 - Sistema de Blindagem MLS: A vista da esquerda apresenta o conjunto cabeçote e
MLS em ¼ de corte mostrando os componentes internos. A vista da direita apresenta o
conjunto de blindagem fechado. (Fonte: Rebello, 2008)
46
Como foi verificado na ilustração anterior, o sistema MLS é bastante complexo
para ser instalado requerendo refinadas alterações na estrutura interna do cabeçote
e, como os componentes internos possuem uma precisão extremamente elevadas, o
sistema MLS é indicado para ser implementado pelo fabricante. Visando atender,
principalmente, os cabeçotes já em uso, concebeu-se então, a blindagem externa.
3.2.2 A BLINDAGEM IDEALIZADA (BLINDAGEM EXTERNA)
Como passos iniciais para o desenvolvimento da blindagem externa, foram pré-
estabelecidos alguns parâmetros para que a mesma pudesse ser considerada
funcional, a seguir serão apresentados esses parâmetros.
a) A blindagem deveria ser acoplada externamente, na parte inferior do
cabeçote, de forma simples e seus campos de abertura também deveriam ser
“regulados” de forma simplificada.
b) A espessura da Blindagem Externa deveria ser dimensionada de forma a
permitir a rotação do gantry do equipamento ao redor do paciente.
c) O feixe útil deveria sofrer o mínimo possível de interferência para não
comprometer o tratamento.
d) As doses na região afastada do isocentro, ou seja, na região dos tecidos
sadios do paciente, deveriam sofrer uma redução considerável para que fosse
justificado o uso da blindagem externa.
Visando simplificar o sistema de blindagem já idealizada e, assim podendo
atender os cabeçotes dos aceleradores lineares já em uso, foi proposto nesta
dissertação o desenvolvimento de uma blindagem mais simplificada, onde sua
fixação fosse menos complexa, sendo assim concebeu-se uma blindagem a ser
fixada na parte externa e inferior do cabeçote ao qual denominou-se Blindagem
Externa. Suas principais características são:
•
É constituída de polietileno borado;
•
É instalada de forma simples na parte externa do cabeçote;
47
•
Não requer adaptações complexas na estrutura do cabeçote para sua
instalação;
•
Não necessita de comandos automatizados e;
•
Não necessita de manutenção específica.
Diversas simulações preliminares foram realizadas até chegar-se a uma
blindagem capaz de reduzir as doses em todo o plano do paciente. Essa blindagem
final teve a forma conforme apresentada na FIG. 3.3. A FIG 3.4 apresenta o desenho
técnico do cabeçote sem a Blindagem Externa e a FIG 3.5 apresenta o desenho
técnico do cabeçote com a Blindagem Externa instalada, observa-se que a
Blindagem Externa (em amarelo) não sobrepõe a linha vermelha que representa o
limite da carcaça do cabeçote.
FIG. 3.3 - Blindagem Externa. À esquerda pode-se observar o modelo do cabeçote simulado
e, à direita, o conjunto cabeçote com a Blindagem Externa acoplada.
48
FIG. 3.4 - Desenho técnico do cabeçote sem a Blindagem Externa
FIG. 3.5 - Desenho técnico do cabeçote com a blindagem
A Blindagem Externa possui um campo de abertura fixo com 40 x 40 cm² e os
demais campos (35 x 35 cm², 30 x 30 cm², 25 x 25 cm², 20 x 20 cm², 15 x 15 cm², 10
x 10 cm² e 5 x 5 cm²) são obtidos através do uso de blocos, de mesmo material, com
49
as respectivas aberturas, fixados na blindagem externa. Embora, nesta proposta
inicial, a Blindagem Externa, proporcione certa praticidade em sua fixação, é
relevante considerar que a mesma não permite a conformação do feixe para outros
campos retangulares, nem tão pouco, para outras geometrias mais complexas, a
menos que sejam criados blocos de blindagem com os referidos campos. A FIG. 3.6
apresenta a blindagem externa e seus blocos de blindagem com outros campos de
abertura.
FIG. 3.6 - Blindagem Externa e seus campos de aberturas. Pode-se observar, à esquerda, a
Blindagem Externa com o campo fixo de 40 x 40 cm² e, seguindo à direita, os blocos de
blindagem com as aberturas decrescendo da esquerda para a direita.
O uso do polietileno borado (Singleterry et al., 2000 ; Da Silva e Crispim, 2001)
para o desenvolvimento da Blindagem Externa é atribuído ao fato desse material
possuir estrutura adequada para o seu emprego mecânico, ser leve, ter elevada
capacidade de blindar nêutrons e, principalmente, por ter sido usado no sistema
MLS gerando resultados satisfatórios, então optou-se por utilizar o mesmo material.
A TAB. 3.1 apresenta constituição do polietileno borado adotado na Blindagem
Externa.
50
TAB 3.1 - Constituição do polietileno borado
Polietileno Borado
Densidade 0,94 g / cm³
Elemento % em massa
12
C 61,20
1
H 11,60
10
B 01,00
11
B 04,00
16
O 22,20
(Fonte: Da Silva e Crispim, 2001)
A Blindagem Externa possui uma espessura de 5 cm, sendo essa dimensão a
máxima possível para permitir que o cabeçote do acelerador linear possa rotacionar
ao redor do paciente sem que haja contato entre os mesmos. Verificou-se, ainda,
após simulações preliminares, que essa espessura de 5 cm garante uma boa
blindagem para nêutrons.
3.2.3 A SIMULAÇÃO DA BLINDAGEM IDEALIZADA
Para avaliar o efeito da Blindagem Externa na diminuição das radiações
indesejáveis constituídas de fotonêutrons, o cabeçote do acelerador linear Varian
2300 C/D foi simulado, com a Blindagem Externa implementada, utilizando o código
computacional Monte Carlo N-Particle versão X (MCNP-X), operando a 18 MV
partindo-se de um feixe com 10
15
elétrons com energia de 18.8 MeV cada, incidindo
verticalmente sobre um alvo constituído de tungstênio e cobre (Talles et al, 2005). O
gantry do acelerador foi simulado operando a 0º, ou seja, com o feixe incidindo
perpendicularmente sobre o plano do paciente. Foram simulados detectores
pontuais no plano do paciente, sendo calculados os valores de H*(10) nesses
pontos. Os resultados obtidos foram comparados com resultados obtidos com o
equipamento operando sem a blindagem (Rebello et al, 2008) e, para avaliar o efeito
51
da Blindagem Externa em relação ao efeito do MLS, os resultados também foram
comparados aos resultados obtidos com este equipamento (Rebello et al, 2008).
A FIG 3.7 apresenta a simulação computacional realizada nesta dissertação.
Para que seus resultados fossem mais representativos da realidade, a simulação foi
realizada com a sala de radioterapia inclusa. A FIG 3.8 mostra uma vista em corte
da sala de radioterapia.
FIG. 3.7 - Vista em perspectiva do modelo simulado. (Fonte: Rebello, 2008). Notar
que a carcaça do Linac e o paciente são meramente ilustrativos, não tendo sido simulados.
FIG. 3.8 - Vista em corte da sala de radioterapia
52
A simulação foi realizada em três configurações, referentes à abertura dos
campos, essas configurações estão apresentadas na TAB 3.2.
TAB 3.2 Abertura dos campos dos colimadores e da Blindagem Externa.
CONFIGURAÇÃO
JAWS
MLC BLINDAGEM EXTERNA
1ª Configuração: Analise H*(10)
n
e H*(10)
f
5 x 5 cm² 5 x 5 cm² 5 x 5 cm²
2ª Configuração: Analise H*(10)
n
30 x 30 cm² 5 x 5 cm² 5 x 5 cm²
3ª Configuração: Analise H*(10)
n
5 x 5 cm² 5 x 5 cm² 40 x 40 cm²
As figuras FIG. 3.9, FIG. 3.10 e FIG. 3.11 apresentam o conjunto (cabeçote
blindagem) das respectivas configurações apresentadas na Tabela 3.1 com os
referidos colimadores JAWS, MLC e a Blindagem Externa.
FIG. 3.9 - JAWS 5 x 5 cm², MLC 5 x 5 cm² e BLINDAGEM EXTERNA 5 x 5 cm²
53
FIG. 3.10 - JAWS 30 x 30 cm², MLC 5 x 5 cm² e BLINDAGEM EXTERNA 5 x 5 cm²
FIG. 3.11 - JAWS 5 x 5 cm², MLC 5 x 5 cm² e BLINDAGEM EXTERNA 40 x 40 cm²
No calculo do equivalente de dose ambiente utilizou-se o comando F5 para
simular 10 (dez) detectores pontuais. A FIG 3.12 apresenta a localização dos
detectores simulados, A (0,0,0), B (0,20,0), C (0,40,0), D (0,60,0), E (0,80,0), F
(0,100,0), G (0,120,0), H (20,0,0), I (40,0,0), J (60,0,0). Nesses pontos foram
calculados os valores do equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
e
54
o equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f
. A FIG. 3.12 mostra o
conjunto cabeçote, Blindagem Externa e o plano do paciente com os pontos onde
foram posicionados os detectores pontuais na simulação.
FIG. 3.12 - Plano do paciente com os pontos onde foram calculadas os valores de H*(10).
55
4 RESULTADOS
Neste capitulo serão apresentados os resultados obtidos, separadamente para
a 1ª e 2ª etapas do trabalho.
4.1 RESULTADOS DA 1ª ETAPA
A FIG. 4.1 apresenta as PDP calculadas neste trabalho com o MCNP-5 e as
PDP obtidas experimentalmente por Rogers e colaboradores (Roger et al, 2002).
FIG. 4.1 - Curva de PDP calculada e medida experimentalmente.
4.2 RESULTADOS DA 2ª ETAPA
Os resultados apresentados serão divididos quanto às configurações dos
campos de abertura tanto para os valores de equivalente de dose ambiente devido a
-
-
-
-
Medido (Roger et al, 2002)
Calculado (MCNP, presente trabalho)
56
nêutrons H*(10)
n
como para os valores de equivalente de dose ambiente devido a
fotons H*(10)
f
. As unidades estão expressas em mSv para cada Gy de dose
depositada no isocentro.
4.2.1 1ª CONFIGURAÇÃO: H*(10)
n
Os valores do equivalente de dose ambiente devido a nêutrons, calculados pelo
MCNP-X nos campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm² considerando
sem a blindagem, com o MLS e com a Blindagem Externa são apresentados na
TAB. 4.1. As duas colunas da direita apresentam a porcentagem de redução da
dose oferecida pelo MLS e pela Blindagem Externa, respectivamente.
TAB. 4.1 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
para os campos
de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm².
Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
*
para abertura de campo JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm²
Redução
(%)
Coordenada
(X,Y,Z)
** Sem
Blindagem
*** MLS
5 x 5 cm²
Blindagem Externa
5 x 5 cm²
MLS Blindagem
Externa
A (0,0,0)
3,47E+00 ± 0,90% 3,66E-00 ± 0,42% 2,57E+00 ± 0,89% **5,48 % 25,93 %
B (0,20,0)
1,97E+00 ± 1,23% 4,91E-01 ± 1,69% 5,81E-01 ± 2,83% 75,10 % 70,55 %
C (0,40,0)
2,45E+00 ± 1,05% 1,42E-01 ± 2,94% 5,84E-01 ± 2,80% 94,21 % 76,32 %
D (0,60,0)
2,65E+00 ± 0,89% 4,72E-02 ± 4,26% 5,34E-01 ± 2,22% 98,22 % 80,00 %
E (0,80,0)
2,39E+00 ± 0,83% 1,31E-02 ± 7,97% 5,09E-01 ± 1,67% 99,45 % 79,07 %
F (0,100,0)
2,06E+00 ± 0,80% 5,27E-03 ± 6,61% 5,06E-01 ± 1,33% 99,74 % 75,72 %
G (0,120,0)
1,77E+00 ± 0,78% 3,78E-03 ± 7,24% 1,06E-03 ± 3,35% 99,79 % 67,79 %
H (20,0,0)
1,50E+00 ± 1,40%
1,16E-01 ± 3,77% 5,47E-01 ± 3,15% 92,29 % 64,00 %
I (40,0,0)
1,96E+00 ± 1,01% 9,05E-03 ± 12,09% 5,49E-01 ± 2,80% 99,59 % 71,93 %
J (60,0,0)
2,55E+00 ± 0,85% 5,60E-03 ± 10,23% 5,35E-01 ± 2,01% 99,78 % 79,21 %
* Unidade: mSv para cada Gy depositado no isocentro.
**No ponto A houve um aumento da dose em 5,48 %.
*** Rebello e Colaboradores (Rebello et al, 2008).
As FIG. 4.2 e 4.3 apresentam os equivalentes de dose ambiente devido a
nêutrons H*(10)
n
para o cabeçote sem a blindagem, com o MLS e a Blindagem
Externa ao longo dos eixos Y e X no plano do paciente, respectivamente.
57
0 40 80 12020 60 100
(
c
m
)
0.0
1.0
2.0
3.0
4.0
0.5
1.5
2.5
3.5
H*(10)
n
(mSv), Para Cada Gy Depositado no Isocentr
o
S/ Blindagem
MLS
Blindagem Externa
FIG. 4.2 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do eixo Y no
plano do paciente para os campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm² com
Blindagem Externa 5 x 5 cm² e MLS.
20 30 40 50 60 7025 35 45 55 65
(
c
m
)
0.0
1.0
2.0
3.0
0.5
1.5
2.5
H*(10)
n
(mSv), Para Cada Gy Depositado no Isocentr
o
S/ Blindagem
MLS
Blindagem Externa
FIG. 4.3 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do eixo X no
plano do paciente para os campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm² com
Blindagem Externa 5 x 5 cm² eMLS
Observa-se, dos resultados apresentados nas TAB 4.1 e nas FIG 4.2 e 4.3, que:
a) O valor médio da redução de H*(10)
n
para o MLS foi de 95,38 %;
b) O valor médio da redução de H*(10)
n
para a Blindagem Externa foi de 70 %;
58
c) Observa-se que, para o MLS o H*(10)
n
, no isocentro, houve um aumento de
5,48 %. Para a Blindagem Externa, o H*(10)
n
no mesmo ponto teve um
redução de 25,93 %; e
d) Observa-se, uma redução, em todos os pontos, do H*(10)
n.
Essa redução foi
mais acentuada quando se utilizou o MLS.
4.2.2 1ª CONFIGURAÇÃO: H*(10)
f
Os valores do equivalente de dose ambiente devido a fótons, calculados pelo
MCNP-X, nos campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm², considerando
sem a blindagem, com o MLS e com a Blindagem Externa são apresentados na
TAB. 4.2. As duas colunas da direita apresentam a porcentagem de redução da
dose oferecida pelo MLS e pela Blindagem Externa respectivamente.
TAB. 4.2 - Equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f
para os campos de
abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x5 cm².
Equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f
* para
abertura de campo JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm²
Redução
(%)
Coordenad
a
(X,Y,Z)
** Sem
Bindagem
*** MLS
5 x 5 cm²
Blindagem Externa
5 x 5 cm²
MLS Blindagem
Externa
A (0,0,0)
1,05E+00 ± 0,81 % 1,05E+03 ± 0,57 % 1,06E+03 ± 0,59 % 0,26 % **0,95 %
B (0,20,0)
5,57E-01 ± 2,83 % 5,27 E-01 ± 1,29 % 3,74E-01 ± 1,12 % 5,30 % 34,38 %
C (0,40,0)
8,94E-02 ± 2,83 % 8,23E-03 ± 22,63 % 1,75E-02 ± 4,41 % 90,79 % 80,32 %
D (0,60,0)
8,68E-02 ± 0,74 % 5,63E-03 ± 13,68 % 2,36E-02 ± 14,51 % 93,51 % 72,80 %
E (0,80,0)
4,95E-02 ± 5,56 % 6,01E-03 ± 11,77 % 1,99E-02 ± 19,34 % 87,86 % 59,67 %
F (0,100,0)
1,77E-02 ± 10,18 % 3,58E-03 ± 12,17 % 1,19E-02 ± 18,95 % 79,80 % 32,30 %
G (0,120,0)
1,04E-02 ± 11,88 % 2,58E-03 ± 10,80 % 8,77E-03 ± 6,36 % 75,16 % 16,09 %
H (20,0,0)
4,20E-02 ± 13,09 % 2,68E-02 ± 12,81 % 2,45E-02 ± 4,72 % 36,20 % 41,50 %
I (40,0,0)
9,79E-03 ± 12,74 % 7,59E-03 ± 16,05 % 1,43E-02 ± 5,35 % 22,49 % **46,47 %
J (60,0,0)
2,24E-01 ± 4,68 % 2,00E-02 ± 5,32 % 3,59E-02 ± 25,27 % 91,08 % 83,94 %
* Unidade: mSv para cada Gy depositado no isocentro.
**No ponto “A” houve um aumento da dose em 0,95 % e no ponto “I” de 46,47%.
** Rebello e colaboradores (Rebello et al, 2008).
As FIG. 4.4 e 4.5 apresentam os equivalentes de dose ambiente devido a
fótons H*(10)
f
para o cabeçote sem a blindagem, com o MLS e a Blindagem Externa
ao longo dos eixos Y e X no plano do paciente, respectivamente.
59
0 40 80 120
(
c
m
)
0.0
0.0
0.1
1.0
10.0
100.0
1000.0
10000.0
H
*
(
1
0
)
n
(
m
S
v
)
,
P
a
r
a
C
a
d
a
G
y
D
e
p
o
s
i
t
a
d
o
n
o
I
s
o
c
e
n
t
r
o
S/ Blinfagem
MLS
Blindagem Externa
FIG. 4.4 - Equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f
ao longo do eixo Y no plano
do paciente, para os campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm² com Blindagem
Externa 5 x 5 cm² e MLS.
20 30 40 50 60
(
c
m
)
0.0
0.0
0.1
1.0
H*(10)
n
(mSv), Para Cada Gy Depositado no Isocentr
o
S/ Blindagem
MLS
Blindagem Externa
FIG. 4.5 - Equivalente de dose ambiente devido a fótons H*(10)
f
ao longo do eixo X no plano
do paciente para os campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm² com Blindagem
Externa 5 x 5 cm² e MLS
Observa-se, dos resultados apresentados na TAB. 4.2 e nas FIG 4.4 e 4.5, que:
a) O valor médio da redução de H*(10)
f
para o colimador MLS, exceto no
isocentro, foi de 67,90 %;
b) O valor médio da redução do H*(10)
f
para a Blindagem Externa, exceto no
isocentro e no ponto “I” do eixo X foi de 52 %;
60
c) Com o MLS, o H*(10)
f
no isocentro permaneceu o mesmo, já para a
Blindagem Externa o H*(10)
f
no mesmo ponto teve um pequeno aumento; e
d) Observa-se, uma redução, na maioria dos pontos, do H*(10)
f.
Essa redução
foi mais acentuada quando se utilizou o MLS, exceto no ponto (0,20,0) onde a
blindagem com MLS foi menos eficiente. Observa-se, ainda, que no ponto
(0,40,0) houve um aumento no valor do H*(10)
f.
quando se utilizou a
Blindagem Externa.
4.2.3 2ª CONFIGURAÇÃO: H*(10)
n
Os valores do equivalente de dose ambiente devido a nêutrons, calculados pelo
MCNP-X nos campos de abertura JAWS 30 x 30 cm² e MLC 5 x 5 cm² considerando
sem a blindagem, com o MLS e com a Blindagem Externa são apresentados na
TAB. 4.3. As duas colunas da direita apresentam a porcentagem de redução da
dose oferecida pelo MLC e pela Blindagem Externa respectivamente.
TAB. 4.3 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
para os campos
de abertura JAWS 30 x 30 cm² e MLC 5 x 5 cm².
Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
*
para abertura de campo JAWS 30 x 30 cm² e MLC 5 x 5 cm²
Redução
(%)
Coordenada
(X,Y,Z)
* Sem
Bindagem
** MLS
5 x 5 cm²
Blindagem
Externa
5 x 5 cm²
MLS Blindagem
Externa
A (0,0,0)
7,31E+00 ± 1,265%
3,66E+00 ± 0,46% 4,68E+00 ± 0,93% 49,90 % 35,97 %
B (0,20,0)
4,18E+00 ± 1,74 % 4,93E-01 ± 1,90% 1,29E+00 ± 2,51% 88,19 % 69,13 %
C (0,40,0)
3,73E+00 ± 1,34% 1,42E-01 ± 3,22% 9,05E-01 ± 2,51% 96,20 % 75,87 %
D (0,60,0)
3,25E+00 ± 1,16% 4,59E-02 ± 3,97% 6,67E-01 ± 2,06% 98,59 % 79,69 %
E (0,80,0)
2,75E+00 ± 1,08% 1,24E-02 ± 5,88% 5,84E-01 ± 1,72% 99,55 % 78,90 %
F (0,100,0)
2,29E+00 ± 1,01% 4,39E-03 ± 7,51% 5,58E-01 ± 1,46% 99,81 % 75,98 %
G (0,120,0)
1,91E+00 ± 0,98% 3,82E-03 ± 8,20% 6,14E-01 ± 1,11% 99,80 % 68,06 %
H (20,0,0)
3,70E+00 ± 1,88% 1,13E-01 ± 4,13% 1,18E+00 ± 2,52% 96,93 % 68,10 %
I (40,0,0)
3,11E+00 ± 3,02% 8,83E-03 ± 13,67% 7,91E-01 ± 2,25% 99,72 % 74,59 %
J (60,0,0)
2,85E+00 ± 1,46% 5,61E-03 ± 11,87% 6,24E-01 ± 2,09% 99,80 % 78,24 %
* Unidade: mSv para cada Gy depositado no isocentro.
** Rebello e Colaboradores (Rebello et al, 2008)
61
As figuras 4.6 e 4.7 apresentam os equivalente de dose ambiente devido a
nêutrons H*(10)
n
para o cabeçote sem a blindagem, com o MLS e a Blindagem
Externa ao longo do eixo Y e X, no plano do paciente , respectivamente.
0 40 80 12020 60 100
(
c
m
)
0.0
2.0
4.0
6.0
8.0
1.0
3.0
5.0
7.0
H*(10)
n
(mSv), Para Cada Gy Depositado no Isocentr
o
S/ Blindagem
MLS
Blindagem Externa
FIG. 4.6 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do eixo Y no
plano do paciente para os campos de abertura JAWS 30 x 30 cm² e MLC 5 x 5 cm² com
Blindagem Externa 5 x 5 cm².
20 30 40 50 60 7025 35 45 55 65
(
c
m
)
0.0
1.0
2.0
3.0
4.0
0.5
1.5
2.5
3.5
H*(10)
n
(mSv), Para Cada Gy Depositado no Isocentr
o
S/ Blindagem
MLS
Blindagem Externa
FIG. 4.7 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do eixo X no
plano do paciente para os campos de abertura JAWS 30 x 30 cm² e MLC 5 x 5 cm² com
Blindagem Externa 5 x 5 cm².
Observa-se dos resultados apresentados na TAB. 4.3 e nas FIG. 4.6 e 4.6 que:
a) O valor médio da redução de H*(10)
n
para o MLS foi de 92,84 %;
62
b) O valor médio da redução do H*(10)
n
para a Blindagem Externa foi de 78,34
%;
c) Observa-se que para no MLS o H*(10)
n
no isocentro reduziu 49,90% e na
Blindagem Externa o H*(10)
n
no mesmo ponto teve um redução de 36 %; e
d) Observa-se, uma redução, em todos os pontos, do H*(10)
n.
Essa redução foi
mais acentuada quando se utilizou o MLS.
4.2.4 3ª CONFIGURAÇÃO: H*(10)
n
Os valores do equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
,
calculados pelo MCNP-X, nos campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm²
considerando sem a blindagem, com o MLS e com a Blindagem Externa são
apresentados na TAB. 4.4. As duas colunas da direita apresentam a porcentagem
de redução da dose oferecida pelo MLC e pela Blindagem Externa respectivamente.
TAB 4.4 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
para os campos
de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm².
Equivalente de dose ambiente devido a nêutrons H*(10)
n
*
para abertura de campo JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm²
Redução
(%)
Coordenada
(X,Y,Z)
**Sem
Bindagem
*** MLS
5 x 5 cm²
Blindagem Externa
40 x 40 cm²
MLS Blindagem
Externa
A (0,0,0)
3,47E+00 ± 0,90% 3,66E-00 ± 0,42% 3,30E+00 ± 0,91% **5,48 % 04,89 %
B (0,20,0)
1,97E+00 ± 1,23% 4,91E-01 ± 1,69% 1,01E+00 ± 2,05% 75,10 % 48,73 %
C (0,40,0)
2,45E+00 ± 1,05% 1,42E-01 ± 2,94% 6,99E-01 ± 2,26% 94,21 % 71,83 %
D (0,60,0)
2,65E+00 ± 0,89% 4,72E-02 ± 4,26% 5,63E-01 ± 1,99% 98,22 % 78,86 %
E (0,80,0)
2,39E+00 ± 0,83% 1,31E-02 ± 7,97% 5,24E-01 ± 1,50% 99,45 % 84,66 %
F (0,100,0)
2,06E+00 ± 0,80% 5,27E-03 ± 6,61% 5,24E-01 ± 1,31% 99,74 % 74,75 %
G (0,120,0)
1,77E+00 ± 0,78% 3,78E-03 ± 7,24% 5,86E-01 ± 1,05% 99,79 % 67,23 %
H (20,0,0)
1,50E+00 ± 1,40%
1,16E-01 ± 3,77% 1,06E+00 ± 2,05% 92,29 % 29,33 %
I (40,0,0)
1,96E+00 ± 1,01% 9,05E-03 ± 12,09% 6,76E-01 ± 2,42% 99,59 % 64,81 %
J (60,0,0)
2,55E+00 ± 0,85% 5,60E-03 ± 10,23% 5,78E-01 ± 2,04% 99,78 % 77,64 %
* Unidade: mSv para cada Gy depositado no isocentro.
** No ponto A houve um aumento da dose em 5,48 %.
*** Rebello e colaboradores (Rebello et al, 2008).
63
As FIG. 4.8 e 4.9 apresentam os equivalente de dose ambiente devido a
nêutrons H*(10)
n
para o cabeçote sem a blindagem, com o MLS e a Blindagem
Externa ao longo do eixo (Y, X) no plano do paciente , respectivamente.
0 40 80 12020 60 100
(
c
m
)
0.0
1.0
2.0
3.0
4.0
0.5
1.5
2.5
3.5
H*(10)
n
(mSv), Para Cada Gy Depositado no Isocentr
o
S/ Blindagem
MLS
Blindagem Externa
FIG. 4.8 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do eixo Y no
plano do paciente para os campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm² com
Blindagem Externa 40 x 40 cm².
20 30 40 50 6025 35 45 55 65
(
c
m
)
0.0
1.0
2.0
3.0
0.5
1.5
2.5
H*(10)
n
(mSv), Para Cada Gy Depositado no Isocentr
o
S/ Blindagem
MLS
Blindagem Externa
FIG. 4.9 - Equivalente de dose ambiente devido a nêutron H*(10)
n
ao longo do eixo X no
plano do paciente para os campos de abertura JAWS 5 x 5 cm² e MLC 5 x 5 cm² com
Blindagem Externa 40 x 40 cm².
64
Observa-se dos resultados apresentados nas tabelas 4.4 e nas figura 4.8 e 4.9
que:
a) O valor médio da redução do H*(10)
n
para o MLS foi de 95,38 %;
b) O valor médio da redução do H*(10)
n
para a Blindagem Externa foi de 60,23
%;
c) Observa-se que, no isocentro, com o MLS, houve um aumento de 5,48 % no
H*(10)
n
já, na Blindagem Externa, o H*(10)
n
no mesmo ponto teve um
redução de 4,89%; e
d) Observa-se, uma redução, em todos os pontos, do H*(10)
n.
Essa redução foi
mais acentuada quando se utilizou o MLS.
65
5 CONCLUSÃO
As conclusões serão apresentadas separadamente quanto às etapas e as
conclusões da segunda etapa serão divididas quanto à redução dos H*(10)
n
, H*(10)
f
,
comparação entre as blindagens MLS e Blindagem Externa e conclusões. Também
serão, neste capítulo, sugeridos trabalhos futuros.
5.1 CONCLUSÃO: 1ª ETAPA
Da análise das curvas de PDP, pode-se verificar que houve grande
concordância entre os valores obtidos experimentalmente e os calculados através da
simulação computacional. Dessa forma, conclui-se que o modelo computacional
desenvolvido está em condições de ser utilizado representando com fidelidade o
cabeçote real no que se refere ao feixe útil de fótons.
5.2 CONCLUSÃO: 2ª ETAPA
5.2.1 EQUIVALENTE DE DOSE AMBIENTE DEVIDO A NÊUTRONS H*(10)
n
Nos pontos afastados do isocentro, verifica-se que o efeito proporcionado pela
blindagem externa foi bastante satisfatório para as três configurações, pois a
redução do equivalente de dose ambiente nesses pontos foi de 70% para primeira
configuração (Jaws, MLC e blindagem externa 5 x 5 cm²), 78,34% para a segunda
configuração (Jaws 30 x 30 cm², MLC e Blindagem Externa 5 x 5 cm²) e de 60,23%
para terceira configuração (Jaws, MLC 5 x 5 cm² e Blindagem Externa 40 x 40 cm²).
Na primeira e segunda configuração, observou-se uma redução maior nos
valores do H*(10)
n
, isso é explicado pelo fato de que a blindagem foi ajustada com o
66
mesmo tamanho dos campos de abertura dos jaws e/ou MLC, permitindo, assim,
uma melhor blindagem para os nêutrons. Ao contrário, na terceira configuração,
onde o campo de abertura da Blindagem Externa foi máximo, observou-se uma
redução menor do H*(10)
n
quando comparado com as demais configurações, no
entanto pode-se considerar que não é menos significativa uma vez que chegou a um
valor de redução médio na ordem de 60%. A análise dessa última configuração é
extremamente importante, pois demonstra que a simples instalação da Blindagem
Externa, com sua única abertura de 40 x 40 cm
2
(abertura que não interfere em
nenhum campo de abertura possível do acelerador que é, também, máximo em 40 x
40 cm
2
), por si só geraria uma redução significativa do H*(10)
n
, garantindo menos
exposição do paciente.
No isocentro observou-se uma redução de H*(10)
n
, 25,93% para a primeira
configuração, 35,97% para a segunda configuração e 4,89% para a terceira
configuração, tudo para o cabeçote operando com a Blindagem Externa, no entanto
esta redução pode ser considerada desprezível, não interferindo de forma
significativa no feixe útil, pois o equivalente de dose ambiente no isocentro devido a
é na ordem de Gy e a redução do equivalente de dose ambiente ocorreu
aproximadamente 10
-3
menor, portanto, pode-se considerar que essa atenuação é
desprezível para o feixe terapêutico.
5.2.2 EQUIVALENTE DE DOSE AMBIENTE DEVIDO A FÓTONS H*(10)
f.
Quanto ao equivalente de dose ambiente devido a fótons, os resultados
mostram que a Blindagem Externa, apesar da possibilidade de gerar fótons pela
reação (n,γ), não os gera de forma suficiente para aumentar o H*(10)
f
, ocorrendo, na
verdade, o inverso, ou seja a diminuição do H*(10)
f
. Isso pode ser explicado pela
capacidade de blindagem exercida pelo polietileno para fótons que, embora
pequena, foi o suficiente para blindá-los a ponto de reduzir o H*(10)
f
. Em um ponto,
(40,0,0) ocorreu um acréscimo de dose, na ordem de 46,47%, estranhamente, no
eixo X, observa-se que, sem as blindagens, ocorre um aumento de H*(10)
f
a medida
que se afasta do isocentro, onde esperar-se-ia o contrário. Esse comportamento
67
pode indicar alguma falha no modelo de Mao, modificado por Rebello,
particularmente no que se refere aos H*(10)
f
calculados nessa região específica.
Dessa forma torna-se difícil chegar a conclusões mais precisas. Sugere-se estudos
futuros mais detalhados.
5.2.3 COMPARAÇÃO DA REDUÇÃO DO H*(10)
n
ENTRE A BLINDAGEM EXTERNA
E O MLS
O efeito da redução do H*(10)
n
proporcionado pela Blindagem Externa é inferior
ao apresentado pelo sistema MLS. Isso se explica devido a:
- O MLS foi idealizado considerando a carcaça do cabeçote totalmente fechada,
evitando, assim, a fuga de nêutrons pela parte superior do mesmo e a Blindagem
Externa foi idealizada considerando uma blindagem lateral e inferior do cabeçote, o
que permite a fuga de nêutrons pela parte superior do cabeçote que, espalhados
pelo ar e pelas paredes da sala de radioterapia, retornam ao plano do paciente,
aumentando o H*(10)
n
nessa região.
- As espessuras do MLS sob o cabeçote do acelerador linear é 8cm e a da
Blindagem Externa é 5 cm. Possuindo uma espessura maior de blindagem, o MLS
torna-se mais eficiente.
- O MLS trabalha acoplado ao MLC evitando assim qualquer fuga de nêutrons
da região inferior do MLC diretamente para o ar, o que não ocorre com a blindagem
externa, pois sendo esta afastada do MLC, existe a possibilidade de fuga de parcela
dos nêutrons na região situada entre o MLC e a Blindagem Externa.
5.2.4 CONCLUSÕES FINAIS E SUGESTÕES
Pode-se considerar que os resultados obtidos atenderam plenamente às
condições pré-estabelecidas no início dos trabalhos desta dissertação. Essas
condições são:
68
•
A Blindagem Externa, com sua concepção de posicionamento externo à
carcaça do cabeçote, certamente permitirá sua implementação mais
simples que o MLS.
•
Tendo em vista que a Blindagem Externa possui apenas 5 cm de
espessura, verifica-se que ela não diminui significativamente a distância
livre do movimento do gantry em relação ao paciente e que certamente
não irá interferir no posicionamento do paciente, no entanto não se pode
afirmar que em qualquer situação isso ocorrerá, pois pacientes muito
obesos podem ter dificuldades no tratamento.
•
Pelos resultados obtidos, verifica-se que a Blindagem Externa não
interfere significativamente no feixe terapêutico.
•
Os resultados calculados fora do isocentro, ou seja, nos tecidos sadios,
tiveram uma redução considerável no H*(10)
n
.
Portanto, diante do atendimento aos quesitos pré-estabelecidos na idealização
inicial da Blindagem Externa, verificou-se que a mesma atende de forma satisfatória
a todos eles, dessa forma pode-se considerar sua viabilidade. Essa possibilidade
otimista, indica um caminho positivo, no sentido de estimular um estudo mais
aprofundado desse novo sistema, voltado para um possível projeto executivo e
futura implementação real em um Linac. A Blindagem Externa poderá ser,
futuramente, considerada como um importante item de segurança a ser utilizado nos
aceleradores lineares.
Para futuros novos trabalhos, além dos citados anteriormente, sugere-se uma
análise do efeito da Blindagem Externa na dosimetria interna de órgãos próximos ao
isocentro e a avaliação da influência do efeito da blindagem em regiões afastadas do
plano do paciente, particularmente na área do labirinto, considerando, inclusive,
vários ângulos de inclinação do gantry.
69
6 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
CHUNG, K. C., “Introdução a física nuclear”, Rio de Janeiro, Ed, UERJ, 288p.
2001.
LAMARSH, J, C., “Introduction to reactor theory”, Addision-Wesley publishing
company, 1978.
CASTRO, R, C., “Calculo de dose equivalente em órgãos devido a fotonêutrons
gerados em aceleradores lineares clínicos”. UFRJ – COOPE – PEN. Teste
de Mestrado em Ciências em Engenharia Nuclear, Rio de Janeiro: COPPE-
UFRJ, 2005.
International Comission on Radiological Units and Measurements, “Radiation
Quantities and Units”, ICRU Publication 33, Woodmont Ave, Bethesda, USA,
1980.
International Commission on Radiological Protection, “Recommendations of the
International Commission on Radiological Protection”, ICRP Publication 60,
New Your, Pergamon Press, USA, 1991.
ROQUE, H. S., Cálculo de PDP do acelerador linear Varian 2300 C/D, operando
a 18 MV, através da simulação em Monte Carlo usando o código MCNP 5”,
XII encontro de modelagem computacional, ISBN 978-85-61433-01-7, Rio de
Janeiro, Brasil, 2009.
SINGLETERRY JR, R. C., THIBEAULT, S. A., “Materials for low-energy neutron
radiation shielding”, NASA/TP-2000-210281, 2000.
DA SILVA, A. X., CRISPIM, V. R., “Shielding desing studies for irradiator system
base on a Cf-252 source”, Radiation Dosimetry, Vol 95. No 4.pp.333-338,
2001.
70
REBELLO, W. F., Silva, A. X., Facure, A., “Multileaf Shielding Against Neutrons
Produced by medical linear accelerators”, Radiation Protection Dosimetry,
pp1-7, 14 Nun, 2007.
MAO, X. S., KASE. K. R., LIU, J. C., NELSON, W. R., KLECK, J. H., JOHNSEN, S.,
“Neutron sources in the Varian Clinac 2100C/2300C medical accelerator
calculated by the EGS4 code”, Health Phys. Apr:72(4):524-9, 1997.
REBELLO, W. F. ; A. X. Silva ; Facure. A. . “Multileaf Shielding Design Against
Neutrons Produced by Medical Linear Accelerators”. Radiation Protection
Dosimetry, v. 128, p. 227-233, 2008
REBELLO, W. F., “Blindagem para a proteção de pacientes contra nêutrons
gerados nos aceleradores lineares utilizados em radioterapia”, Tese de
Doutorado da COPPE / UFRJ, VII, 78p. 29,7, 2008.
TELES, L. F. K., BRAZ. D. LOPES, R. T., DA SILVA, A X. OSTI. N., ~Simula;’ao
por Monte Carlo dos feixes de 6 e 15 MV do CLINAC 2100 utilizando o
código MCNP 4B”, Santos, SP, Brazil, international Nuclear Atlantic
Conference - INAC, 2005.
ROGERS, D. W. O., BAGHERI, D. S., “Monte Carlo calculation of nine
megavoltage photon spectra”, Med. Phys, Vol. 29 No3, 2002.
Varian Medical Systems Report. Clinac 1800, 2100C/D, 2300C/D, 2100SC 21EX &
23EX., “Radiation leakage data”, Site da Varian,
http://www.varian.com/shared/oney/pdf/12000.pdf
Livros Grátis
( http://www.livrosgratis.com.br )
Milhares de Livros para Download:
Baixar livros de Administração
Baixar livros de Agronomia
Baixar livros de Arquitetura
Baixar livros de Artes
Baixar livros de Astronomia
Baixar livros de Biologia Geral
Baixar livros de Ciência da Computação
Baixar livros de Ciência da Informação
Baixar livros de Ciência Política
Baixar livros de Ciências da Saúde
Baixar livros de Comunicação
Baixar livros do Conselho Nacional de Educação - CNE
Baixar livros de Defesa civil
Baixar livros de Direito
Baixar livros de Direitos humanos
Baixar livros de Economia
Baixar livros de Economia Doméstica
Baixar livros de Educação
Baixar livros de Educação - Trânsito
Baixar livros de Educação Física
Baixar livros de Engenharia Aeroespacial
Baixar livros de Farmácia
Baixar livros de Filosofia
Baixar livros de Física
Baixar livros de Geociências
Baixar livros de Geografia
Baixar livros de História
Baixar livros de Línguas
Baixar livros de Literatura
Baixar livros de Literatura de Cordel
Baixar livros de Literatura Infantil
Baixar livros de Matemática
Baixar livros de Medicina
Baixar livros de Medicina Veterinária
Baixar livros de Meio Ambiente
Baixar livros de Meteorologia
Baixar Monografias e TCC
Baixar livros Multidisciplinar
Baixar livros de Música
Baixar livros de Psicologia
Baixar livros de Química
Baixar livros de Saúde Coletiva
Baixar livros de Serviço Social
Baixar livros de Sociologia
Baixar livros de Teologia
Baixar livros de Trabalho
Baixar livros de Turismo
