ISSSD 2017 Proccedings Volume 2

ISSSD 2017 XVII INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON SOLID STATE DOSIMETRY Host PROCCEDINGS Volume 2 Santo Domingo, Dominican Republic September 26th to 30th, 2017 ISSSD 2017 Organizing Committee Emma Kareline Encarnación Encarnación President Antonio Almonte, Modesto Sosa Edith Paulino, Juan Azorín Denia Cid, Hector Rene Vega-Carrillo Héctor Lee, Miguel Vallejo Félix Cid, Francisco Medina Leonardo Peguero, Cristian González i ISSSD 2017 International Scientific Committee Hector Rene Vega-Carrillo Chairman Teogenes Augusto da Silva (Brazil), Marco Aurelio de Sousa Lacerda (Brazil) Telma C. Ferreira Fonseca (Brazil), Eduardo Villareal Barajas (Canada) Segundo A Martínez Ovalle (Colombia), Mercedes Díaz Lagos (Colombia) Emma Kareline Encarnación Encarnación (Dominican Republic) Melvin Arias (Dominican Republic), Antonio Almonte (Dominican Republic) Juan Manuel López (Dominican Republic), Pascual Abreu Rijo (Dominican Republic) Ahmed El-Khayatt (Egypt), Vishwananth P Singh (India), Rahim Khabaz (Iran) Claudio Furetta (Italy), Teodoro Rivera Montalvo (Mexico), José Guzmán Mendoza (Mexico) Consuelo Letechipía de León (Mexico), Enrique Gaona (Mexico), Juan Azorin (Mexico) Teodoro Córdova Fraga (Mexico), Miguel A Salas Luevano (Mexico) Jose M Ortiz Rodríguez (Mexico), Erika P Azorin (Mexico), Silvia E Burruel (Mexico) Catalina Cruz (Mexico), Victor R Orante (Mexico), Rodolfo Bernal (Mexico) Modesto Sosa (Mexico), Pablo V Cerón (Mexico), Jorge L Benites Rengifo (Peru/Mexico) Jhonny A Benavente Castillo (Peru), Eduardo Medina (Peru), Eduardo Gallego (Spain) Roberto Méndez (Spain), Karen A Guzmán-García (Spain), Virgilio Correcher (Spain) Ahmed Ben-Ismail (Tunisia), Richard Hugtenburg (UK), David Bradley (UK/Malaysia) Manuel Arreola (USA), Nolan E. Hertel (USA), Laszlo Sajo-Bohus (Venezuela) ii i ISSSD 2017 Proccedings Volume 2 Table of Contents Romero Coripuna, R.L.; Cordova Fraga, T.; Basurto Islas, G.; Guzmán Cabrerea, R. & Castro López, J. Hipertermia generada por corrientes Foucault para tratamientos oncológicos COMSOL. 1 Quispe Huillcara, B.; Peña Vidal, J.D.; Waldo Benítez, G.; León Madrid, M.; Cerón Ramírez, P.V.; Vallejo Hernández, M.A.; Sosa Aquino, M.A. & Vega-Carrillo, H.R. Determinación Monte Carlo de dosis en cristalino y tiroides durante exámenes de Tomografía de tórax. 11 Nayl Edam, A.; Fornasier, M.R.; de Denaro, M.; Sulieman, A.; Alkhorayef, M. & Bradley, D. Quality control in dual head -cameras: Comparison between methods and softwares used for image analysis. 27 García-Durán, A.; Hernández-Dávila, V.M.; Vega-Carrillo, H.R.; OrdazGarcía, O.O. & Bravo Muñoz, I. Analizador multicanal embebido en FPGA. 39 Hernández-Mendoza, H.; Ríos-Lugo, M.J. & Romero-Guzmán, E.T. Validación de métodos para medir isótopos de uranio usando espectrometría de masas de sector magnético con fuente de plasma acoplado inductivamente. 51 Cano Sánchez, D.; Ortiz Allende, M.D.; Amarillas Saliá, L.E. & Vega-Carrillo, H.R. Visualización de partículas cargadas ionizantes. 65 i Ramírez-Romero, M.I.; García-Salinas, L.; Villacaña-Méndez, M.; HuiracheAcuña, R.; Apolinar-Cortés, J. & González-Martínez, P.R. Caracterización dosimétrica de KMgF3:Tb+PTFE. 77 Costa, K.C.; Costa, K.L.; Ladino Gómez, A.M. & Prata Mourão, A. Radiochromic film calibration for dosimetry in Computed tomography test. 85 Ballon Peralta, C.I.; Quispe Valeriano, N.Y. & Vega Ramirez, J.L.J. Optimización del código PENELOPE en lenguaje F# para la simulación del espectro de rayos x en radiodiagnóstico. 95 Vega Ramirez, J.; Humani Tapia, Y.; Mullisaca, A. & Yauri Condori, L. Caracterización de tejidos equivalentes al cuerpo humano mediante el método Monte Carlo para rayos x. 109 Flores Hernández, C.; Huerta Franco, M.R.; Sosa Aquino, M.A. & Diaz de León Morales, L.V. Evaluación del riesgo crónico por uso de radiación en personal ocupacionalmente expuesto (POE) en el área de la salud oral. 120 Cevallos-Robalino, L.E.; Guzmán-García, K.A.; Gallego, E.; García-Fernández, G. & Vega-Carrillo, H.R. Estudio mediante métodos Monte Carlo de un sistema de detección de explosivos utilizando un generador D-D y detectores de NaI(Tl). 144 Vega-Carrillo, H.R.; Esparza Hernández, A.; García Reyna, M.G.; Reyes Rivera, E.; Hernandez-Adame, L. & Rivera, T. H*(10) debida a la radiación dispersada en un LINAC de 6 MV para Tomoterapia. 168 Camargo, L.; Pérez-Cruz, L.; Cruz-Zaragoza, E.; Martínez-Ovalle, S.A. & Marcazzó, J. Optically stimulated luminescence properties of Tm3+ doped KMgF3 fluoroperovskite. 179 Figueroa, R.; Leiva, J.; Moncada, R.; Rojas, L.; Santibáñez, M.; Valente, M.; Velásquez, J.; Young, H.; Zelada, G. & Astudillo, R. Theory, simulation and experiments for precise deflection control of radiotherapy electron beams. 195 ii Lopes, J.; de Medeiros, M.P.; Garcêz, R.; Filgueiras, R.; Thalhofer, J.; Freitas Rebello, W. & da Silva, A.X. Assessment of LabSOCS as a tool for the calculation of self-attenuation coefficents in gamma spectrometry. 210 Hernández-Mendoza, H.; Ríos-Lugo, M.J.; Romero-Guzmán, E.T. & GaytánHernández, D. Cuantificación de los niveles de uranio en agua subterránea en el municipio de San Diego de la Unión México. 224 iii ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Hipertermia generada por corrientes Foucault para tratamientos oncológicos con COMSOL Romero Coripuna R L1,*, Cordova Fraga T1, Basurto Islas G1 Guzmán Cabrera R2, Castro López J3 1 Departamento de Ingeniería Física-DCI, Universidad de Guanajuato campus León Loma del Bosque N. 103, Lomas del Campestre, 37150 León, GTO, Mex. 2 Division de Ingenierías, Universidad de Guanajuato campus Irapuato-Salamanca Salamanca-Valle de Santiago Km 3.5+1.8 Km, Palo Blanco, 36885 Salamanca, GTO, Mex. 3 Universidad del Mar campus Puerto Ángel Carretera a Zipolite Km 1.5, Col. Puerto Ángel, 70902 San Pedro Pochutla, Oax. *Email: [email protected] Resumen La hipertermia generada por campos magnéticos variables es un método de potencia prometedora para la terapia oncológica, debido a que se induce apoptosis en las células tumorales a temperaturas entre 42 ° C y 45 ° C. Se sabe que un campo magnético alternante sobre las partículas de Fe3O4 de magnetita produce calor a través de tres vías: Se genera por corrientes parásitas, perdidas en ciclos de histéresis y pérdidas por relajación de magnetización; aprovechando las pérdidas de energía a través del efecto de joule y la transformación en calor, se muestra una simulación en COMSOL sobre la distribución temporal de la temperatura en sistemas biológicos transformados, para tener una estimación de las propiedades y el comportamiento del gradiente de temperatura cuando se genera hipertermia magnética en tejido transformado humano. Palabras clave: hipertermia, corrientes Foucault, cáncer, COMSOL. 1 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- Introducción En los últimos años la incorporación de la nanotecnología en el campo de la medicina es cada vez más progresiva, pues esta se manifiesta en una gran diversidad de aplicaciones, como por ejemplo la entrega de fármacos en sitios específicos, el reconocimiento de células tumorales, entre otros. Particularmente entre los procedimientos clínicos para tratamientos oncológicos se utiliza la hipertermia, mediante la cual se busca ubicar a partículas magnéticas dentro de una región tumoral en el organismo para posteriormente hacerlas interactuar con un campo magnético alterno externo, este fenómeno genera el calentamiento de las células en rangos de temperaturas de 42°C a 45 °C, lo que provoca la muerte preferencial de las células tumorales [Pankhurst et al., 2003], ya que este tipo de termoterapia con partículas magnéticas fue bien tolerada por todos los pacientes con efectos secundarios menores o sin efectos secundarios [Maier Hauff, et al., 2007]. Las partículas magnéticas tienen tamaños controlables que van desde unos pocos nanómetros hasta decenas de nanómetros, esto es una ventaja ya que se pueden sintetizar partículas que están en dimensiones comparables a las de una célula (10-100 m), posteriormente después de su activación mediante un campo magnético externo al tejido, el sistema produce también un campo eléctrico que penetra en el tejido normal e induce corrientes parásitas [Pearce, et al., 2014]. La magnitud de la corriente de Foucault depende, en parte, de la fuente del campo magnético y del tamaño de las partículas magneticas de Fe3O4. Así también se conocen tres formas diferentes de estimular a las partículas magnéticas que dependerá de ciertos parámetros, tales como el radio es decir el tamaño de la partícula, el tipo del material con el cual está recubierta, el calor puede ser generado por la relajación Neel, relajación browniana, pérdidas de histéresis, corrientes Foucault tumorales [Pankhurst et al., 2003] etc, aprovechando el control de las dimensiones de las partículas que están en el orden de m de diámetro el proceso de calentamiento se dará por efecto joule generada de corrientes parasitas superficiales. 2 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. En este trabajo se propone realizar la distribución de la temperatura en un tejido tumoral y observar cómo está evolucionando conforme pase el tiempo, esto al variar el potencial generado por corrientes superficiales Foucault en las partículas de magnetita que están en el orden de micrómetros, analizar la importancia de parámetros como número de partículas, potenciales superficiales y tiempos de estabilidad todo ello para cumplir el objetivo de que las células tumorales mueran en el rango de temperaturas de 42 °C a 45 °C. Donde la distribución de temperatura se obtiene gracias al modelo de la ecuación de Pennes. Esto se logra resolviendo las ecuaciones diferenciales de Bio-calor con el método de elemento finito, usando un programa de simulación COMSOL Multiphysics 5.2a. 2.-Materiales y métodos 2.1.- Ecuación de Biocalor La absorción de energía en el tejido canceroso proporciona el calor requerido para el aumento de la temperatura provocando la hipertermia. La ecuación de transferencia de calor es resuelta utilizando la interfaz de transferencia de Bioheat para reproducir la distribución de la temperatura en el tejido transformado. Para esta ecuación las fuentes de calor están dadas por la perfusión sanguínea y el metabolismo del sistema biológico en la ecuación clásica de transferencia de Pennes: Donde T(r,t), ρ, c, Kμ Temperatura, densidad, calor especifico y conductividad térmica del tejido respectivamente. Así como Ta(r,t), b, cb, ωb ∶ Temperatura, densidad, calor especifico y coeficiente de perfusión de la sangre arterial respectivamente, finalmente qmet(r,t) que es la 3 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. tasa de calor generado por metabolismo y el flujo de calor por conducción en el tejido está representado por . Además, se usa el acoplamiento multi-físico de la fuente de calor electromagnético representa el término fuente (W/m3) en la ecuación de calor implementada por: El calentamiento resistivo (calefacción óhmica) debido a la corriente eléctrica es: donde es la densidad de corriente (A/m2) y E es la intensidad del campo eléctrico (V/m), expresadas como y respectivamente. 2.2.- Modelo computacional El efecto de las corrientes de Foucault es una disipación de la energía por efecto Joule. Estas pérdidas son interesante aumentarlas para realizar una producción del calor en rangos de temperaturas deseadas por inducción, para poder visualizar esto el diseño de la geometría tridimensional fue la constitución inicial de 2 esferas de 300 µm y 5 µm de radio quien representa el tejido con cáncer y la partícula de Fe3O4 respectivamente, el número de partículas magnéticas de magnetita Fe3O4 son variables en números de 1, 8 y 27 esto con el objeto de realizar el análisis de las evoluciones temporales de temperatura, el enmallado fue el más fino, el tercero más pequeño dentro de un rango de 9 tipos de enmallado que van desde extremadamente fino hasta extremadamente gruesa. 4 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. En la Figura 1 se muestra el arreglo computacional para 27 partículas de magnetita, los máximos y mínimos de temperaturas registradas para un potencial de 15 V generadas en las superficies debido a las corrientes Foucault de estas partículas. Figura 1: Plano de análisis mostrando la distribución de temperatura para 27 partículas de Fe3O4 (magnetita). Llegando a un máximo de 46.3 °C en temperatura, con un potencial de 15V. Las propiedades termo físicas y termoeléctricas [John Pearce, Alicia A. P and Jack H 2017] definidas para el modelo son mostradas en las tabla 1 y tabla 2, para caracterizar a las geométricas que representan tanto el tejido tumoral como las micro-partículas magnetitas Fe3O4. Tabla 1: Propiedades termo físicas para partícula de Fe3O4 y tejido tumoral, empleadas en el modelo tridimensional usando el COMSOL. Fe3O4 Conductividad térmica K(W/mk) Densidad ρ (Kg/m) Capacidad térmica a presión constante C(J/KgK) 3.85 Comsol Comsol tejido tumoral 0.52 1079 3540 5 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 2: Propiedades termoeléctricas para partícula de Fe3O4 y tejido tumoral Fe3O4 Conductividad eléctrica (S/m) Permitividad relativa ε Factor de frecuencia A(1/s) Energía de activación dE (J/mol) 1.11 186 --- tejido tumoral 0.333 1 7.39E39 2.58E5 3.- RESULTADOS Se han colocado 3 sensores en posiciones visuales gráficamente muy cercano (T1), alejado (T2) y muy alejado (T3) con respecto al conjunto de partículas magnéticas Fe3O4, en las cuales se registran las temperaturas para 12 voltajes diferentes, esto en tabla 3. Tabla 3: Temperaturas máximas registradas para 1, 8 y 27 partículas magnéticas de Fe3O4 en función de la variación del potencial en tres puntos diferentes de la geometría tridimensional; donde T1, T2 y T3 son los sensores colocados muy próximo, alejado y muy alejado respectivamente del conjunto de partículas Fe3O4. Para ver el efecto de la evolución de las temperaturas en 3 sistemas diferentes, es decir para 1, 8 y 27 partículas magnéticas de Fe3O4, se grafican estas temperaturas en función del potencial superficial aplicado sobre las partículas magnéticas, donde el registro de las temperaturas se realizó con la colocación visual de 3 termómetros cercano, alejado y muy alejado del conjunto de partículas presentes para cada sistema, esto se observa en la figura 2, figura 3 y figura 4. 6 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 54 52 MNp Fe3O4 8 MNps Fe3O4 27 MNps Fe3O4 50 Temperatura(°C) 1 48 46 44 42 40 38 36 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 Potencial (V) Figura 2: Curvas características de las temperaturas promedios T (°C) en función del potencial para un arreglo de 1, 8 y 27 partículas magnética para el sensor de temperatura 1 colocada visualmente muy próximo a la partícula magnética de Fe3O4. 7 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 48 1 MNp Fe3O4 8 MNps Fe3O4 46 Temperatura (°C) 27 MNps Fe3O4 44 42 40 38 36 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 Potencial (V) Figura 3: Curvas características de las temperaturas promedios T (°C) en función del potencial para un arreglo de 1, 8 y 27 partículas magnética para el sensor de temperatura 2 donde la ubicación del sensor es alejada del arreglo de las partículas magnéticas de Fe3O4. 42.0 41.5 41.0 1 MNps Fe3O4 8 MNps Fe3O4 27 MNps Fe3O4 Temperatura (°C) 40.5 40.0 39.5 39.0 38.5 38.0 37.5 37.0 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 Potencial (v) Figura 4: Curvas características de las temperaturas promedios T (°C) en función del potencial para un arreglo de 1, 8 y 27 partículas magnética para el sensor de temperatura 3 donde la ubicación del sensor es mucho más alejada del arreglo de las partículas magnéticas de Fe3O4. 8 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Se observa que en cuanto mayor es la cantidad de partículas es más fácil llegar a las temperaturas deseadas, así también estas dependen del potencial y se observan que hay variaciones considerables en los tiempos de estabilidad con respecto a cada sistema. 4.- Discusión Nuestros resultados muestran la importancia del conocimiento de las siguientes variables; la cantidad de partículas magnéticas, el potencial superficial generado por las corrientes Foucault y los tiempos de estabilidad. Ya que los resultados indican que a mayores potenciales generados por las corrientes Foucault en las superficies de las magnetitas Fe3O4, las diferencias de temperaturas son mayores. Se observa una relación entre el potencial y el número de partículas magnéticas que pueden ser usadas según la conveniencia del problema. Así cómo es posible llegar al rango de temperaturas para generar apoptosis celular controlando los potenciales generados por estas corrientes parasitas en las superficies. Referencias Pankhurst Q A et al (2003). Applications of magnetic nanoparticles in biomedicine, J. Phys. D: Appl. Phys. 36: R167–R181 Klaus Maier Hauff, et al (2007). Intracranial thermotherapy using magnetic nanoparticles combined with external beam radiotherapy: Results of a feasibility study on patients with glioblastoma multiforme, J Neurooncol 81: 53–60 John Pearce,et al (2014). Magnetic Heating of Nanoparticles: The Importance of Particle Clustering to Achieve Therapeutic Temperatures. Journal of Nanotechnology in Engineering and Medicine, 4 9 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. S. Kayal, R.V. Ramanujan (2010). Doxorubicin loaded PVA coated iron oxide nanoparticles for targeted drug delivery, Materials Science and Engineering C 30 (2010) 484–490. George Morris M D (1952). Therapeutic application of heat: its uses and abuses. The new England Journal of medicine, pensilvania. Gilchrist R K (1957). Selective Inductive Heating of Lymph Nodes, From the Surgical Research Laboratories,Chicago, Illinois, pensilvania. Pennes, H H (1948). Analysis of tissue and arterial blood temperatures in the resting human forearm. J Appl Physiol., 1 (2): 93-122 Bagaria H G, Johnson D T (2005).. Transient solution to the bioheat equation and optimization for magnetic fluid hyperthermia treatment. International Journal of Hyperthermia, 21 (1): 57-75. Andra et al (1999). Temperature distribution as function of time around a small spherical heat source of local magnetic hyperthermia, Journal of Magnetism and Magnetics materials, 194, 197-203 Yu Yuan et al (2012). A heterogeneous human tissue mimicking phantom for RF heating and MRI thermal monitoring verification. Phys Med Biol, , 57 (7): 2021–2037. Rosensweig R E (2002). Heating magnetic fluid alternating magnetic field. Journal of magnetism and magnetic material., 252: 370-374. Hasgall P A, et al., (2015). IT’IS Database for thermal and electromagnetic parameters of biological tissues,Version γ.1, www.itis.ethz.ch/database . Dariush Sardari and Nicolae Verga, Çancer Treatment with Hyperthermia. Carol Davila University of Medicine and Pharmacy, Bucharest, Iran, Romania. Samir Taloub et al, FEM Investigation of Coated Magnetic Nanoparticles for Hyperthermia: Nanoscience and Nanotechnology 2016, 6 (1A): 55-61 John Pearce, Alicia A. P and Jack H (2017). Numerical Model Study of In Vivo Magnetic Nanoparticle Tumor Heating, journa 1558-2531. 10 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Determinación Monte Carlo de dosis en cristalino y tiroides durante exámenes de Tomografía de tórax Basilia Quispe Huillcara1,*, José Domingo Peña Vidal1, Georgina Waldo Benítez1 Manuel León Madrid1, Pablo Cerón Ramírez1, Miguel Ángel Vallejo Hernández1 Modesto Sosa Aquino1, Héctor René Vega-Carrillo2 1 División de Ciencias e Ingenierías de la Universidad de Guanajuato Loma del Bosque #103, Lomas del Campestre, C.P. 37150, León, Gto., México. 2 Unidad Académica de Estudios Nucleares de la Universidad Autónoma de Zacatecas Ciprés #10, Fraccionamiento La Peñuela, Zacatecas, México *Email: [email protected] Resumen La Tomografía Computarizada (TC) es un método de diagnóstico por imágenes que deposita mayores dosis que otros métodos de radiodiagnóstico. El conocimiento del espectro de los rayos X es importante, ya que está en función directa con la dosis absorbida por el paciente. En este trabajo se estimó el espectro de los rayos X, producidos durante la interacción de electrones monoenergéticos de 130 keV con blanco de Tungsteno, con la finalidad de determinar sus características energéticas a 50 cm del punto focal. El estudio se hizo mediante métodos Monte Carlo con el código MCNP5 donde se modeló el tubo de rayos X de un tomógrafo Siemens SOMATOM Perspective del Hospital General Regional de León, México. En los cálculos se usaron 3x108 historias y se obtuvo una incertidumbre relativa menor al 0.1%. También, se modeló un maniquí de cuello con tiroides, tórax y cabeza que incluyó el ojo, la mesa y gantry con apertura de 70 cm del tomógrafo. Como término fuente se usó el espectro de los rayos X calculado con espesor de corte de 10 mm limitados por colimadores de Pb. El protocolo de exploración de rutina del servicio radiológico fue utilizado para la TC de tórax, el método paso a paso o disparo instantáneo fue simulado moviendo las coordenadas del maniquí para cada corte y movimiento de rotación continuo de 360°. Se usaron 36 posiciones del tubo de rayos X en pasos de 10°. La radiación dispersada en el tórax deposita una dosis de 2.063 mGy en cristalino y 252 mGy en tiroides. Palabras clave: Espectro de Rayos X; Monte Carlo; MCNP5; TAC. 11 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCCIÓN El estudio de la interacción de los fotones con la materia es importante en varios campos de la Física tales como Física de Altas Energías, Física Nuclear, Física de Radiaciones, pero especialmente en la Física Médica. En este último caso y en particular en Radiodiagnóstico es fundamental conocer la cantidad de energía depositada en el medio (tejido humano) [Azorín, 2009]. Los exámenes Tomografía computarizada (TC) experimentaron un aumento acentuado en los últimos años y la calidad de las imágenes está asociada a la dosis absorbida por el paciente. Aproximadamente en una radiografía de tórax el paciente recibe una dosis de 0.02 mSv, que es equivalente a 2.4 días de radiación de fondo natural, mientras que en una exploración por TC se recibe una dosis de 10 mSv, lo que equivale a la dosis que se recibe en 3.3 años por la radiación de fondo o a la dosis que se recibe en 500 radiografías de tórax [Baeza et al., 2003]. El control de calidad de imágenes está asociado a la optimización de las dosis absorbidas por los pacientes. De modo que, la preparación de los físicos en el área de simulación y métodos experimentales, en lo referente a partículas y radiación constituye un punto de partida para el mejoramiento de la calidad de estos servicios médicos [Da Silva, 2011]. La energía de fotones utilizados en radiodiagnóstico (20 a 150 keV) provocan procesos de interacción con los materiales biológicos: interacción fotoeléctrico e interacción Compton en la primera representa la absorción total del fotón, y en la segunda el fotón no es absorbido sino sigue su trayectoria tras múltiples colisiones que provocan múltiples desviaciones de su trayectoria, ello dará lugar a la radiación dispersa. Esta radiación puede ser emitido en cualquier dirección, es la causa principal de la irradiación de partes del cuerpo del paciente no sometidos al examen, de profesionales, trabajadores y público en general [Alcaraz, 2002]. La radiación dispersa en pruebas de servicio de radiodiagnóstico se produce cuando el haz primario de rayos X interactúa con el paciente, esta hace un efecto rebote en el cuerpo y sale 12 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. dispersado en muchas direcciones al azar [Radioblog Rx, 2015]. En un examen de TC de tórax el cuerpo se expone a los rayos X (130 kV) irradiando cortes delgados (0.6 mm hasta 10 mm) que propician la radiación dispersa de rayos X sobre la superficie del cuerpo del paciente que alcanzan otras partes del cuerpo que son radiosensibles como es; la tiroides, gónadas, glándulas salivales, cristalino y cerebro. Con el fin de evaluar los niveles de dosis en pacientes sometidos a exámenes por TC Flores [1998] colocó dosimetros TLD-100 en las regiones del ojo, tiroides, pecho y ombligo de pacientes sometidos a TC de tórax con un tomógrafo ELSCINT y encontró que la dosis promedio fue de 1.45 mGy para el cristalino y 29.10 mGy en la tiroides. También, Belinato [2016] mediante el código MCNPX estudió la dosis absorbida en órganos internos de pacientes sometidos a exámenes de PET/CT. En su estudio usó fantomas antropomórficos computacionales que incluían los órganos de pacientes adultos y pediátricos expuestos a la radiación de equipos de GE y Siemens. Las dosis efectivas estimadas en adultos debido al haz de rayos X, son responsables de 14.2% y 26.3% de la dosis efectiva total en un examen PET/CT realizado en equipos de GE y Siemens. El método Monte Carlo se considera un método experimental más que un método numérico ya que se realiza un modelo sobre el cuál se transportan las partículas tal y como ocurre en la naturaleza. El transporte se hace utilizando funciones de distribución que describen los diferentes procesos involucrados en el transporte de partículas. Estas funciones de distribución son muestreadas al azar utilizando números aleatorios. Después de simular el transporte de un número grande de partículas, en el Monte Carlo se obtienen valores promedio de los procesos [Vega-Carrillo, 2017]. El objetivo de este trabajo fue determinar la dosis absorbida en cristalino y tiroides de pacientes, debida a la radiación dispersada, sometidos a un examen de TC de tórax simple empleando el código de Monte Carlo N-Particle Transport (MCNP). 13 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.- MATERIALES Y METODOS Para estimar la dosis en cristalino y tiroides que recibe un paciente durante un examen radiológico con TC se usó el código MCNP5 [X-5 Monte Carlo Team, 2003]. Para lo cual se construyó un modelo que representa al tomógrafo Siemens Somatom Perpective del Hospital General Regional de León, México, que se muestra en la figura 1, y un modelo simple del paciente. Fig. 1 Tomógrafo Somatom Perpective del Hospital General Regional de León. El tomógrafo cuenta con 64 detectores y las condiciones de trabajo son 130 kVp de voltaje y 70 mAs de corriente. El tubo de rayos X tiene un blanco de tungsteno. Para un examen de tomografía de tórax simple se usan protocolos de exploración establecidos para el topograma donde la corriente es de 25 mA como se muestra en la Fig. 2. Para la exploración helicoidal, se usa una corriente de 70 mAs. En ambos casos el pitch es de 1 cm, como se observa en la Fig. 3. 14 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 2 Protocolo para la exploración del Topograma. Fig. 3 Protocolo para la exploración helicoidal. 15 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.1 Espectro de rayos X El modelo del tubo de rayos X se modeló mediante un cilindro que contiene la fuente de electrones, el blanco y el soporte de éste. El término fuente de electrones se modeló como un disco de 0.07 cm de radio que emite unidireccionalmente los electrones, que se muestra en la Fig. 4, la distancia entre la fuente de electrones y el blanco de W se modelo de 10 cm. El blanco se modeló como disco inclinado de 2 mm de espesor adherido a un cilindro de Cu, el ángulo de inclinación del blanco respecto a la vertical fue de 17°. En el modelo se incluyó un filtro de 3 mm de espesor de Al para representar el filtro inherente del equipo. Para estimar el espectro de rayos X, al modelo se le incluyó una celda esférica con aire 3 cm de radio ubicada a 50 cm del punto focal lleno de aire. Todo el modelo se insertó en una celda en forma de cono truncado también con aire. En la figura 5 se muestra el modelo completo. Fig. 4 Modelo del tubo de rayos X del tomógrafo. El espectro de rayos X se usó con tally F5 que permite estimar la fluencia de fotones en un detector puntual o anular [X-5 Monte Carlo Team, 2003 ]. 16 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 5 Modelo del tubo de rayos X y el detector. El software SpekCalc (ver Fig. 6) fue usado para calcular el espectro de rayos X. El espectro fue obtenido para blanco de tungsteno, con un voltaje 130 kVp en el tubo, ángulo blanco de 17°, filtros de 3 mm Al y a 50 cm de distancia en aire. Fig. 6 Espectro de rayos X obtenido con el programa SpekCalc. 17 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.2 Modelo del paciente Con el fin de representar al paciente se usó el fantoma o maniquí de persona adulta considerando para la cabeza una esfera de 9.23 cm de radio, el cuello un cilindro de radio de 6.4 cm y 15 cm de largo, el tórax un cilindro también de 17.35 cm de radio y largo de 30 cm [Randal, 2007], para la esferas de los ojos de radio de 1.22 cm, cristalino una esfera de 0.93 cm radio a una profundidad de 3 mm de la superficie del ojo [Asadi et al., 2015], la tiroides se considero un geometría de semi cilíndrica de radio 3 cm y largo 6.6 cm como se observa en la Fig. 7 de color verde [White, 1993] y finalmente la mesa del paciente 50x160x5 cm. Seguidamente se definieron las respectivas celdas como se observa en la Fig. 7 en los cuales se consideraron los materiales proporcionados los la ICRP y ICRU para el tejido equivalente, cristalino, tiroides y poliestireno - policarbonato para la mesa del paciente. Fig. 7 Geometría del fantoma en MCNP para medir dosis en el cristalino y tiroides. El eje axial del fantoma de ubicó en el isocentro del tomógrafo Somaton Perpective de 53.5 cm (distancia punto focal del tubo de rayos X al isocentro) extraído de datos técnicos, como se observa en la Fig. 8. Para definir el espesor de corte de 10 mm, se consideró colimadores de Pb de espesor de 1.56 cm. 18 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 8 Geometría del colimador y posición del fantoma respecto al tubo de rayos X. Para obtener la dosis absorbida por el cristalino y la tiroides se usó el el tally F6 que determina cuanta energía es depositada en una celda en MeV/g. Para estimar la dosis debido a la radiación dispersada durante una tomografía de tórax simple se realiza dos exploraciones (topograma y helicoidal). En la exploración del topograma la fuente se mantiene en una sola posición mientras se desplaza la mesa del paciente (ver a) y b) Fig. 9). Mientras en la exploración helicoidal el tubo de rayos X está en movimiento de rotación continuo de 360° irradiando en todo momento. El MCNP no simula movimientos por lo que se consideró 36 posiciones del tubo de rayos X en pasos de 10° (ver c) Fig. 9). Para calcular la dosis absorbida en el cristalino y la tiroides a partir de los datos obtenidos por MCNP con tally F6 se consideraron las siguientes ecuaciones [Marques de Sousa, 2010]: DosisTotal  [(TallyF 6) i x1.6 x10 10 x6.25 x1015 x25mAsx0.01] n (1) i DosisTotal   [(TallyF 6) i x1.6 x10 10 x6.25 x1015 x70mAsx0.01] 36 (2) i 19 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. donde se consideró: n es el número de corte, 1.6x10-10 es un factor de conversión MeV/g a J/Kg, 6.25x1015 es el número de electrones en 1 mAs y 0.01 es la eficiencia en la producción de fotones del tubo de rayos-X (99% producción de calor para Z=74) [Marques de Sousa, 2010]. Fig. 9 a) y b) movimientos para el topograma y c) movimiento para la exploración helicoidal. 3.- RESULTADOS En la Figura 10 se muestran los resultados del espectro de rayos-X, con blanco de W, calculados con MCNP5 para energía de electrones de 130 keV, los cuales presentaron un error relativo R menor al 0.2% para 3x108 historias. Se observa que presenta el espectro continuo o Bremsstrahlung así como los espectros discretos de los rayos X característicos Kα y K . 20 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 10 Espectro de los rayos X producidos durante la interacción entre electrones de 130 keV con blanco de W. En la Tabla 1, se muestran los valores de los diferentes picos de la radiación característica para el blanco tungsteno, los cuales se compararon con valores teóricos del Instituto Nacional de Estándares y Tecnología [NIST, 2017]. También se incluye la variación porcentual de los resultados obtenidos con el MCNP5 respecto a los del SpekCalc. El espectro obtenido por MCNP5 para el blanco de tungsteno se comparó con el espectro obtenido con el programa SpekCalc. En la Fig. 11 se muestra la comparación entre el espectro teórico y el simulado a 130 keV. En la Fig.11 se observa que el espectro simulado utilizando MCNP5 se ajusta al espectro de SpekCalc aunque existan pequeñas diferencias visibles, estas diferencias producen un valor de RMS de 0.044. 21 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 1 Las energías de las transiciones que produce la radiación característica del espectro Rayos X. Blanco Transición NIST MCNP5 Variación [keV] [keV] MCNP5/NIST [%] W KL2(Kαβ) 57.982 58.398 ± 0.420 0.717 KL3 (Kα1) 59.319 59.781± 0.467 0.779 KM2(K γ) 66.952 67.388± 0.438 0.651 KM3(K 1) 67.245 69.463± 2.292 3.298 Fig. 11 Espectro teórico y simulado para 130keV. Utilizando el espectro obtenido por MCNP se realizó las mediciones de la dosis en el cristalino y la tiroides para la exploración del topograma con 107, para espesores de corte de 10 mm para 20 cortes (Fig. 12), ya que después de este los valores la dosis se aproxima a cero y se obtuvieron valores negativos para tally F6 en las celdas respectivas. 22 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 12 Dosis en la tiroides para 20 cortes y la curva de ajuste. Utilizando las ecuaciones (1) y (2) se calcularon las dosis por radiación dispersa 0.00297 mGy en el cristalino y 0.31 mGy en la tiroides para el topograma, para la exploración helicoidal la dosis de 0.43 mGy en el cristalino y 52.6 mGy en la tiroides, correspondientes para una rotación de 0° a 360° (Primer corte). Para dosis total correspondiente a la exploración helicoidal se consideraron los datos del ajuste de la Fig. 12 y se obtuvieron las dosis para los cortes consecutivos como se muestra en la Fig.13. Fig. 13 Variación de la dosis dispersa en el cristalino y la tiroides para TC de tórax. 23 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. La dosis absorbida debido a la radiación dispersa en un examen de TC de tórax simple es 2.06 ± 0.26 mGy para el cristalino y 252.02±10.34 mGy en la tiroides. 4.- CONCLUSIONES Mediante métodos Monte Carlo se ha obtenido los espectros de los rayos X generados durante la interacción de electrones monoenergéticos de 130 keV, utilizado por el tomógrafo Siemens Somatom Perpective del Hospital General Regional de León, México, con blanco de W. Los espectros calculados presentan el espectro continúo debido al Bremsstrahlung y los rayos X característicos del blanco resulto ser similar a los valores del NIST. Se comparó la producción de rayos X del modelo en MCNP5 con el software SpekCalc, donde se encontró una diferencia no significativa. La radiación dispersada que alcanza las estructuras del cristalino y la tiroides durante un examen de TC de tórax simple con el tomógrafo Somatom Perpective del hospital General de León México deposita una dosis. La dosis absorbida debido a la radiación dispersa en un examen de TC de tórax simple es 2.06 mGy para el cristalino y 252.02 mGy en la tiroides. De acuerdo con los modelos empleados para la simulación se obtuvo una sobre estimación en la dosis medida en la tiroides, lo cual será pendiente a una explicación futura. 24 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. REFERENCIAS Alcaraz M. (2002), Bases físicas y biológicas del radiodagnóstico médico. Servicio de publicaciones de la Universidad de Murcia. Pp. 21-36. Asadi S., Vaez-zadeh M. & Masoudi S.F. (2015). Gold nanoparticle-based brachytherapy enhancement in choroidal melanoma using a full Monte Carlo model of the human eye, Journal of Applied clinical Medical Physics 16: 344-357. Azorín C.G. (2009). Simulaciones de la interacción de fotones en la materia usando el Método Monte Carlo. Tesis del Centro de Investigación en Ciencia Avanzada y Tecnología Aplicada-IPN, México. Baeza M., Calzado A., Morán L.M. & Rodriguez R., (2003). Estimación de dosis de Tomografía Computarizada en cinco centros para irradiaciones frecuentes en cinco áreas anatómicas, Revista de Física Medica 4: 7-17. Belinato W. (2016). Dosimetria de pacientes adultos y pediátricos empleando método de Monte Carlo en PET/CT, Tesis de la Universidad Federal de Sergipe, São Cristóvão, Brasil. Da Silva I.K. (2011). Estudo por Monte Carlo de espectros de raios X de radiodiagnóstico para aplicações na Física Medica. Tesis de la Universidade Estadual de Santa Cruz, Ilhéus Bahia, Brasil. Flores W. Borges J.C. & Mota H., (1998), Evaluación de dosis en diagnóstico por Tomografía Computarizada. Universidad Federal de Rio de Janeiro, Rio de Janeiro, Brasil. ICRP. (2996). Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation, ICRP Publicación 74. Annals of the ICRP 26: 159-205. Marques de Sousa D.F.C. (2010). Medição e cálculo, utilizando simulações Monte Carlo, das doses em exames de Tomografia Computorizada, Tesis de la Universidad Nova de Lisboa, Portugal. NIST. [Online]. X-ray Transition Energies Database, <http://www.physics.nist.gov/PhyRefData/>. National Institute of Standards and Technology. [Reviewed on Oct., 2017]. 25 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Serrao J.I. (2013). Simulações Monte Carlo da redução da dose no cristalino e na tiroide em exames de Tomografia Computorizada utilizando protecçoes de bismuto. Tesis de la Universidad Nova de Lisboa, Portugal. Shultis J.K. & Faw R.E. (2008). An MCNP primer. Kansas State University. USA. Radioblog Rx. [En linea]. Radiación dispersa en pruebas de servicio de radiodiagnostico. <http://radioblogrx.blogspot.mx/2015/03/radiacion-dispersa-en-pruebas-de.html>. [Revisado en Oct., 2017]. Vega-Carrillo H.R. (2017). Introducción al Método Monte Carlo y al código MCNP. Documento: UaEN/07/CA1-UAZ/02140317. Universidad Autónoma de Zacatecas, México. Pp. 1-65. X-5 Monte Carlo Team. (2003). MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, versión 5, Los Álamos National Laboratory. Estados Unidos. Randal P. Ch. (2007). Relationship between head mass and circumference in human adults. Applied Biomechanics Laboratory Technical report. University of Washington. USA. White D.R. (1993). The design and manufacture of anthropomorphic, Radiation Protection Dosimetry, 49: 359–369. 26 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Quality control in dual head γ- cameras: Comparison between methods and softwares used for image analysis Abdalrhman Nayl Edam 1,*, Maria Rosa Fornasier2, Mario de Denaro 2 Abdelmoneim Sulieman3, Mohammed Alkhorayef4,5, David Bradley5,6 1 2 *Radiation Safety Institute, Sudan Atomic Energy Commission Khartoum, Sudan Medical Physics Department, Azienda Sanitaria Universitaria Integrata Trieste (ASUITS), Italy 3 Radiology and medical imaging department, College of Applied Medical Sciences Prince Sattam bin Abdulaziz University, P.O.Box 422, Alkharj 11942, Saudi Arabia 4 Department of Radiological Sciences, College of Applied Medical Sciences King Saud University, PO Box 10219 Riyadh 11433, Saudi Arabia 5 6 Department of Physics, University of Surrey Guildford, Surrey GU2 7XH, UK Sunway University, Institute for Healthcare Development Jalan Universiti, 46150 PJ, Malaysia *E-mail: [email protected] Abstract Patient radiation dose and image quality are the main issues in nuclear medicine (NM) procedures. Currently, many protocols are used for image acquisition and analysis of quality control QC tests. National Electrical Manufacturers Association (NEMA) methods and protocols are widely accepted method used for providing accurate description, measurement and reporting of -camera performance parameters. However, no standard software is available for image analysis. The aim of this study was to compare between the vendor QC software analysis and three software from different developers downloaded free from internet; NMQC, NM Toolkit and imageJ-NM Toolkit software. The three software are used for image analysis of some QC tests for -cameras based on NEMA protocols including non-uniformity evaluation. Ten non-uniformity QC images were taken from dual head -camera (Siemens Symbia) installed in Trieste general hospital (Italy), and analyzed. Excel analysis was used as baseline calculation of the non-uniformity test according NEMA procedures. The results of the non-uniformity analysis showed good agreement between the three independent software and excel calculation (the average differences were 0.3%, 2.9%, 1.3% and 1.6% for UFOV integral, UFOV differential, CFOV integral and CFOV differential respectively), while significant 27 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. difference was detected on the analysis of the company QC software with compare to the excel analysis (the average differences were 14.6%, 20.7%, 25.7% and 31.9% for UFOV integral, UFOV differential, CFOV integral and CFOV differential respectively). NMQC software was the best in comparison with the excel calculations. The variation in the results is due to different pixel sizes used for analysis in the three software and the camera QC software. Therefore, it is important to perform the tests by the vendor QC software as well as by independent analysis to understand the differences between the values. Moreover, the medical physicist should know the pixel sizes used in each; the independent software and company QC software. The standard analysis software is needed to give the possibility to compare between the -camera systems in order to improve the image quality in NM imaging. Keywords: Quality control; gamma camera; Nuclear Medicine; Image quality. 1. INTRODUCTION The concept of quality control is primarily based on standard measurements and analysis. For gamma cameras quality controls, the NEMA publications are commonly used and provide accurate description about the measurement, analysis and the reporting of gamma camera performance parameters [NEMA 2012], but standard analysis tools are still missing in the recommendations. The analysis of Some quality control (QC) tests are not easy to perform manually, and require a long time , e.g. non uniformity, spatial resolution and linearity, and center of rotation (CoR). Moreover the accuracy and the reproducibility of the analysis are important issues. New models of SPECT/CT dual head gamma cameras are frequently equipped with QC software tools developed by the company. The use of this facility in managing the periodical QC shows the evident advantage to perform the tests directly by the equipment console, with optimization in saving working time and results record. Nevertheless, in some cases it is not so clear the processing steps and algorithm followed by the company to analysis the QC images and one could wonder if the evaluation method follows or not the analysis recommendations of the NEMA recommendations. Due to these considerations, it can be a 28 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. good practice to perform the tests by the company QC tools as well as by independent measurements in such way to find an agreement in the results. Non uniformity test is the most important test in gamma cameras performance check, usually performed daily or weekly depending on the manufacturer recommendations. The new SPECT/CT systems equipped with 57 Co source to perform the test automatically by simulating NEMA approach, but with a few differences; in the source (57Co instead of m99Tc), and the detector irradiation distance (30 cm instead of five times Field of View FOV). These differences can lead to more processing in the images after acquisition to calculate the non uniformity by the system QC software. Moreover the software of the company is not standard comparing with the other company QC software, so in this situation the uniformity performance of the gamma camera doesn’t evaluated by standard manner, and the acceptance criteria should be vary between gamma camera to other. Some authors developed independent software to analyze gamma camera non uniformity images [Rova et al., 2008; NM Tool kit 2016; Carlier et al, 2005; Kelmpa 2011; Demirkaya and Al Mazrou; 2007]. The present study was aimed to perform the analysis of integral and differential non uniformity in Useful Field of View UFOV and Central field of View CFOV for ten flood images by using three free software downloaded free from internet independently from the QC software of the SPECT/CT system based on NEMA protocol, and to compare the results. 2. MATERIALS AND METHODS The present study was conducted in Sanitaria Universitaria Integrata Trieste (ASUITS) hospital, department of Nuclear Medicine, Trieste-Italy. Dual head Siemens Symbia Intevo Excel SPECT/CT system was used in this study. The system is fully automatic collimator changing design and equipped with QC software. The basic specifications of the two detectors are show in Table (1). 29 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Table (1): Symbia SPECT/CT basic specifications. Model Intevo 16/6/2 Excel Detector Dimensions FOV 53.3 x 38.7 cm Diagonal FOV 63.5 cm Size 59.1 x 44.5 cm Diagonal 69.2 cm Thickness 9.5 mm (3/8 inch) Total number 59 Array Hexagonal Integral UFOV & CFOV ≤ γ.7 & ≤ β.λ Differential UFOV & CFOV ≤β.7 & ≤ β.5 FWHM in UFOV & CFOV ≤ 3.9 & ≤ 3.8 Crystal Photomultiplier Tubes Intrinsic Flood Field Uniformity @ 75 kcps (uncorrected) Intrinsic Spatial Resolution The system also has built-in point source 57Co for automatic QC of intrinsic non uniformity, calibration and verification measurements. Another 157Gd line source for automatic alignment and extrinsic measurements. Figure (1) shows the sources configuration and setup for the detectors irradiation in automatic non uniformity test acquisition. 30 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Point source Line source in shielding position Line source without shielding CT Gamma camera gantry Head 1 Patient couch Head 2 Fig (1): Configuration of built-in sources in Symbia SPECT/CT system. The NEMA non uniformity test images were produced in the system (10 images, every week two images for detector 1 and detector 2). Later the images were extracted from the consol of the system. Firstly the system was performed the automatic calibration and verification automatically and then the uniformity for the two detectors by simulating NEMA procedures, this done by using built-in 57 Co source by the following automatic setup, Figure (2). The results of non uniformity directly reprted after the acqustion. Fig (2): Setup for calibration, verification and uniformity of the two detectors. 31 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Also According to NEMA setup the non uniformity test was performed with 99m Tc source in small vial (5 cc, 30 MBq = 0.8 mCi), and polystyrene stand for supporting the vial in front of the detectors [NEMA 2012]. The matrix size for this acquisition was 128*128 (4.795 mm pixel size), this was done in order to produce the non uniformity images independently from the automatic QC software. The obtained images were processed by manual calculation for integral and differential non uniformities for each UFOV and CFOV by an Excel sheet using Equation (1). (1) Also three simple software were used for analyze the images, namely; Nuclear Medicine Quality Control (NMQC), Nuclear Medicine Toolkit (NM Toolkit) and imageJ nuclear medicine toolkit. The criteria for choosing the software were to be; free, easy from the practical point of view and fast in processing. NMQC is a free, MATLAB based software and reads both DICOM and interfile images format. NMQC follows NEMA NU 1-2001 in image processing and analysis including basic quality control tests for gamma camera i.e. intrinsic uniformity, intrinsic resolution, center of rotation and tomographic uniformity [Rova et al., 2008]. NM Toolkit also is a free software package supporting NEMA based acceptance testing procedures and routine SPECT QC testing (intrinsic resolution, uniformity, Jaszczak phantom measurements and Specphan phantom measurements). The application supports DICOM images format [IRIS 2016]. In addition, the images were analyzed using a plug-in developed in imageJ called Nuclear Medicine Toolkit. The plug-in supports quality controls for gamma cameras and PET cameras based on NEMA and IPEM analysis for intrinsic uniformity and CoR [Carlier et al., 2005]. 32 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 3. RESULTS AND DISCUSSION The integral and differential non uniformities were calculated firstly for the ten images by using excel sheet using the default pixel size selected in the images of Symbia (4.795 mm), the analysis had been done for both UFOV and CFOV. The macro was made for the reminder images, and then the results were obtained easily. The results of excel were taken as the base line values for the non uniformities. Also the non uniformity was analyzed by NMQC software, but in this case the pixel size was modified to be 4.8 mm, while for the NM toolkit and imagej toolkit plug-in the default pixel size was used, because in the two later software no possibility to change the pixel size. Figures (3) and (4) show the results of integral non uniformity in the UFOV and CFOV respectively, for the four analysis tools as well the company QC software. Fig (3): The results of integral non uniformity in UFOV by the four analysis tools and the Symbia QC software. 33 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig (4): The results of integral non uniformity in CFOV by the four analysis tools and the Symbia QC software. As clearly showed in Figures (3) and (4), there is some correlation between the three software analysis and the excel analysis, while some gab detected with the Symbia QC software. In fact the NMQC software was the best one among them with respect to excel analysis. The little differences between the three software and the excel calculation mainly due to determination of the UFOV and CFOV, because it is automatically determined in each of the three software, also it is well known, on the periphery pixels of the detectors the account is not accurate for the events and the extraction of the un-useful pixels is not easy process in the analysis. The differences between the excel and the Symbia QC software analysis resulting from the different pixel size used i.e. in the excel calculation the pixel size used was 4.795 mm, and for Symbia QC software was 7.79 mm, as well as the different geometrical setup for the detector irradiation (figures 3.6 and 3.7), other difference in the sources i.e m99Tc for excl and 57Co for Symbia QC software). Figures (5) and (6) show the results of differential non uniformity for UFOV and CFOV by the five software. In the Figures (5) and (6), it is clearly the same behaviors of the five methods in the integral uniformity. Since the non uniformity for each five pixels affecting by the periphery pixels including in the analysis, again the determination of the UFOV and CFOV was a little different between the five analysis tools. 34 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig (5): The results of differential non uniformity in UFOV by the four analysis tools and the Symbia QC software. Fig (6): The results of differential non uniformity in CFOV by the four analysis tools and the Symbia QC software. 35 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Table (2) represent the averaged percentage differences between the best tool i.e. NMQC software, and the excel analysis for the four performance (integral and differential non uniformity for UFOV and CFOV). Also the differences between excel and Symbia software are reported in the Table (2), in addition, the averaged differences between the exel and the three independant software. Table (2): The averaged percentage differences between excel, NMQC software and Symbia QC software. Parameter UFOV, Integ UFOV, Differ CFOV, Integ CFOV, % % % Differ % Excel Vs three software 0.3 2.9 1.3 1.6 Excel Vs. Symbia 14.6 20.7 25.7 31.9 Excel Vs. NMQC 0.4 1.7 0.3 0.6 The important point we noted in our study is that; the recommended pixel size by NEMA is 6.4±30% mm; actually this range is wide (i.e. fom 4.48 to 8.32 mm), and can lead to variation in the non uniformity results due to smoothing effect of the pixel counts, that is happened when the dimension of the pixel is changed from small to larger size within the range of 30%. For this reason it is not easy to establish acceptance criteria for non uniformity test, because that is should be based on the analysis tool you used and the pixel size, e.g. Zanzonico recommended the NEMA value should not exceed 5% for floods acquired using between 10 and 15-million counts [Zanzonico 2008]. In fact this value is accepted as a criteria for non uniformity according to the equation (1), in other hand the maximum pixel and minimum pixel depend on the analysis tool, also for determination of the pixels including in the analysis, and agin this is depent in the determination of the UFOV and CFOV. For this concedrations the medical physiscst should understand very well the proccesing of the vendor 36 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. QC software and the pixel size used in the analysis by simble descution with the company engineer. Recently in the new models of SPECT/CT, the QC test for non uniformity is done automaticaly by the system and the resuls reported directly by the system software and recorded for the future measurements. Obvioslty this can be useful during clinical work flow and the bussy work load, but the results are unique for that system and the medical physicist have no possibility to compair the results with the other system to have an idea about the level of the system performance, i.e the x value for the non uniformity in one system can not be the same as the x value in the other system. In the other imaging modalities like in diagnostic x-ray, there is some sort of standarization of measurement tools i.e the protocol, and the measurement tools usaly are calibrated in primary or secondary labrotaies, so they can used for comparison between the different systems, but in gamma camera QC masurments there is some sort of lack in the standarization of the analysis partially in non uniformity, spatial resolution and linearity tests. For these concidrations it is important to find customary software to compair gamma cameras system by independant way. 4. CONCLUSIONS Non uniformity analysis for ten flood images was performed by three different software and by the vendor QC software based in NEMA standards. Excel was used to analyze the images to establish the base line values for the non uniformity. Variation was detected in the results between the five tools (i.e. company QC software, excel, NMQC, NM toolkit and imagej toolkit plug-in). A little different was found between the excel and the three software due to differnt determination of the UFOV and CFOV. While segnificant differnet was funded between the excel and the vendor QC software due to differnt pixel size used in the analysis. As a recommendation of our experiance, The medical physicist should understand the non uniformity analysis processing by the gamma camera automatic QC software. Pixel size is 37 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. very important factor in the uniformity analysis and it should be noted by the medical physicist when the analysis is performing. The exesting of independant stadard tool is important in the quality cotrol measurements in gamma camera systems. The benefit of standard tools could be for comparison of the gamma camera systems in one department or ever with the other hospitals for research purposes and to improve the image quality of the system. REFERENCES Carlier T; Ferrer L; Jean B; Berruchon R; Cuissard A; Martineau P. Loonis; O. Couturier O(2005). Quality controls for gamma-cameras and PET-cameras: development of a free open-source ImageJ program. Proceedings of the SPIE, 5745, 1237-1246. Demirkaya O; Al Mazrou R. (2007). Performance Test Data Analysis of Scintillation Cameras:, IEEE transactions on nuclear science. 54 (5).1506-1515. IRIS QA .NM Tool kit, Nuclear Medicine gamma camera software package, IRIS QA LLC. Available at: http://irisqa.com/.aceessedJune 2016. Klempa K. (2011). Uniformity Testing: Assessment of a Centralized Web-Based Uniformity Analysis System: Journal of Nuclear Medicine Technology. 39:111–113. National Electrical Manufacturers Association (NEMA), Performance Measurements of Scintillation Cameras: Rosslyn, NU-1 NEMA 2012. Rova A; Celler A; Hamarneh G (2008) Development of NEMA-based software for Gamma Camera Quality Control: Journal of Digital Imaging. 21(2): 243–255. Zanzonico P (2008). Routine Quality Control of Clinical Nuclear Medicine Instrumentation: A Brief Review:, J Nucl Med 2008; 49:1114–1131, DOI: 10.2967/jnumed.107.050203. 38 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Analizador multicanal embebido en FPGA Ángel García-Durán1/*, Víctor M. Hernández-Dávila1/2/3 Hector Rene Vega-Carrillo1, Oscar O. Ordaz García2/3, Ignacio Bravo Muñoz4 1 Unidad Académica de Estudios Nucleares de la UAZ 98060, Ciprés #10; Frac. La Peñuela; Zacatecas, Zac. 2 Unidad Académica de Ingeniería Eléctrica de la UAZ 98000, Av. López Velarde #801; Col. Centro; Zacatecas, Zac, México 3 Departamento de Arquitectura de Computadores Electrónica y Tecnología Electrónica Universidad de Córdoba, 14071, Ctra. N-IVa Km. 396; Córdoba, España 4 Departamento de Electrónica de la Universidad de Alcalá de Hernares 28805, Campus Universitario s/n; Alcalá de Henares, Madrid, España Buzón-e: [email protected] Resumen La radiación ionizante tiene diferentes aplicaciones, por lo que es una herramienta muy significativa y útil, a su vez puede ser peligrosa para los seres vivos si son expuestos a dosis no controladas. Sin embargo, por sus características, no se logra percibir por ninguno de los sentidos del ser humano, de tal manera que para conocer la presencia de ésta se requieren de detectores de radiación y dispositivos adicionales que permitan cuantificarla y clasificarla. Un analizador multicanal se encarga de separar las diferentes alturas de pulso que se generan en los detectores, en un número determinado de canales; acorde al número de bits del convertidor análogo a digital. El objetivo del trabajo fue diseñar e implementar un analizador multicanal y su instrumento virtual asociado , para espectrometría nuclear. Los componentes del MCA fueron creados en lenguaje de descripción de hardware VHDL y empaquetados en la suite de diseño Vivado de Xilinx, haciendo uso de los recursos como son el núcleo de procesamiento ARM que el System on Chip Zynq contiene y el instrumento virtual se desarrolló en la plataforma gráfica de programación LabVIEW. La primera fase fue diseñar la arquitectura de hardware para ser embebida en el FPGA y para el control interno del MCA se generó la aplicación para el procesador ARM en lenguaje C. Para la segunda fase se desarrolló el instrumento virtual para el manejo, control y visualización de los resultados. Los datos obtenidos como resultado del desarrollo del sistema fueron observados gráficamente en un histograma que muestra el espectro medido. El diseño del MCA embebido en FPGA fue probado con dos diferentes sistemas de detección de radiación (Centelleo y Germanio hiperpuro), lo que permitió determinar que los espectros obtenidos son semejantes en comparación con los analizadores multicanal comerciales. Palabras clave: Multicanal; Espectrometría; ZYNQ; Vivado. 39 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCCIÓN La radiactividad es la emisión de partículas o fotones debido a la desintegración de un núcleo atómico, el tipo de partículas o radiación que se emite depende del número de nucleones y de los cambios energéticos del núcleo atómico, hasta que se vuelve estable. Así mismo, la espectrometría nuclear se considera la columna vertebral de muchas aplicaciones, debido a que identifica la radiación y su radioisótopo mediante el nivel de energía (Adler, Thorpe, Cossel, & Ye, 2010; Ibarra & Pabón, 2015), esto mediante un analizador multicanal (MultiChannel Analyzer: MCA). Está conformado por elementos esenciales como: el subsistema discriminador, que permite seleccionar la energía de la radiación cuya intensidad se va a medir; una memoria, que almacena la distribución de intensidades y un subsistema para la visualización del espectro (Dambacher et al., 2011). Una alternativa al diseño analógico es el procesamiento digital de señales, que permite el avance y el desarrollo de tecnológicas en la espectrometría nuclear (Lee, Lee, & Lee, 2013). Además, empleando un lenguaje de descripción de hardware de alto nivel que permite ser utilizado en placas de desarrollo ZedBoard de la familia Zynq de Xilinx; que combina en un mismo circuito integrado hardware y software, el primero con un dispositivo reconfigurable (Field Programmable Gate Arrays: FPGA) y el segundo con un microprocesador ARM. Conjuntamente con la herramienta de síntesis de alto nivel Vivado, la cual permite generar sistemas embebidos con un elevado nivel de abstracción (Lema, 2016; Vázquez, 2014). El objetivo de este trabajo es diseñar e implementar un MCA de 4096 canales para espectrometría nuclear con una placa de desarrollo ZedBoard, utilizando la suite de desarrollo Vivado y controlado por un instrumento virtual (VI). Lo cual permite reducir, el costo y la dimensión del dispositivo, en relación con los analizadores multicanal comerciales. 40 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.- MATERIALES Y MÉTODOS El trabajo se divide en tres secciones: El desarrollo de la arquitectura, la programación de la aplicación para el procesador que interconecta la arquitectura del hardware con el VI y la parte del instrumento virtual que desempeña el manejo, control y visualización de los datos. 2.1.- Desarrollo de la arquitectura para el FPGA La arquitectura fue descrita en lenguaje VHDL. La placa de desarrollo que se utilizó para sintetizar este diseño fue una ZedBoard kit Zynq-700 SoC Z-7020, la cual cuenta con una FPGA XC7Z020, además tiene como características principales 53200 LUTs (Look Up Tables), 106400 Flip-Flops, 200 pines de I/O, 32 BUFG (Buffers globales), 140 bloques de RAM36/FIFO, 220 procesadores digitales de señales (DSPs). Esta placa cuenta con dos CPUs de arquitectura ARM Cortex–A9 ubicado en la sección del sistema de procesamiento, la cual se puede habilitar para integrarse con módulos diseñados en la sección de lógica programable (Apu, 2016). Además se utilizó un conversor analógico digital de la compañía Analog Devices, este montado sobre un modulo periférico (Pmod) de Digilent, dicho conversor de 1 MSPS (millions of samples per second), tiene dos canales con muestreo paralelo con una resolución de 12 bits cada uno, con un intervalo de operación de 0 Volts a VCC, que en este caso es de 0 a 3.3 Volts (Ada Pmod Xilinx, Ada, & Driver, 2011). El diseño para el analizador multicanal fue creado en el software de desarrollo Vivado (2015.4), para ser implementado en la ZedBoard. La entidad principal del mismo consta de 10 bloques como se muestran en la figura 1, el nombrado top_multicanal_0 fue descrito en lenguaje VHDL y los demás bloques proporcionados por el entrono de desarrollo. En la Tabla 1 se puntualiza brevemente el funcionamiento de cada bloque. 41 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 1.- Diagrama a bloques del analizador multicanal en Vivado Tabla 1.- Descripción de bloques del analizador multicanal en Vivado Nombre del bloque Descripción top_multicanal_0 Bloque del analizador multicanal rst_processing_system7_0 Restablece los valores por default processing_system7_0 Conexión lógica entre el PS y el PL processing_system7_0_axi_periph Comunica los periféricos con el PS mediante el protocolo AXI axi_gpio_0 Salida para el inicio de lectura axi_gpio_1 Salida para comenzar el proceso de muestreo axi_gpio_2 Salida para restablecer síncronamente todo el módulo top_multicanal_0 axi_gpio_3 Entrada del dato proveniente de la memoria axi_gpio_4 Entrada de la dirección proveniente de la memoria axi_gpio_5 Salida para encender los led´s indicadores de inicio y fin de proceso 2.2.- Programación de la Aplicación para el ARM La aplicación de software fue creada en lenguaje de programación C, mediante la plataforma de desarrollo Software Development Kit (SDK). El propósito de ésta es realizar la interconexión entre la arquitectura desarrollada para el FPGA y el VI. Sus principales características son activar el inicio y fin del muestreo, así como también la recolección y el restablecimiento de los datos de la memoria. 42 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.3.- Instrumento Virtual para el Analizador Multicanal Mediante la plataforma de programación gráfica LabVIEW se diseñó el instrumento virtual del analizador multicanal, el cual es usado como interface para el manejo, control y visualización de los datos. Este instrumento utiliza el protocolo de comunicación VISA, mediante un puerto USB que emula un puerto serial, teniendo así, comunicación con la placa de desarrollo. El panel frontal del instrumento virtual cuenta con una interface amigable como se puede observar en la Figura 2. Figura 2. Interface de usuario del analizador multicanal 3. RESULTADOS Y DISCUSIÓN 3.1.- Caracterización del Analizador Multicanal Al sistema se le conectó un generador de funciones con el objetivo de establecer las condiciones de voltaje entre 0 y 3.3 Volts, en intervalos de 0.1 Volts. El resultado fue una repuesta de tipo lineal con un coeficiente de correlación r2 de 0.99999912. La Figura 3 muestra la relación entre los datos calculados y los datos obtenidos. 43 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 5000 4500 4000 3500 Canales 3000 2500 2000 1500 Datos Calculado Datos Obtenido 1000 500 0 0.0 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 3.5 Voltaje (V) Figura 3. Gráfica de linealidad del analizador multicanal. 3.2. Comparación con Analizador Multicanal ORTEC El analizador multicanal embebido se comparó con un sistema de espectrometría de rayos gamma; compuesto por un detector de centelleo de Nal(Tl) de 3 pulgadas de diámetro por 3 pulgadas de altura, un gabinete tipo NIMbin, que aloja una fuente de alto voltaje y un amplificador espectroscópico además una computadora con un analizador multicanal de 2048 canales de la marca Ortec. En la Figura 4 se muestra un espectro de una fuente sellada de Cesio 137 medido con el MCA embebido en el FPGA y en la Figura 5 se muestra el mismo espectro pero medido con el MCA de Ortec. Existe coincidencia en cuanto a la forma de los espectros, ya que en ambos se pueden ver el fotopico característico del Cs-137 que es de 662 keV. 44 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 4. Espectro de Cs 137 MCA con Zynq Figura 5. Espectro de Cs 137 MCA Ortec En las Figuras 6 y 7 también se hace una comparación de espectros entre el MCA embebido y el MCA de Ortec, pero en esta ocasión analizando la fuente sellada del Cobalto 60; de igual manera se pueden identificar perfectamente los dos fotopicos característicos del Co-60 que son de 1.17 MeV y 1.33 MeV. 45 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 6. Espectro de Co 60 MCA embebido Figura 7. Espectro de Co 60 MCA Ortec 46 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 3.3. Comparación con Analizador Multicanal Canberra Se realizaron pruebas con un sistema espectroscópico de radiación gamma, el cual está constituido por un detector de Hp-Ge, un contenedor con nitrógeno líquido, un gabinete o NIMbin con una fuente de alto voltaje y un amplificador espectroscópico además de un MCA de la marca Canberra con una resolución de 8192 canales. Se analizó una fuente sellada de Europio 152 se midieron ambos espectros, uno con el MCA embebido en el FPGA mostrado en la Figura 8 y otro con el MCA de la marca Canberra visualizado en la Figura 9. Figura 8. Espectro de Eu 152 con MCA embebido. 10000 1000 Cuentas 100 10 1 0.1 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000 4500 5000 5500 6000 6500 7000 7500 8000 Canales Figura 9. Espectro de Eu 152 con MCA Canberra. 47 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Con la información obtenida del espectro se realizó la calibración según las energías características del Europio 152 mostradas en la Tabla 2. Tabla 2. Canales y energías de Eu 152. Canal (#) Energía (MeV) 268 0.121 525 0.244 734 0.344 874 0.441 994 0.443 1646 0.778 1833 0.867 2035 0.963 2292 1.084 2348 1.112 2970 1.408 3074 1.457 La calibración se muestra en la Figura 10, donde se obtuvo una regresión lineal con un coeficiente de correlación r2 igual a 0.9993. La ecuación representativa de la recta que es igual a Y=0.0004752*X-0.004023. 2.0 Energía (MeV) 1.5 1.0 0.5 0.0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 2200 2400 2600 2800 3000 Canales Figura 10. Calibración con Eu 152. 48 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 4.- CONCLUSIONES Se diseñó una arquitectura del MCA para su implementación en un FPGA; que realiza la función de adquisición de datos de forma continua mediante el muestreo de la señal analógica, también detecta las alturas máximas de los pulsos para el direccionamiento de la memoria y así almacenar la periodicidad de dichos eventos. Se desarrolló una aplicación en lenguaje C para su ejecución en un núcleo ARM para el control del MCA y la comunicación de datos con VI. Se creó un VI para la administración del MCA y la visualización del espectro obtenido. Con la realización de lo anterior se obtuvo un analizador multicanal embebido en FPGA. Se hicieron pruebas con Cs-137 y Co-60 con un sistema espectrométrico con un detector de NaI(Tl), además con Eu-152 con un sistema espectrométrico con un detector de HpGe, lo cual demostró que MCA embebido funciona de manera adecuada en comparación a los comerciales. Se utilizó para el MCA el 9% de hardware disponible en el FPGA, por lo que es posible implementar diferentes componentes y así tener la posibilidad de mejorar el MCA o generar una red de sensores. AGRADECIMIENTOS Angel García Durán agradece al Consejo Nacional de Ciencia y Tecnología CONACYT por la beca otorgada para realizar estudios de postgrado. Los tres primeros autores agradecen al PRODEP por el apoyo recibido para participar en el ISSSD 2017. 49 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. REFERENCIAS Ada Pmod Xilinx, F., Ada, I. I. O., & Driver, L. (2011). IMPORTANT LINKS for the AD7476A_7477A_7478A. Adler F; Thorpe M. J; Cossel K. C; & Ye J. (2010). Cavity-enhanced direct frequency comb spectroscopy: technology and applications. Annual Review of Analytical Chemistry, 3, 175-205. Apu, A. P. U. (2016). Zynq-7000 All Programmable SoC Overview. Dambacher M; Zwerger A; Fauler A; Disch C; Stöhlker U; & Fiederle M. (2011). Development of the gamma-ray analysis digital filter multi-channel analyzer (GMCA). Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 652(1), 445-449. Ibarra CJ; & Pabón VM. (2015). ESPECTROMETRÍA GAMMA DE BAJA RESOLUCIÓN ANALIZADOR DE 1024 CANALES LUDLUM, X Congreso Regional Latinoamericano IRPA de Proteccion y Seguriada Radiologica, Buenos Aires Argentian. Lee, P. S., Lee, C. S., & Lee, J. H. (2013). Development of FPGA-based digital signal processing system for radiation spectroscopy. Radiation Measurements, 48, 12-17. Lema, S. A. d. (2016). Desarrollo mediante lenguaje de alto nivel de un sistema de simulación de redes basado en FPGA para aplicaciones multiGbps Ethernet, Tesis de Maestría de la Universidad Autónoma de Madrid. Vázquez, A. C. (2014). Implementación de algoritmos CORDIC con Vivado HLS, Tesis de Maestría de la Universidad Autónoma de Alcalá. 50 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Validación de métodos para medir isótopos de uranio usando Espectrometría de masas de sector magnético con fuente de plasma acoplado inductivamente Héctor Hernández-Mendoza1/*, María Judith Ríos-Lugo2 Elizabeth Teresita Romero-Guzmán3 1 Universidad del Centro de México, San Luis Potosí, SLP. Capitán Caldera, 75, Colonia Tequixquiapan, 78250 San Luis, SLP. 2 Unidad de Posgrado, Facultad de Enfermería y Nutrición Universidad Autónoma de San Luis Potosí, Avenida Niño Artillero 130 CP 78210, San Luis Potosí, S.L.P., México. 3 Departamento de Química-Lanafonu, Gerencia de Ciencias Básicas-Tecnología Nuclear. Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares. Carretera México-Toluca S/N km 36.5 C.P. 52750. A.P. 18-1027. La Marquesa Ocoyoacác México. *Buzón-e: [email protected] Resumen La técnica de Espectrometría de Masas con Fuente de Plasma Acoplado Inductivamente (ICP-MS) ha sido ampliamente usada para medir relaciones isotópicas de elementos tóxicos para la salud humana. Razón por la cual, en este trabajo se implementaron varios métodos de medida para el análisis de isótopos de uranio (U) en diferentes matrices usando Espectrometría de Masas de Sector Magnético con Fuente de Plasma Acoplado Inductivamente (ICP-SFMS). Agua subterránea, sedimento, suelo y orina fueron las matrices analizadas, las cuales fueron suministrados por ensayos de intercomparación realizados por el Organismo Internacional de Energía Atómica (IAEA) y Asociación para la Promoción del Control de Calidad de los Análisis de Biología Médica en Radiotoxicología (PROCORAD). Los procedimientos usados en el tratamiento de las muestras de suelo, sedimentos y agua fueron basados en métodos de USEPA (Agencia de Protección Medioambiental). En el caso de la muestra de orina la preparación fue rápida (dilución 1:20). El promedio de los resultados obtenidos en rendimiento de cada matriz fueron 94%, 71%, 72% y 78% para agua, orina, suelo y sedimento, respectivamente. Además, la precisión en términos de Desviación Relativa Estándar (RSD) fue inferior al 5% y la exactitud fue inferior al 4%. En conclusión, el ICP-SFMS es una técnica muy sensible para medir isótopos de U en diferentes matrices. Sin embargo, es necesario realizar una sintonización minuciosa, especialmente en las regiones de masa de interés 234, 235 y 238 si se considera una cuantificación externa usando soluciones de U natural. Palabras claves: Uranio; ICP-SFMS; Agua; Suelo; Sedimento; Orina 51 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1. INTRODUCCIÓN El uranio (U) es un elemento radiactivo presente en el ambiente desde concentraciones muy bajas a altas (Samaropoulos et al., 2012), no obstante se estima que su abundancia natural en la corteza terrestre se encuentra entre 1 y 4 µg g-1. En la naturaleza el U tiene tres isótopos 238 U, 235 234 Uy Uy 238 234 U con una abundancia de 99.2745, 0.7200 y 0.0054 %, respectivamente. El U pertenecen a la serie radiactiva natural del U, mientras que el actinio. Por otro lado, el 235 235 U a la serie del U es el único isótopo fisionable dentro de los reactores nucleares, donde los neutrones liberados de 235 utilizados en la transmutación de 238 U durante la reacción en cadena de fisión nuclear son Uy 232 Th para producir isótopos fisionables fabricados por el hombre, como los son 239Pu y 233U, respectivamente (Rathore, 2008). El desarrollo de nuevos métodos analíticos sensibles y confiables para medir U ha sido una necesidad constante en estudios de radioactividad ambiental, dosimetría interna y forense nuclear. Diversos métodos se han desarrollado para medir U en diferentes matrices, los cuales son basados en técnicas tales como (Tosheva et al., 2014); espectrofotometría de absorción atómica (ASS), espectrometría de fluorescencia (FS) y fluorescencia inducida por láser (LIF). Sin embargo, estas técnicas generalmente ofrecen serias limitaciones debido al alto volumen de muestra requerido, tiempo de preparación, tiempo de análisis y en ocasiones procesos de preconcentración de la muestra antes de su análisis. Además, estas técnicas solamente permiten la determinación de U total y carecen de sensibilidad para medir niveles de concentración inferiores a µg L-1 en un análisis directo. Por otro lado, se han llevado a cabo muchos estudios para determinar actividades de los isótopos de uranio en diferentes matrices ambientales y biológicas usando técnicas radiométricas como espectrometría alfa (AS), espectrometría gamma (GS) y espectrometría de centello líquido (LSC) (Tosheva et al., 2014, Forte et al., 2001). Sin embargo esta última técnica está limitada a estudios ambientales debido a la baja actividad específica del U y las bajas concentraciones en las que se encuentra típicamente en la naturaleza (Baik et al., 2015). 52 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. La espectrometría de masas con una fuente de plasma acoplada inductivamente (ICP-MS) ofrece una alternativa interesante para la determinación de U en niveles de concentración ng L-1, además que requiere pequeños volúmenes de muestra, tiempo de análisis cortos, no tiene efecto memoria en el análisis de U, permite determinar las relaciones isotópicas y su precisión y exactitud puede ser inferior al 5% en muestras no complejas. Además, la tecnología instrumental en segunda generación de ICP-MS ha permitido mejorar la precisión y exactitud en el análisis de relaciones isotópicas, especialmente en el área de forense nuclear (Marin et al., 2013, Esaka et al., 2009, Mayer et al., 2015, Keegan et al., 2016) y radioactividad ambiental (Cizdziela et al., 2005). No obstante, también existen pocos trabajos realizados en el campo de dosimetría interna (Xiao et al., 2014, Hernández-Mendoza et al., 2013, Arnason et al., 2015). La precisión y exactitud del espectrómetro de Sector Magnético-ICP-MS de rango extendido (ICP-SFMS XR) en el análisis isotópico puede ser similar a la espectrometría de ionización térmica (TIMS) y la espectrometría de masas con aceleradores (AMS). Razón por la cual, estas tres técnicas de análisis isotópico han sido ampliamente usadas en la caracterización de nuevos materiales de referencia certificados (CRM) (Venchiarutti et al., 2015, Aggarwal, 2016). El objetivo de este estudio es optimizar los métodos analíticos y su validación usando CRM en agua subterránea, sedimento, suelo y orina mediante ICP-SFMS. 2. MATERIALES Y MÉTODOS 2.1. Instrumentación Las mediciones de los isótopos de U se realizaron con un ICP-SFMS (Elemento 2 / XR de Thermo Fisher Scientific Alemania). Las muestras se introdujeron con un auto-muestreador SC-2 DX de Element Scientific Inc. USA y un nebulizador microconcentrado acoplado a un Twister con una cámara de pulverización de vidrio de borosilicato ciclónico de 50 mL de Helix. 53 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. La antorcha del instrumento ICP-SFMS fue protegida con un electrodo de platino conectado a tierra (Guard ElectrodeTM, Thermo Scientific). El análisis de los isótopos de U y 242 Pu se realizó utilizando el modo de baja resolución en ICP-SFMS. Además, se utilizó un multidigestor de microondas MARS6 (CEM, Matthews, Carolina del Norte) para la digestión de las muestras. En la Figura 1 se muestra el ICP-SFMS del Laboratorio Nacional de Investigaciones en Forense Nuclear (LANAFONU). La calibración de masas en el ICP-SFMS se realizó con una solución multi-elemental certificada XXIII de Merck (Ba, B, Co, Fe, Ga, In, K, Li, Lu, Na, Rh, Sc, Y, Tl y U). Esta misma solución se utilizó para optimizar las condiciones instrumentales de ICP-SFMS, especialmente los parámetros de ajuste instrumentales en la introducción de las muestras y en la prueba de estabilidad. Para el método de mass offset se usaron soluciones de 1, 500 y 5000 g L-1 a partir de una solución certificada de 10000 g L-1 de U con una composición natural (Merck, 234U= 0.085%, 235U= 0.711% y 238U= 99.284%). La solución de 500 g L-1 suministrada de Merck fue usada para la preparación de las curvas de calibración (234U= 0.085%, 235U= 0.711% y 238U= 99.284%). Además, se añadieron 50 pg L-1 de 242Pu como patrón interno, que se obtuvo de una solución madre de 12.52±0.06 Bq g-1. El 242 Pu fue suministrado por el National Physical Laboratory (NPL, RU). Las soluciones se prepararon usando HNO3 de alta pureza obtenido por destilación en un sistema de hervido bajo Milestone Duopur (Milestone srl, Italia) y agua de alta pureza (> 18 MΩ / cm), que se obtuvo a partir de una referencia Milli-Q® (Millipore Méjico). El gas certificado Ar (99.96%) fue suministrado por INFRA, S.A. de C.V. México. 54 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 1. Espectrómetro de masas (ICP-SFMS) del LANAFONU Los Materiales de Referencia Certificados (CRM) utilizados para la validación de los métodos fueron los siguientes: i) suelos 5 y 6 fueron obtenidos por AIEA (Organismo Internacional de Energía Atómica, Almera: prueba de aptitud IAEA-2015), ii) muestra de agua potable de AIEA (Comparaciones Interlaboratorios: prueba de competencia IAEA-TEL-2015-01), iii) sedimento obtenido del NIST 8704-Buffalo River Sediment y iv) orina obtenida de PROCORAD (Dosimetría interna de uranio natural: Proficiency test PROCORAD 2014). 2.1. Procedimientos En todos los procedimientos se añadió 242 Pu como un patrón interno. El tratamiento del suelo fue de acuerdo con el método de USEPA 3052 (0.1 g de suelo fue digerido en 9 mL de HNO3 de alta pureza y 3 mL de HF de alta pureza durante 25 min a 180°C y 1000 W utilizando un sistema de microondas). Para las muestras de agua se utilizó el método USEPA 3015A (45 mL de agua se digirió con 5 mL de HNO3 de alta pureza durante 15 min a 180°C y 1000 W en el horno de microondas). Las muestras de sedimento fueron digeridas utilizando el método USPE 3050B (1 g de sedimento fue digerido con 15 mL de HNO3 de alta pureza y 2 mL de H2O2 durante 25 min a 200°C y 1000 W usando el horno de microondas). 55 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. El tratamiento de la muestra de orina consistió en una dilución de la muestra 1:20 con 2% v/v de HNO3 de alta pureza. Las muestras digeridas se evaporaron a sequedad a 60 ºC, y luego se recuperaron con HNO3 al 2% v/v de alta pureza, y el volumen final de aforo para el análisis en el ICP fue 10 mL. 3. RESULTADOS Y DISCUSIÓN Varios parámetros del ICP-SFMS han sido evaluados para poner a punto el método para medir los isótopos de U, éstos fueron los siguientes; i) parámetros de ajuste iniciales (muestra de introducción, ionización del haz e integración electrónica, ii) estabilidad del equipo, iii) optimización del mass offset del método, iv) linealidad de las curvas de calibración, v) límites de detección (LOD) y límites de cuantificación (LOQ) y vi) precisión y exactitud. El ajuste de los parámetros en ICP-MS se muestra en la Tabla 1 y los resultados obtenidos en el ensayo de estabilidad para la masa del 7Li, 115In y 238U se muestran en la Figura 2. Estos resultados mostrados corresponden a la media de los ensayos de estabilidad que se obtuvieron para cada mes durante el periodo 2014-2015. Los límites aceptados por la fábrica en modo de baja resolución son; 7Li> 1.0X105 cps, 115 In> 1.0X106 cps y 238 U> 115 In> 1X106 cps, y los valores de error deben ser <2% en términos de Desviación estadística relativa (RSD). 56 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 1. Condiciones óptimas de operación del ICP-SFMS. Parameter Solution uptake rate, mL min-1 RF power, W Cool gas flow rate, L min-1 Auxiliary gas flow rate, L min-1 Nebulizer gas flow rate, L min-1 Ion extraction lens potential, V Mass Resolution (m/m) Isotopes Value 0.1 1325 16.0 0.75 1.036 -2000 LRM = 300 234 238 242 U, 235 MRM =U, 4000U and Pu Run and pass Samples per peak Setting time, ms Sample time, ms Points per width Peak shift Mass window, % Integration window, % Scan type Detection mode 15 and 10 100 10 10 10 1.0 60 20 E-scan Triple (ion counting, analogue and Total analysis time per sample, min Sample / skimmer cone Spray chamber Nebulizer Faraday) 5 Nickel Twister helix, 50 mL cyclonic, borosilicate MicroMist U-series nebulizer 0.1 mL min-1 glass El método mass offset es un término en ICP-SFMS, el cual considera la integración de la masa (abundancia y sensibilidad de los isótopos seleccionados) y evita cuantificar la extensión del pico de colas a las masas vecinas. Se prepararon tres disoluciones de U natural y se trazó con 242 Pu para la optimización de la región de masa del método, así como evitar el desplazamiento de masa en modo de baja resolución. Para la optimización de la región de masas fueron utilizadas las siguientes 57 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. concentraciones de Uν 1, 500 y 5000 g L-1 para 238 U, 235 U y 234 U, respectivamente. La abundancia para esta disolución fue alrededor de 2.1X106 cps para 238U, 2.4X106 cps de 235U y 0.3X106 cps de 234 U. Los datos obtenidos de las regiones de masa de los isótopos de U se introdujeron en un único método (Tabla 1) y se verificaron con una disolución de 10 g L-1 de U. Para la cuantificación de U se prepararon curvas de calibración en las concentraciones de 0.1, 0.5, 1, 5, 10, β5 y 50 g L-1. Los resultados obtenidos en las curvas de calibración mostraron una buena linealidad para cada isótopo (Figura 3), en el caso del rendimiento de recuperación del 242 Pu, éste se calculó mediante 10 blancos de muestras previamente trazados (efecto matriz de reactivos). Los datos obtenidos en los CRM fueron superiores al 70% para todas las matrices y el promedio de la regresión lineal fue de 0.999. La precisión y exactitud se evaluaron con los valores teóricos de CRM, donde los resultados obtenidos en el isótopo de U están dentro de los valores teóricos. Los datos obtenidos para cada CRM se muestran en la Tabla 2. Figura 2. Promedio de los resultados obtenidos en el ensayo de estabilidad. 58 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Los valores fueron similares a otros estudios de isótopos de U [8 - 10]. Por otro lado, los métodos utilizados en el tratamiento de la muestra se optimizaron en nuestro laboratorio, de acuerdo con los datos obtenidos, éstos reflejan buenos resultados. El cálculo de LODs se realizó midiendo un conjunto de blancos (n = 10), estos contenían 2% v/v de HNO3 de alta pureza. Se utilizó una solución de U que contenía aproximadamente 1 g L-1 para obtener la señal de intensidades estándar. A continuación, el LOD se calculó utilizando la siguiente fórmula: LOD = ((3X σB X S) / (I-B)) X V Dondeμ LOD es (fg por muestra), σB corresponde a la desviación estándar de la señal en blanco (cps), S es la concentración del estándar (pg L-1), I es la intensidad de señal del estándar (cps), B es la intensidad media de la señal en blanco (cps) y V es el volumen final de la muestra (V= 10 mL). Los LOQs se calcularon considerando la región cuando la señal del analito era diez veces la desviación estándar de la señal de fondo y, en general, se puede considerar que es aproximadamente diez veces la LOD. En conclusión, el método analítico optimizado en el ICP-SFMS fue muy sensible, con límites de detección ≤ 1 ng L-1. Las concentraciones de U en muestras blancos que fueron empleadas como control están por debajo del LODs. Cabe mencionar que los LODs y LOQs fueron obtenidos en una matriz de agua con el 2% de HNO3 v/v. En este trabajo no se consideraron los LODs y LOQs de las matrices de suelo, orina y sedimentos. La técnica de ICP-SFMS pone de manifiesto sus capacidades para realizar análisis de U (Wood et al., 2016, Hernández-Mendoza et al., 2013, Pappas et al., 2002). Sin embargo, para la validación de los métodos es necesario llevar a cabo siempre una optimización y puesta a punto de todas las condiciones instrumentales en el equipo (Romero-Guzmán et al., 2016, Torres-Cortés et al., 2016). Dentro del método se deben tener en cuenta los parámetros de introducción de muestras, estabilidad del equipo y el ajuste de la región de las masas, así 59 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. como la utilización de CRM con la matriz idónea, medidas de blancos y hacer análisis de doble ciego para asegurar la calidad de las medidas. Cabe mencionar que estos métodos optimizados son la sumatoria de todo el trabajo que se ha realizado en el Laboratorio Nacional de Investigaciones en Forense Nucleares (LANAFONU), el cual inició su operación a principios de año del 2014. Finalmente, estos métodos se han aplicado en estudios diferentes, entre los que podemos mencionar; a) monitoreo de isótopos de U en muestras de agua potable, subterránea, superficial y de lluvia, b) estimación del riesgo para la salud humana por U ingerido a partir de fuentes naturales y c) determinación de radionúclidos en personal ocupacionalmente expuesto. Tabla 2. Resultados obtenidos en el análisis de U por ICP-SFMS Datos teóricos Datos medidos 242 Muestras 234 U Water-OIEA -1 (µg L ) ---- 235 U 0.0222± 0.002 238 U 3.06±0.3 U (total) 3.08± 2.8 234 U ---- 235 U 238 U U (total) Pu (%) n= 10 0.0223±0. 2.95± 2.91± 94.3± 005 0.2 0.2 6.3 UrinePROCORA --- 3.34±0.1 --- ---- 46.4±2.5 --- --- 27.0±1.4 --- ---- ---- --- --- D (µg L-1 ) Soil 5-OIEA (Bq g-1) Soil 6-OIEA (Bq g-1) 46.2±2. 3 26.4±2. 0 47.1± 1.3 25.9± 0.9 --- --- 3.26± 0.1 45.7± 1.9 26.1± 1.0 --- --- --- 70.9± 6.9 72.1± 4.7 73.2± 4.8 SedimentNIST 8704 ---- (mg kg-1) 3.09± 0.1 ---- ---- ---- 3.06± 77.8± 0.3 8.1 60 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1500 234U 1200 900 600 300 y = 267618x + 4.9369 R² = 0.9995 0 0 0.001 0.002 0.003 0.004 235 U 200000 150000 100000 50000 y = 599145x + 354.29 R² = 0.9999 0 0 0.1 0.2 0.3 0.4 60000000 50000000 238 U 40000000 30000000 20000000 10000000 y = 1E+06x + 27441 R² = 0.9999 0 0 10 20 30 40 50 Figura 3. Curvas de calibración externa de U. 61 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 4. CONCLUSIONES La validación de métodos para medir isótopos de U ha sido plasmado mediante los resultados obtenidos en ensayos de intercomparación realizados con AIEA y PROCORAD. Los ajustes instrumentales realizados en el ICP-SFMS permitieron tener un método para medir los isótopos de 234U, 235U, 238U y 242Pu en suelo, agua, sedimentos y orina. Agradecimientos Los autores agradecen al Laboratorio Nacional de Investigaciones en Forense Nuclear (LANAFONU-CONACYT) por el apoyo recibido para el análisis de U isotópico. REFERENCIAS Aggarwal SK (2016). Nuclear forensics: what, why and how?. Current Science 110: 782-791. Arnason JG; Pellegria CN; Parsons PJ (2015). Determination of total uranium and uranium isotope ratios in human urine by ICP-MS: results of an interlaboratory study. Journal of Analytical Atomic Spectrometry 30: 126-138. Baik MH; Kang MJ; Cho SY; Jeong J (2015). A comparative study for the determination of uranium and uranium isotopes in granitic groundwater. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry 304: 9-14. Cizdziela J; Farmer D; Hodge V; Lindley K; Stetzenbach K (2005). 234U/238U isotope ratios in groundwater from Southern Nevada: a comparison of alpha counting and magnetic sector ICP-MS. Science of the Total Environment 350: 248-260 Esaka F; Magara M; Lee CG; Sakurai S; Usuda S; Shinohara N (2009). Comparison of ICPMS and SIMS techniques for determining uranium isotope ratios in individual particles. Talanta 78: 290-294. 62 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Forte M; Rusconi R; Margini C; Abbate G; Maltese S; Badalamenti P; Bellinzona S (2001). Determination of uranium isotopes in food and environmental samples by different techniques: a comparison. Radiation Protection Dosimetry 97: 325-328. Hernández-Mendoza H; Conde E; Fernandez M; Yllera A (2013). Quantification of the uranium concentration in human urine by inductively coupled plasma-sector field mass spectrometry (ICP-SFMS). Química Nova 36: 865-869. Keegan E; Kristo MJ; Toole K; Kips R; Young E (2016). Nuclear Forensics: Scientific Analysis Supporting Law Enforcement and Nuclear Security Investigations. Analytical Chemistry 88: 1496–1505. Marin RC; Sarkis JES; Nascimento MRL (2013). The use of LA-SF-ICP-MS for nuclear forensics purposes: uranium isotope ratio analysis. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry 295: 99-104. Mayer K; Wallenius M; Varga Z (2015). Interviewing a Silent (Radioactive) Witness through Nuclear Forensic Analysis. Analytical Chemistry 87: 11605-11610. Pappas RS; Ting BG; Jarrett JM; Paschal DC; Caudill SP; Miller DT (2002). Determination of uranium-235, uranium-238 and thorium-232 in urine by magnetic sector inductively coupled plasma mass spectrometry. Journal of Analytical Atomic Spectrometry 17: 131-134. Rathore DPS (2008). Advances in technologies for the measurement of uranium in diverse matrices. Talanta 77: 9-20. Romero-Guzmán ET; Hernández-Mendoza H; Reyes- Gutiérrez LR; Ríos-Lugo MJ; Hernández-Santana J (2016). Radionuclide determination in surface water samples by Inductively Coupled Plasma with Sector Field Mass Spectrometry (ICP-SFMS). Journal of Nuclear Physics, Material Sciences, Radiation and Applications 4: 159-166. Samaropoulos I; Efstathiou M; Pashalidis I; Ioannidou1 A (2012). Determination of uranium concentration in ground water samples of Northern Greece. EPJ Web of Conferences 24: 03005. Torres-Cortés C.O; Hernández-Mendoza H; Vega-Carrillo HR; Romero-Guzmán ET (2016). Radiochemical separation and measurement by Mass Spectrometry with Magnetic Sector with Inductively Coupled Plasma source (ICP-SFMS) of plutonium isotopes in soil samples. Journal of Nuclear Physics, Material Sciences, Radiation and Applications 4: 139-148. 63 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tosheva Z; Stoyanova K; Nikolchev L (2004). Comparison of different methods for uranium determination in water. Journal of Environmental Radioactivity 72: 47-55. Venchiarutti Cν Varga Zν Richter Sν Jakopič Rν Mayer Kν Aregbe Y (β015). REIMEP-22 inter-laboratory comparison: “U Age Dating – determination of the production date of a uranium certified test sample. Radiochimica Acta 103: 825-834. Wood JR; Gill GA; Kuo Li-J; Strivens JE; Choe K-Y (2016). Comparison of Analytical Methods for the Determination of Uranium in Seawater using Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry. Industrial & Engineering Chemistry 55: 4344-4350. Xiao G; Jones RL; Saunders D; Caldwell KL (2014). Determination of 234U/238U, 235U/238U and 236U/238U isotope ratios in urine using Sector Field Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry. Radiation Protection Dosimetry 162(4): 618-624. 64 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Visualización de partículas cargadas ionizantes Diego Cano Sánchez1/*, María Daniela Ortiz Allende1 Luis Enrique Amarillas Saliá1, Hector Rene Vega-Carrillo1,2 1 2 Unidad Académica de Estudios Nucleares Unidad Académica de Ingeniería Eléctrica Universidad Autónoma de Zacatecas Ciprés 10, Fraccionamiento La Peñuela 98060 Zacatecas, Zac. México *Buzón-e: [email protected] Resumen El ser humano está expuesto a fuentes de radiación ionizante y no ionizante, ambas de origen natural o antropogénico. Ninguna de éstas, excepto la no ionizante como la luz visible y la radiación infrarroja, pueden ser detectadas por el sentido de la vista y del tacto respectivamente. El Sol emite partículas cargadas con velocidades cercanas a la luz que interactúan con los átomos de los gases presentes en la atmósfera produciendo reacciones nucleares que a su vez producen otras partículas que alcanzan la superficie de la Tierra y alcanzando a los seres vivos. En la Tierra existen radioisótopos naturales que al desintegrarse emiten radiación ionizante que contribuyen a la dosis que recibimos. Un sistema muy antiguo que permite la visualización de las trayectorias de las partículas cargadas ionizantes es la Cámara de niebla que usa un vapor saturado que al ser cruzado por partículas con masa y carga, como partículas alfa y beta producen centros de condensación a lo largo de su trayecto que deja una huella que se puede ver. El objetivo de este trabajo fue construir una cámara de niebla usando materiales de fácil acceso. Para probar el funcionamiento de la cámara se midieron los rayos cósmicos, así como una fuente de Uranio natural metálico. La cámara permitió ver la presencia de trazas en vapor de alcohol que se producen en forma aleatoria. Introduciendo la laminilla de Uranio dentro de la cámara permitió observar las trazas de las partículas alfa cuya energía varía de 4 a 5 MeV. Palabras clave: Partículas Cargadas, Ionizantes. 65 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1. INTRODUCCIÓN La radiactividad es la emisión espontánea de partículas y/o fotones con energía suficiente para ionizar y excitar los átomos de los medios donde se transporta. La emisión es un evento aleatorio, donde la rapidez de emisión y el tipo de partícula emitida (fotón, partícula ,  o neutrones) es característica de cada radioisótopo (Arya, 1966). La radiactividad es un fenómeno natural que forma parte de nuestra vida cotidiana. Dentro de nuestro cuerpo, el potasio-40, carbono-14, el uranio-238, por nombrar algunos, están presentes de forma natural en nuestro cuerpo y se desintegran con diferentes tasas lo que implica una dosis baja de aproximadamente 0.25 mSv/año y que representa aproximadamente el 10% de la dosis anual total recibida. Nos encontramos bajo constante bombardeo de partículas que provienen de la radiación natural. Suelo, agua de mar, las paredes de su casa, todos contienen en pequeña proporción de los radionúclidos naturales (Th-232, U-238...) que emiten partículas (gamma, alfa, electrones) que pasan a través de nosotros en cada momento. Estos tipos de radiación tienen energías millones de veces más altas que las detectadas en la superficie de la tierra, siendo más importante conforme la altura sobre el nivel del mar aumenta. A esta radiación telúrica hay que añadir la radiación cósmica que viene "desde arriba", cuando un protón ha pasado a través de la galaxia interactúa con un átomo de nuestra atmósfera, miles de millones de partículas se emiten tras el choque. Una fracción de esas partículas que no han sido absorbidas por la atmósfera llegan (o más bien se vuelven a crear) a nivel del suelo. La radiación ionizante directa consta de partículas cargadas (electrones energéticos, positrones, protones, partículas alfa, iones pesados, etc.) las cuales interaccionan con el material mediante las fuerzas de Coulomb, que les hace repeler o atraer electrones de los átomos en función de sus cargas, en la Tabla 1 se muestran los dos fenómenos que se presentan. 66 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 1. Interacción de partículas cargadas con el material. (Tsoulfanidis,1995). PARTÍCULAS CARGADAS MASIVAS PARTÍCULAS CARGADAS LIGERAS (e+/-) - Colisiones con e-: perdida de energía - Colisiones con e-: perdida de energía por por ionización. ionización. - Colisiones elásticas con núcleos: cambio de dirección. - Colisiones elásticas con núcleos: - Colisiones con e-: perdida de energía por cambios de dirección. ionización - Colisiones elásticas con núcleos: cambio de dirección. - Bremsstrahlung: emisión de radiación gamma. Cuando se piensa en medios capaces de detectar la radiactividad que viene inmediatamente a la mente contadores Geiger, estos instrumentos son capaces de detector la radiactividad de manera eficiente. Sin embargo, existe otro detector que muestra dramáticamente lo que realmente radiactividad: la cámara de niebla. La radiación ionizante indirecta es producida por partículas sin carga (rayos x, rayos gamma y neutrones), que transfieren su energía a partículas cargadas en el material, las cuales causan la ionización mediante los procesos mostrados en la Tabla 2. Tabla 2. Interacción con la materia de partículas sin carga. (Tsoulfanidis,1995). Fotones - Interacción electromagnética, a través de los fenómenos: efecto fotoeléctrico, efecto Compton o producción de pares. Neutrones - Interacción fuerte, por ejemplo: n + p  n + p (elástica), el protón adquiere energía y es el que se detecta. Neutrinos - Interacción débil, por ejemplo: V + n  e- + p , se debe disponer de flujo muy intensos ya que la probabilidad de interacción de un neutrino es insignificante. Existe una gran variedad de detectores de partículas cargadas, como son los detectores gaseosos, detectores de centelleo, detectores de semiconductor, etc. Es importante destacar que uno de los requerimientos básicos de la física experimental de partículas cargadas es la determinación de sus 67 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. trayectorias, para lo cual se emplean los detectores de traza, siendo la Cámara de niebla de Wilson el primer dispositivo para tal fin. (Tsoulfanidis,1995). El principio básico del funcionamiento de una cámara de niebla es conseguir una atmósfera saturada de vapor, de algún líquido volátil. Para esto el físico Charles Thomas Ree Wilson diseñó en 1911 una cámara hermética, donde el aire del interior estaba saturado con vapor de agua, mediante un diafragma realizaba expansiones adiabáticas para disminuir la presión y enfriar el aire, creando una situación favorable para que al momento en que una partícula cargada atravesara dicha atmósfera, se formaban núcleos de condensación, dejando un rastro visible de su trayectoria (Griffths,2008) . Sin embargo, se requería de expansiones sucesivas, lo cual impedía tener un funcionamiento continuo, la cámara de niebla de difusión solucionó tal problema. Fue desarrollada por el físico Alexander Langsdorf en 1939, en la cual se genera un gradiente térmico, permitiendo la condensación a causa de las partículas cargadas que atraviesan la zona fría de la cámara de forma permanente. La cámara de niebla se convirtió en un instrumento de investigación muy útil, dando paso al descubrimiento de nuevas partículas mediante la observación de los rayos cósmicos y al estudio de su curvatura ante la presencia de campos magnéticos. Anderson detectó el positrón en 1932 y el muon en 1936 en los rayos cósmicos (Griffths,2008). Las dos fuentes de radiación más importantes detectadas por la cámara de niebla son los rayos cósmicos y la radiación terrestre (principalmente del gas radón). Entre las partículas que constituyen a los rayos cósmicos primarios se encuentran los protones (86%), partículas alfa (11%), núcleos de elementos más pesados como el uranio (1%) y electrones (2%) (Griffths,2008). Estas partículas colisionan con la atmósfera de la tierra e interactúan con los átomos que la conforman, produciendo los rayos cósmicos secundarios, creando más partículas mostradas en la figura 1. La radiación terrestre proviene de la desintegración de radionúclidos primordiales (uranio235, uranio-238 y torio-232.), los cuales tienen vidas medias muy largas comparables a la edad de la tierra. La mayor contribución se debe a la concentración del gas radón-222 que 68 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. decae por emisión alfa y es producto de desintegración del uranio-238, el radón está contenido en el suelo y en materiales de construcción. Las cámaras de niebla fueron usadas ampliamente hasta la aparición de cámaras más sofisticadas y complejas, fue dentro de estas consideraciones que se planteó el objetivo de construir una cámara de niebla para visualizar las trazas, e identificar las trayectorias, producidas por partículas cargadas de alta energía, provenientes principalmente de los rayos cósmicos, desintegraciones del radón y una fuente radiactiva. Figura 1: Cuando un rayo cósmico primario entra en la atmósfera se produce una cascada de partículas elementales muchas de las cuales pueden alcanzar la superficie terrestre. (Ferrer et al.,2005). 69 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. El objetivo de este trabajo fue construir una cámara de niebla para visualizar las trazas, e identificar las trayectorias, producidas por partículas cargadas de alta energía, provenientes principalmente de los rayos cósmicos. El origen de los rayos cósmicos proviene de la radiación solar generada por erupciones solares donde los protones componen la mayoría de esta radiación. Estas partículas en su interacción, producen partículas secundarias que son detectables mediante este tipo de cámaras. La cámara opera mediante una atmósfera saturada de vapor de alcohol. En el momento en que una partícula cargada atraviesa la zona fría de la atmósfera, se ioniza el medio y la partícula actúa como un núcleo de condensación del vapor de alcohol, dejando un rastro visible de su trayectoria. La cámara construida resultó ser muy estable, permitiendo una detección en forma continua y la observación de diversos sucesos. 2.- MATERIALES Y MÉTODOS Durante la construcción de la cámara de niebla, se llevaron a cabo una serie de pasos que se describen a continuación, así como materiales y procedimientos para llevar a cabo el objetivo de este trabajo. Construcción de La Cámara de Niebla La cámara construida se muestra en la figura 2, consta de un recipiente de vidrio tipo pecera, de dimensiones: 15 cm de largo x 10 cm de ancho x 20 cm de altura, sellado con silicón frio, de tal manera que una de las caras que constara de una placa lisa de aluminio de 21 cm de largo por 16 cm de ancho, cerrara la cámara. La cara interior de la placa de aluminio será pintada de color negro para poder observar con mayor claridad las trazas. En contacto con la placa estará un contenedor de hielo seco (CO 2) elaborado con poliestireno expandido (unicel) que actúa como aislante térmico y evitará que el CO2 no se consuma rápido. En la parte superior de la cámara en la cara interna se pegaron 4 70 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. tiras de fieltro para depositar alcohol isopropílico (marca J.T. Baker) y para la iluminación se empleó una linterna LED. Figura 2. Esquema del diseño experimental La cámara se compone de 3 partes, la base (sistema de enfriamiento) en la parte inferior tiene la función de enfriar el interior de la cámara debido al contacto directo de la placa de aluminio con hielo seco (CO2) que se encuentra a -77°C. Sobre este sistema de enfriamiento se encuentra la cámara de observación (cámara de niebla), donde el área una vez enfriada permitirá la visualización de las trazas, y en la parte superior de la cámara, la zona de evaporación donde se encuentra el alcohol isopropílico. 71 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 3. Cámara de Niebla Una vez construida y ensamblada la cámara de niebla, el procedimiento experimental comenzó con el depósito de 25 ml de alcohol isopropílico (2-propanol CH3CH (CH3) OH) marca J.T. Baker con una pureza del 99.99%, a lo largo de la tira de fieltro, se empleó este tipo de alcohol debido a que se evapora con facilidad y requiere de una baja energía de ionización para formar los núcleos de condensación. Se depositó una buena cantidad de hielo seco CO2 en fragmentos pequeños en el contenedor, esparciéndolo de manera uniforme, después se procedió al sellado de la cámara con cinta de aislar alrededor del perímetro de la base de aluminio con las paredes laterales (es muy importante que la cámara sea hermética), en seguida se colocó sobre el contenedor, cuidando que la base de aluminio hiciera un buen contacto con el hielo seco. Para calentar el alcohol y acelerar su evaporación, se colocó sobre la cámara una compresa de agua caliente. Una vez armada la cámara se obscureció parcialmente la habitación y se iluminó el área sensible con el proyector desde un costado de la cámara. Transcurrieron entre 10 y 15 minutos antes de empezar a funcionar. La diferencia de temperatura es la que permite obtener el gradiente térmico, iniciándose con la evaporación del alcohol, el cual desciende por la gravedad en forma de rocío o niebla hacia la zona más fría de la cámara, creando una atmósfera saturada de vapor de alcohol, al ser atravesada por una partícula ionizante deja un rastro visible debido a los núcleos de condensación del vapor 72 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. de alcohol. Al momento en que se empezó a crear la niebla, se procedió a grabar un video para registrar las trazas de las partículas incidentes. 3.- RESULTADOS Y DISCUSIÓN Para la identificación de partículas, se realizó un análisis cualitativo de los diferentes sucesos registrados en la grabación mediante la comparación de las trayectorias reportadas por cámaras de niebla más sofisticadas y la teoría que lo sustenta. Se detectaron partículas alfa que provienen de la desintegración del radón, estas partículas tienen un alto poder ionizante y depositan su energía en un corto espacio, formando una traza gruesa, corta, brillante y recta. Las trazas más largas corresponden a las partículas alfa emitidas por una fuente de óxido de uranio natural de la cual se desconoce su actividad. Las trazas se muestran en la Figura 4. Figura 4. Trazas de partículas alfa provenientes de una laminilla de UO2 Puede observarse en la figura 5 los protones que provienen de los rayos cósmicos secundarios, depositan toda su energía en la cámara y forman trazas rectas, largas, de 73 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. grosor y luminosidad media. La detección de este tipo de partículas fue el suceso más frecuente. Figura 5. Traza de un protón por colisiones elásticas (neutrón-protón). La traza de los fotoelectrones y electrones Compton es fina, su trayectoria es corta y presenta múltiples cambios de dirección debido a las colisiones, en la figura 6 se muestran tales trayectorias, así como un evento producción de pares. Figura 6. Trazas producidas por efecto fotoeléctrico, dispersión de compton y producción de pares. 74 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Los muones se desintegran en dos neutrinos (indetectables) y un electrón, se detectó su traza, la cual es fina y recta, con un cambio súbito de dirección, de forma V asimétrica o L, cuya detección se muestra en la figura 7. Figura 7. Trazas producidas por muones. 4.- CONCLUSIONES Se construyó satisfactoriamente una cámara de niebla para visualizar las trazas de partículas cargadas ionizantes. La cámara de niebla de difusión diseñada en este trabajo se puede emplear como una herramienta práctica, muy sencilla de construir y de fácil acceso para profesores, estudiantes y público en general ya que su operación resultó exitosa y estable, manteniendo su funcionamiento continuo durante algunos minutos. La principal dificultad fue la distinción entre las diferentes partículas, las imágenes seleccionadas fueron aquellas en las que se observó con mayor claridad la trayectoria característica de las trazas para poder identificar el tipo de partícula, aunque no hay un 100% de certeza debido a la similitud entre las trazas de dos partículas distintas, la elevada velocidad de la formación de la traza o la mala resolución de la imagen. 75 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Agradecimientos Los tres primeros autores agradecemos al CONACyT por la beca otorgada para realizar estudios de postgrado, así como el apoyo recibido por parte del COZCyT para participar en el ISSSD 2017. REFERENCIAS Arya, A.P. (1971). Fundamentals of Nuclear Physics. Allyn and Bacon. Cember, H. T Johnson T.E. (2008). Introduction to Health Physics. Fourth Edition. New York. McGraw Hill Company, Inc. Ferrer Soria, A. & Ros Martínez, E. (2005). Física de partículas y de astropartículas. Valencia, España: Maite Simón. Tsoulfanidis, N. (1995). Measurement and detection of radiation. 2nd edition. Taylor & Francis. Leo, W. R. (1994). Techniques for nuclear and particle physics experiments: A how-to approach. Spinger. Flakus, F. N. (1982). Detecting and measuring ionizing radiation – A short history. IAEA Bulletin 23(4): 31-36. Dunai, T. J. (2010). Cosmogenic nuclides: Principles, concepts and applications in the Earth surface sciences. Cambride University Press. Griffths, D. (2008). Introduction to Elementary Particles. 2nd ed. Weinheim. WileyVCH. NASA. [En linea]. Introduction to the Electromagnetic Spectrum. <https://science.nasa.gov/ Ems/01_intro>. [Consultada en Julio 2017]. 76 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Caracterización dosimétrica de KMgF3:Tb+PTFE Martha Itzel Ramírez-Romero1, Laura García-Salinas1, Maricela Villicaña-Méndez1 Rafael Huirache-Acuña1, José Apolinar-Cortés1, Pedro R. González-Martínez2 1 Facultad de Ingeniería Química, UMSNH Francisco J. Mújica S/N, Ciudad Universitaria, Col. Felicitas del Río 58030 Morelia, Mich., México. 2 Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares (ININ) Carretera México-Toluca s/n. La Marquesa 52750 Ocoyoacac México. Buzón-e: [email protected] Resumen En este trabajo se presentan los resultados obtenidos de la caracterización dosimétrica de los nuevos detectores de radiación de KMgF3:Tb+PTFE. La sal huésped se obtuvo mediante la técnica de microondas, con el polvo policristalino obtenido, se elaboraron dosímetros en forma de pastilla, usando como aglutinante PTFE. La respuesta termoluminiscente de estos nuevos detectores, presentó un comportamiento lineal, en el intervalo de dosis entre 1 y 1000 Gy de radiación gamma de 60 Co, la prueba de reproducibilidad en las mediciones, durante diez ciclos de tratamiento térmico, irradiación y lectura, presentó ± 3.7 %DS, en la prueba de estabilidad de la señal termoluminiscente, durante dos meses mostró que el desvanecimiento es prácticamente nulo. Por los resultados obtenidos, este nuevo detector podría ser de mucha utilidad para la dosimetría de la radiación ionizante, en las diferentes aplicaciones clínicas. Palabras Clave: Termoluminiscencia; Radiación ionizante; Dosimetría 77 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCCION Un método utilizado para medir y controlar la exposición a la radiación ionizante es el uso de dosímetro de termoluminiscencia. La composición química de un dosímetro TL puede variar dependiendo del fabricante y del tipo de radiación que se desea medir. Un nuevo material luminiscente con propiedades para utilizarse en dosimetría es el trifluoruro potasio magnesio (KMgF3), el cual es una fluoroperovskita cúbica de la forma ABF3, en el cual A es un metal alcalino y el B es un metal alcalinotérreo (González, 2006). Este material al ser impurificado con tierras raras incrementa su capacidad de absorber radiación gamma; la radiación gamma excita a los electrones de la capa de valencia hacía la capa de conducción, atravesando la banda prohibida quedando los electrones atrapados en esta banda en un estado metaestable. Los electrones atrapados se liberan gracias a la aplicación de calor y emiten una longitud de onda dentro del rango del visible, directamente proporcional a la radiación ionizante absorbida en un principio (termoluminiscencia). La síntesis del KMgF3 se ha realizado por el método solvotérmico dentro de una autoclave presurizado de acero inoxidable. Otro método es llevar a punto de fusión los precursores dentro de un crisol en atmósfera inerte. El principal problema del método solvotérmico es el prolongado tiempo de síntesis. En el segundo método se requiere una temperatura muy elevada (>1000°C). En esta investigación se pretende optimizar el método de preparación mediante la síntesis asistida por un reactor de microondas (Herrero, 2015). En este trabajo se realizaron pruebas de caracterización dosimétrica a dosímetros de KMgF3:Tb+PTFE; tales como: respuesta TL en función de la dosis, reproducibilidad de las mediciones, estabilidad o desvanecimiento de la señal TL (Oberhofer and Scharmann, 1981). 78 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.- MÉTODO EXPERIMENTAL 2.1.- Síntesis de KMgF3: Tb asistido vía Microondas Para la síntesis del KMgF3:Tb, se utilizó un Reactor Monowave 300 Anton Paar. Partiendo de un trabajo de investigación en la cual estudiaron la síntesis de este material, en este trabajo se llevó a cabo a una temperatura de 220°C durante 10 minutos (Herrero, 2015), el material se impurificó con distintas concentraciones de Tb, con la finalidad de observar su respuesta TL al ser expuestas las muestras a una dosis conocida de radiación gamma de 60 Co. Con la muestra que resulte más sensible a la radiación, se pretende elaborar dosímetros en forma de pastillas para su caracterización dosimétrica (Azorín, 2010). 2.2.- Pruebas de sensibilidad de KMgF3:Tb en polvo Se sometieron a tratamiento térmico de borrado para su homogenización, a una temperatura de 300°C por 30 minutos. Se irradiaron a una dosis de 3.0 Gy en el irradiador Gamma de 60 Co, modelo Gammacell serie 220, con una razón de dosis de 35.4951 Gy/hora, propiedad del ININ. Las lecturas TL se tomaron al día siguiente de la irradiación en el equipo Lector Harshaw Modelo 4000. La muestra dopada con 2.0 mol% de Tb, presentó la sensibilidad más alta a la radiación. La sensibilidad a la Radiación se estimó con la ecuación (1): (1) 2.3.- Elaboración de dosímetros en forma de Pastillas Se mezcló el polvo del material TL de KMgF3:Tb (2.0 mol%), con polvo de politetrafluoretileno (PTFE) en una relación 2:3, se comprimió en un molde de acero inoxidable a temperatura ambiente. Las pastillas obtenidas fueron sinterizadas en un intervalo de temperatura de 40°C- 400°C, por un tiempo aproximado de 6 horas. 79 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.4.- Respuesta TL como función de la dosis Esta prueba es para conocer el intervalo de linealidad de respuesta del material, esto es, el intervalo de dosis en el que son confiables las mediciones hechas con este nuevo detector. El intervalo de dosis de radiación gamma de 60 Co, en el que se realizó el estudio fue entre 1- 1000 Gy. Previo a la irradiación, los dosímetros recibieron su tratamiento térmico de borrado; 300 °C, 30 minutos, las lecturas se realizaron en atmosfera de nitrógeno para evitar señales espurias. 2.5.- Reproducibilidad Posteriormente al tratamiento térmico de borrado, los dosímetros se dejaron enfriar a temperatura ambiente y se irradiaron a una dosis de 10 Gy. Se tomaron las lecturas de los dosímetros 15 minutos después de la irradiación. Este procedimiento se repitió por diez ciclos consecutivos, de borrado, irradiación y lectura. La reproducibilidad debe cumplir la ecuación (2): (2) 2.6.- Prueba de Estabilidad de la señal TL (Fading) Esta prueba se refiere a la estabilidad o desvanecimiento de la señal TL de los dosímetros respecto al tiempo después de haber sido irradiados. La prueba se llevó a cabo con un lote de dosímetros que posteriormente a su tratamiento térmico de borrado, se irradiaron a 10 Gy y fueron leídos en una misma jornada un día después de la irradiación para obtener su lectura TL inicial. Posteriormente fueron borrados y se irradiaron a la misma dosis, se agruparon para almacenarlos aislados de la luz, en un portadosímetros; las lecturas TL de los dosímetros irradiados se tomaron a 5, 15, 30, 45 y 60 días posteriores a la irradiación. (IEC, 1991). 80 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 3.- RESULTADOS 3.1.- Linealidad de la respuesta TL La figura 1, muestra la respuesta TL en función de la dósis presentando una linealidad en el intervalo estudiado. 8000 KMgF3:Tb+PTFE 7000 Intensidad TL (nC) 6000 5000 4000 3000 2000 1000 y=7.189x+31.28 2 R =0.998 0 -1000 0 200 400 600 800 1000 Dosis Gamma (Gy) Figura 1. Linealidad de la respuesta TL de los dosímetros en función de la dosis. 3.2.- Reproducibilidad Al sustituir los valores en la ecuación (2), se obtuvo un valor ±3.7 el cual cumple con el valor sugerido por las normas internacionales de protección radiológica para usos dosimétricos. En la Figura 2 se puede apreciar esto gráficamente. 81 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. N = 10 Mean = 132.85 SD = 4.98743 200 180 160 +7.5% Respuesta TL 140 Mean 132.85 120 -7.5% 100 80 60 40 20 0 0 2 4 6 8 10 Ciclos Figura 2. Respuesta de los dosímetros en función del número de ciclos de lectura. 3.3.- Estabilidad de la señal TL (FADING) En la Figura 3 se puede apreciar que en los primeros 45 días después de la irradiación la variación en las lecturas TL es mínima, presentando un 3.7%DS, por lo tanto el desvanecimiento es nulo, mientras que a los 60 días después, hubo un incremento en su sensibilidad relativa. 82 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. TL final TL inicial 2.0 Sensibiliad Normalizada 1.8 1.6 1.4 1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0 10 20 30 40 50 60 Días Figura 3. Estabilidad de la señal TL del KMgF3:Tb durante dos meses de estudio. 4.- CONCLUSIONES Se logró el objetivo principal de realizar la caracterización dosimétricas del material KMgF3:Tb+PTFE al irradiarlo a distintas dosis. Estos dosímetros presentaron linealidad de respuesta TL en función de la Dosis en el intervalo de 1-1000 Gy, lo cual es muy satisfactorio. Se obtuvo muy buena reproducibilidad del material ya que la norma sugiere un valor de ≤7.5%ν y este material nos dio un valor de ˃γ.7%. Se evaluó la estabilidad de la señal TL durante un periodo de dos meses, el cual los primeros 45 días no hubo desvanecimiento de la señal y a los 60 días hubo un incremento significativo en la sensibilidad relativa. Debido a los resultados ya mencionados, se puede concluir que este material TL es apropiado para dosimetría, ya que cumple ampliamente con las normas internacionales para ser usado como sistema dosimétrico. 83 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 5.- REFERENCIAS Azorín N. J. (2010). Introducción a la Física Nuclear. Universidad Autónoma Metropolitana unidad Iztapalapa, México, D.F. Pp. 55-57 & 101-103. Gonzalez P. R., Furetta C., Cruz Z. E. (2006) The thermoluminescent (TL) kinetics parameters of the perovskite-like KMgF3 activated by lutetium impurities. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 243: 349–353. Herrero C. R., M. Villicaña-Mendez, L. García-Salinas, P.R. González- Martínez, M.A. Custodio-Cárdenas, D. Mendoza-Anaya (2015). Desarrollo de detectores de radiación basados en nanocristales de KMgF3:Tb sintetizados por microondas. XV International Symposium on Solid State Dosimetry. Pp 436-446. Oberhofer M. y Scharmann A. (1981). Applied Thermoluminiscence Dosimetry. ISPRA Courses, Published for the Commission of the European Communities by Adam Hilger. Pág. 11. IEC, Technical Committee No. 45 Nuclear Instrumentation, Subcommittee 45B Radiation Protection Instrumentation. (1991). Personnel and Environmental Monitoring. IEC, International Electrotechnical Commission. 84 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Radiochromic film calibration for dosimetry in Computed tomography tests Kamila Cristina Costa1, Káren Larissa Costa3 Alvaro Maurício Ladino Gómez 2, Arnaldo Prata Mourão1/2,* 1 Biomedical Engineering Center, Federal Center for Technological Education of Minas Gerais, Av. Amazonas, 5253 - Sala 113. CEP: 30421-169, Nova Suíça, Belo Horizonte, MG, Brazil 2 Department of Nuclear Engineering, Federal University of Minas Gerais, Av. Antônio Carlos 6627, CEP: 31270-90, Pampulha, Belo Horizonte, MG, Brazil 3 Medicine Department, University of Itaúna Mg 431 Km 45 - Eldorado, Itaúna, MG, Brazil. * Email: [email protected] Abstract Radiochromic film applications in dosimetry have become increasingly significant for studies on radiotherapy and diagnostic tests. Due to sensitivity to exposure to ionizing radiation, radiochromic films are commonly used to obtain dose distribution maps. The objective of this study is to obtain the calibration curves of the radiographic film for exposure with X-ray beam in a computerized tomography (CT) scanner for realize measures of typical doses found in radiodiagnosis tests. It was used Gafchromic XR-AQ2 film, which shows little sensitivity to visible light and a response in the range of 0.1 to 20 cGy for X-ray beam in a tube voltage supply range ranging from 20 kV to 200 kV. In the experiments, a head polymethylmethacrylate (PMMA) phantom, with a cylindrical shape with five openings was used. This phantom was placed in the CT scanner isocenter and radiochromic film strips were placed into two openings. The irradiations were performed in a Toshiba Asteion scanner that allows making acquisitions in helical mode. The central slice of the head phantom was irradiated to obtain the values of air kerma in PMMA measured with a pencil ionization chamber. Thereafter, radiochromic film strips were placed into the central and one peripheral opening and 10 cm long scans of the central region of the phantom were carried out with feed voltage of 120 kV. The strips irradiated with different X-ray tube currents were scanned and processed using the ImageJ software to obtain the intensity values resulting from the absorbed radiation by optical density analysis. The calibration curves were obtained for both region, central and peripheral corresponding to the values of air kerma in PMMA measured with ionization chamber. With the curves in hand, CT experiments with applied beams can use radiochromic films as a dosimetry method and then seek the generation of images with lower dose deposition and higher diagnostic quality. Keywords: dosimetry, radiochromic film, Computed Tomography. 85 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCTION Computed tomography is a diagnostic test widespread in clinical practice since its introduction. The striking reason for this popularity is that this method, unlike conventional X-ray methods, allows observing internal structures of the body by smoking through cuts, without overlapping tissues. As in conventional radiology, the different absorption characteristics of each tissue results in the contrast that allows obtaining the CT images [Mourão and Oliveira, 2009]. In spite of the constant evolution of CT equipment for the acquisition and quality of the generated images, the levels of dose absorption during the examination are still very high, when compared to a conventional radiological examination. However, high doses of CT allow obtaining images with better quality, improving the diagnosis. Recent developments, such as automatic exposure control, consider this problem of dose absorption. This technology allows adjustment of the amount of absorbed dose according to the anatomy of the patient under examination. During digital image reading, the radiologist can choose the appropriate window settings for the specific anatomy and pathology according to the interest of the exam [Dance et al., 2014; Mourão, 2015]. One of dose dosimetry methods is based on radiochromic films. These films have a polymeric structure in an emulsion layer, which darkens according to the amount of radiation received. Radiochromic film applications in dosimetry have become increasingly significant for studies on radiotherapy and diagnostic tests. Due to sensitivity to exposure to ionizing radiation, they are commonly used to obtain dose distribution maps [Morrison et al., 2014]. The aim of this study is to generate calibration curves from Radiochromic films irradiation, turning the darkening of the film into air kerma in PMMA values, to assist in experiments in CT with an X-ray beam generated with a voltage of 120 kV, in order to improve diagnose process. 86 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.- MATERIALS AND METHODS In this section, they are going to be present the main materials applied in this work and the details of the experiment in CT. 2.1.- Radiation Dosimeters A radiation dosimeter is any device used to measure exposure to ionizing radiation. In this work, it was used the film GAFCHROMIC® XR-QA2, compatible with a wide variety of phantoms. This film show little sensitivity to visible light and a response in the range of 0.1 to 20 cGy for X-ray beam in a tube voltage supply range ranging from 20 kV to 200 kV [Tawfik et al., 2012]. Radiochromic films are composed of three main layers: coating, emulsion and base. With these films its possible to observe changes in their color with high contrast due to translucent yellow polyester coating. However this layer does not affect spectral absorption properties in the red region, which is the main area of reflected mode analysis by scanners [Costa et al., 2016]. The received dose by the film can be estimated by comparing the darkening degree from a reference strip not irradiated. Figure 1 shows film strips irradiated with different absorbed dose values. Figure 1 – Comparison among the reference strip and the strips irradiated with increasing doses from the left. 87 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. The ionization pencil chamber is a simple gas-filled radiation detector that is widely used for the detection and measurement of certain types of ionizing radiation. In CT, the radiation dosimeter must have a special geometry, due to the tube rotation around the patient table, presenting a response to the incident radiation beam from all angles [Castro et al., 2016]. In this work it was used a pencil ionization chamber type RADCAL ACCU-GOLD 10X63CT model, developed to make measurements of dose index and longitudinal dose product for X-ray beams in CT. The detection range is between 200 nGy and 1 kGy with an uncertainty of 4% for X-rays up to 150 kV of voltage. The camera has 3 cm3 active volume and the cable is tri-axial type of low noise [RADCAL, 2015]. The air kerma measurements were carried out during the irradiation of the central slice of the phantom, programming the CT scanner in axial mode and positioning the camera in position central and 12 of the phantom. The other openings were filled with solid billets made of PMMA. The central slice of the phantom was irradiated and was made three measures for each position. 2.2.- Data collect The radiochromic film was cut in strips with approximate dimensions of 0.5 x 2.0 cm each one. Then, they were identified to be irradiated in the experiments.vcIt was used a head phantom of polymethyl methacrylate (PMMA) material in cylindrical form with five openings, four peripheral and one central, being positioned in the isocenter of the gantry. The irradiations were made from the Toshiba Asteion Super 4, a 4-channel tomograph that allows making acquisitions in helical mode. The central slice of the simulator was irradiated to obtain the values of air kerma in PMMA measured with the pencil ionization chamber, inserted into the central opening and the peripheral opening 12, corresponding to positions similar to an analog clock. Figure 2 shows the head phantom positioned on the CT scanner isocenter, with the pencil ionization chamber in the central opening. 88 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Thereafter, film strips were inserted into the same openings and 10 cm long scans of the central slice of the phantom were performed with a voltage of 120 kV. After irradiation, the films were scanned using the HP Scanjet G5050 scanner, to obtain digital images with a resolution of 300 dpi. The images were processed using the ImageJ software to obtain the grayscale intensity values resulting from the absorbed radiation by optical density analysis. Figure 2 – Head phantom positioned in the isocenter of the gantry with the pencil ionization chamber in the central opening. This software allows the separation of RGB colors to use only the data of the red color channel, which presents the greater variation band, because the ※lm coat does not filter it. In the image obtained from the red channel it was made greyscale inversion. Then, numerical values were obtained corresponding to the darkening for each strip exposed. Using the software Origin Pro 8, with this intensity values, the calibration curves were obtained for each beam used in relation to the values of air kerma in PMMA measured with ionization chamber. All images used in the work are 8 bits images, so the intensity greyscale ranges from 0 to 255. 89 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. In the course of time, films record background radiation in‼uences, whose absorbed dose value is unknown. This value is recorded by the darkening of the non-irradiated strip (BG) and it must be subtracted from the others to establish the direct relationship between the known absorbed dose and the greyscale value recorded by the ※lm. The intensity greyscale of BG, for the red color in the greyscale, was 38.54 [Costa et al., 2016]. 3.- RESULTS The calibration curves relate air kerma in PMMA with the numerical intensity of the radiochromic film, according to each head phantom opening. Figure 3 shows the calibration curves obtained for the central and 12 openings. Figure 3 – Calibration curves for a head phantom in a TC scan with a voltage of 120 kV. 90 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Equations (1) and (2) correlates the ※lm strip intensity (x), in greyscale, with air kerma in PMMA values (y) in mGy, for the central and 12 openings, respectively. Table 1 compares the values of air kerma in PMMA obtained from the Equations (1) and (2) with measured ones. Table 1.- Comparison between measured and calculated values Central Opening Measured Calculated (mGy) (mGy) Opening 12 Error Measured Calculated (mGy) (mGy) (mGy) Error (mGy) 0 -0.02 -0.02 0 -0.11 -0.11 9.90 9.96 0.06 11.77 12.17 0.40 19.80 19.74 -0.06 23.53 23.19 -0.34 39.59 39.60 0.01 47.06 47.13 0.07 4.- DISCUSSION From the results presented on Table 1, it is possible to considerate the calibration curve an efficient and simple method to obtain air kerma in PMMA values in experiments in CT with a 91 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. beam of 120 kV. The results were even better for the central opening, whose measured values were closer to the exponential decay curve. The difference between the calibration curves allows considering how much the air kerma in PMMA varied with the depth of the beam in the phantom. This can be clearly noticed by the positioning of each curve in the graph of Figure 3, as well as by the divergences between the values obtained in Equations (1) and (2). This can be explained by attenuation of the X-ray beam due to absorption from the outermost layers of the simulator object. The phantom presents a similar behavior in X-ray attenuation at 12 and central openings to 120 kV tube voltage, because the beam has a higher penetration power. Then, the film strip darkening observed at the periphery is similar to the central position for a same air kerma value. 5.- CONCLUSIONS The calibration curve equation is a simplified method to obtain values of kerma in PMMA using digital images of irradiated radiochromic films. With the aid of calibration curves, computed tomography experiments performed with 120 kV X-ray beams can apply radiochromic films in their dosimetry, in order to correlate the dose levels of air kerma in PMMA with the intensity of darkening registered by the film. Thus, the generation of diagnostic quality images acquired with protocols that promote lower dose deposition becomes less complex. It is worth mentioning that the radiochromic films have a response variation with the energy of the X-ray beam. Therefore, it is necessary to consider its characteristics and limitations according to the desired application, in order to guarantee a reliable interpretation of the data. It is recommended to work with values within the response range reported by the film manufacturer. 92 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Radiochromic films are useful for observing dose variation on computed tomography to obtain lower doses in patients without loss of diagnostic imaging quality. With the calibration curves, it will be possible to evaluate the dose distribution at different depths of the simulator object, aiding in experiments developed in CT. Acknowledgments Acknowledgements to support provided by CNPq and FAPEMIG, as well as the Agnus Dei Medical Clinic due to the permission to use their facilities for the experiment. REFERENCES Castro MC; Xavier M; Caldas LVE. Performance of three pencil-type ionization chambers (10 cm) in computed tomography standard beams. 8th Brazilian Congress on Metrology. Journal of Physics: Conference Series 733 (2016) 012091. Costa KC; Gomez AML; Alonso TC; Mourao AP. Radiochromic film calibration for the RQT9 quality beam. 2nd International Conference on Dosimetry and its Applications, 2016, Guildford. ICDA-2 p. 104-105. Dance DR; Christofides S; Maidment ADA; McLean ID; Ng KH. DIAGNOSTIC RADIOLOGY PHYSICS. IAEA. Vienna (2014). Morrison H; Menon G; Sloboda RS. Radiochromic film calibration for low-energy seed brachytherapy dose measurement. Medical Physics, v.41, n.7, (2014). Mourão AP; TOMOGRAFIA COMPUTADORIZADA: TECNOLOGIAS E APLICAÇÕES. São Paulo: Difusão Editora. Rio de Janeiro: Editora Senac. (Second edition, 2015). Mourão AP; Oliveira FA. FUNDAMENTOS DE RADIOLOGIA E IMAGEM. São Paulo: Difusão Editora. (First edition, 2009). RADCAL, C. ACCU-GOLD User Guide. [S.l.], 2015. 93 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tawfik G. et al. Characteristics of gafchromic XRQA2 films for kv image dose measurement. Medical Physics, v. 39, n. 2, (2012). Williams M.J; Metcalfe PE; 2011. Radiochromic film dosimetry and its applications in radiotherapy. 4th SSD Summer School: concepts and Trends in Medical Radiation Dosimetry (75-99). AIP, Wollongong. 94 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Optimización del código PENELOPE en lenguaje F# para la simulación del espectro de rayos x en radiodiagnóstico Christopher Irvin Ballon Peralta*, Nelly Ysabel Quispe Valeriano José Luis Javier Vega Ramirez Universidad Nacional de San Agustín Av. Independencia s/n 04000, Arequipa, Perú, E-mail: [email protected] Resumen La simulación computacional para obtener el espectro de rayos-x en el rango de radiodiagnóstico, permite un estudio y conocimiento antelado del proceso de transporte de los rayos-x en la interacción con la materia usando el método Montecarlo. Con la obtención de los espectros de rayos-x podremos conocer la dosis que recibe el paciente cuando se somete a un estudio radiográfico o TAC, mejorando la calidad de la imagen obtenida. El objetivo del presente trabajo fue implementar y optimizar el código abierto PENELOPE (Código Monte Carlo para la simulación del transporte de electrones y fotones en la materia) versión 2008 programando código extra en lenguaje funcional F#, lográndose duplicar la velocidad de procesamiento, reduciendo así el tiempo de simulación empleado y errores al optimizar el software programado inicialmente en FORTRAN 77. Los resultados fueron comparados con los de PENELOPE obteniéndose una buena concordancia. También se simuló la obtención de una curva PDD (Perfil de Dosis a Profundidad) para un equipo de teleterapia de Cobalto-60 Theratron Equinox validando también el software implementado para altas energías. Palabras clave: optimización; PENELOPE; rayos-x. 95 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCCIÓN La simulación por ordenador de los espectros de rayos-X es una de las herramientas más importantes para la investigación de la dosis que recibe el paciente y mejoramiento de la calidad de imagen en sistemas de radiodiagnóstico. Los primeros intentos de predecir espectros de rayos-X se realizaron por [Kramer 1923] Este trabajo pionero fue continuado por varios investigadores y muchos grupos de investigación, actualmente se está tratando de encontrar un método más preciso para la simulación computacional de los espectros de rayosX, debido al hecho de que para la medición experimental de los espectros de rayos-X se necesita un equipo especial que está disponible sólo en un número limitado de laboratorios [Fewell y Shuping 1978, Fewell et al 1981, Laitano et al 1991, Antonuk et al 1997, Dance et al 2000; Wilkinson et al., 2001]. Fewell midió espectros de rayos-X con diferentes combinaciones de filtro/objetivo durante más de dos décadas y se ha publicado la medición de varios espectros [Fewell y Shuping 1977; Fewell et al., 1978]. Desde la primera medición experimental de los espectros de rayosX ha transcurrido mucho tiempo y sigue siendo complicado, existen diferentes métodos para la predicción de estos espectros. Los cuales pueden ser divididos en tres categorías: modelos empíricos [Fewell y Shuping 1977; Boone y Seibert 1997; Boone et al., 1997], los modelos semi-empíricos [Birch y Marshall 1979; Boone 1988; Tucker et al., 1991; Blough., et al 1998] y el método Monte Carlo [Kulkarni y Supe 1984; Acosta et al., 1998; Bhat et al., 1999; Verhaegen et al., 1999; Ng et al., 2000, Ben Omrane et al., 2003, Verhaegen y Castellano., 2002]. Aunque, las categorías de modelos empíricos y semi-empíricos siguen siendo los métodos más rápidos para la predicción de los espectros de rayos-X, los modelos propuestos hasta ahora todavía tienen limitaciones que impiden su adopción por una amplia gama de aplicaciones. 96 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. El sofisticado modelo de Monte Carlo fue adoptado como una alternativa para superar las limitaciones. Sin embargo, la predicción de los espectros de rayos-X usando el Método de Monte Carlo representa un intenso cálculo computacional y tiempo en comparación a los métodos empíricos y semi-empíricos. El uso del método de Monte Carlo para simular el transporte de radiación se ha convertido en el medio más preciso de predicción del espectro de rayos-X, incluso en geometrías complejas debido a la modelación física más precisa y la incorporación de datos de sección transversal más exacta [Zaidi y Sgouros 2002]. Por otra parte, los códigos de propósito general de Monte Carlo son de dominio público, ejemplos de ello: EGS4 (Electron Gamma Shower) [Bhat et al., 1998; Ben Omrane et al., 2003], MCNP (Código Montecarlo para n-partículas de propósito general) [Verhaegen et al., 1999; Mercier et al., 2000], SU [Ng et al., 2000] y PENELOPE. En la actualidad distintos centros médicos, realizan estudios de diagnóstico por imágenes utilizan rayos-X, desde la obtención de una radiografía convencional, en fluoroscopía, como en tomografía incluso en radioterapia, como en VMAT (Terapia Volumétrica de Arco Modulado) en el que producen rayos-X de alta energía. En radiodiagnóstico, la calidad de imagen depende de parámetros tales como KVp, tiempo de exposición y material de las pantallas intensificadoras o detectores entre otros. Dado que el paciente no debe recibir más de entre el 20-40% de la dosis administrada. [ICRP 60, 1990]. 2.- MATERIALES Y MÉTODOS Tomando en cuenta que el software estaba inicialmente programado en FORTRAN 77 decidimos que la mejor forma de optimizar este software era aprovechar una característica importante de .NET framework: (Componente de visual studio 2017 bajo el que se programa 97 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. en F#) Su versatilidad de poder integrar archivos de código en distintos lenguajes, por ejemplo C#, Visual Basic, F#, entre otros de los cuales no se considera FORTRAN, pero utilizando un complemento de nombre ―Lahey – GNU FORTRAN‖, desarrollado por una compañía de software de Silicon Valley se pueden crear proyectos incluyendo archivos de código escritos en FORTRAN, por ello se hizo llamado a los archivos PENMAIN.F, que a su vez incluye a los archivos PENELOPE.F, PENGEOM.F, PENVARED.F y TIMER.F, pudiendo acceder a las variables y funciones desde un archivo en F# el cual fue nuestro archivo principal. 2.1.- Espectro de Rayos-X El tubo de rayos-X está conformado por dos electrodos (cátodo y ánodo), una fuente de electrones (cátodo, filamento de material termoiónico) y un blanco de tungsteno. Los electrones se aceleran mediante una diferencia de potencial entre el cátodo y el ánodo. La radiación es producida en la zona de impacto de los electrones y se emite en todas direcciones. La energía adquirida por los electrones va a estar determinada por la diferencia de potencial aplicada entre los electrodos. Como la velocidad del electrón puede alcanzar velocidades de hasta una tercera parte de la velocidad de la luz, debemos considerar efectos relativistas. El espectro continuo o Bremsstrahlung producido por la interacción partículas cargadas ligeras (electrones) al colisionar inelásticamente con núcleos de átomos blanco. Para una partícula cargada acelerada como el electrón, los campos eléctricos no estáticos y magnéticos no pueden ajustarse en sí mismos por lo cual no hay manera que no se irradie energía alrededor de la partícula cargada. Como un resultado, electrón acelerado o desacelerado, emite algo de esta energía cinética en la forma de fotones conocido como radicación Bremsstrahlung. [Podgorsak, 2006] 98 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 1.- Izquierda, Interior de un tubo de rayos-X. Derecha, espectro de rayos-X. (D. Graham, P. Cloke, M. Vosper, 2012, Principios y aplicaciones de física radiológica) Las transiciones de radiación resultan en la emisión de fotones que son llamados radiación característica, la longitud de onda y energía h del fotón emitido es característica del átomo del cual el fotón es originado. La radiación de fluorescencia es aun usada para describir a los fotones característicos. El conjunto de fotones emitidos por la transición de un átomo dado es referido como la línea de espectro del átomo. Charles G. Barkla descubrió los rayos-X característicos en 1917 y premiado con el premio nobel por su descubrimiento. Las energías liberadas a través de una transición electrónica están afectadas por el número atómico Z del átomo blanco y por los números cuánticos de los niveles atómicos involucrados en la transición electrónica. Las transiciones entre niveles internos de elementos de alto número atómico podrían producir rayos-X y estos relacionados a las transiciones de rayos-X (fotones de energía h que va del orden de 10 KeV a 100 KeV). [Podgorsak, 2006] 99 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.2.- PENELOPE v.2008 El sistema de código en computadora PENELOPE (versión 2008) realiza la simulación Monte Carlo del transporte de electrones y fotones en materiales arbitrarios para una amplia gama de energía, desde 20 eV hasta 1 GeV. El transporte de fotones se simula mediante el esquema de simulación estándar, detallando los caminos seguidos por electrones y positrones este se genera sobre la base de un procedimiento mixto, que combina la simulación detallada de eventos duros con simulación condensada de las interacciones suaves. Una parte del programa para crear geometrías llamado PENGEOM permite la generación de cascadas aleatorias de electrones de fotones en sistemas de materiales que consiste en cuerpos homogéneos limitados por superficies cuadráticas, es decir, los planos, esferas, cilindros, etc. El código PENELOPE proporciona una descripción bastante exacta de transmisión de electrones en la materia. Los caminos generados por los electrones, pueden ser considerados réplicas numéricas de caminos reales, como es requerido para garantizar la exactitud en el cálculo de la distribución de fotones emitidos. Las interacciones consideradas principalmente son dispersión coherente (Rayleigh), dispersión incoherente (Compton) y absorción fotoeléctrica. La producción de pares ocurre a energías mayores que 1.22 MeV. [Salvat F, Fernández-Varea J, Sempau J, 2008] 2.3.- Lenguaje funcional F#: La computación científica ha cambiado. Científicos computacionales ya no escriben sus programas en FORTRAN, ahorrando tiempo en ordenadores modernos. Ahora buscan mejorar sus investigaciones eligiendo lenguajes de programación más expresivos, procesamiento paralelo en ordenadores de escritorio y explotando la capacidad de transmisión de información a través de internet. Una versión de Meta-lenguaje fue desarrollada en la universidad de Edimburgo en 1970 como un lenguaje diseñado para representar eficientemente y manipular otros lenguajes, llamado LCF. (Funciones lógicas y computables). En 2005, Don Syme, del centro de investigación de Microsoft en Cambridge meticulosamente creó el lenguaje F# para .NET. (Plataforma de Microsoft que permite la ejecución de programas utilizando varios lenguajes) El lenguaje de alto nivel F#, combina la simplicidad 100 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. remarcable y la robustez de la familia de lenguajes CAML (Lenguaje Máquina de Categorías Abstractas) con la interoperabilidad de .NET, facilitando la integración de programas F# con otros programas escritos en otros lenguajes de .NET. (C#, C++, Basic, etc) Además, es el primer lenguaje en implementar algunas características importantes como patrones activos y construcciones de programación asíncrona. El lenguaje de programación destaca por ser seguro, funcional, (las funciones pueden ser enlazadas, convertirse en argumentos de otras funciones y almacenadas en estructuras de datos como valores) los tipos de valores son automáticamente inferidos durante la compilación por el contexto en el cual ocurre. Las variables raramente son necesariamente especificadas de manera explícita, reduciendo dramáticamente el volumen de líneas de código. [Harrop J et al., 2008] 3.- RESULTADOS Se implementó código en F# para optimizar el proceso de simulación usando algoritmos de optimización a dos procesos en simultaneo, (para ordenadores de dos núcleos) obteniéndose que al simular el mismo caso. (Obtención del espectro de rayos-x al atravesar un filtro de aluminio) Figura 2.- Geometría del caso simulado, un blanco de tungsteno un filtro de aluminio y el detector del espectro de berilio 101 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Se ingresaron los datos de la geometría y los parámetros de simulación y luego del proceso de compilación el programa FUN-PENELOPE.exe, se realiza el proceso de simulación de manera más rápida y utilizando mejor los recursos del sistema. A continuación, se muestran los resultados del proceso de simulación luego de 27 minutos: Figura 3.- Grafico que muestra la comparación del espectro de rayos-x simulado por el programa PENMAIN optimizado y el código original (se obtienen los mismos resultados en aproximadamente la mitad de tiempo) Tabla 1.- Comparación de los resultados de la simulación para ambos casos Resultado: Código Original Código Optimizado Tiempo de simulación 1.537188E+03 sec 1.593875E+03 sec Número de showers o caminos de particulas 5.763400E+04 1.256220E+05 Velocidad de simulación de showers 3.749315E+01 showers/sec 7.881547E+01 showers/sec 102 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Es decir, la simulación fue realizada aproximadamente 2.1 veces más rápido, obteniéndose así resultados más certeros en el mismo tiempo de simulación. Se realizó un análisis de la evolución de los errores y showers simulados en el tiempo. Figura 4.- Grafico que muestra la evolución del número de showers simulados hasta 600 segundos de tiempo de simulación, el necesario para el caso planteado (se obtienen los mismos resultados en aproximadamente la mitad de tiempo). Figura 5.- Grafico que muestra la velocidad de showers simulados hasta 600 segundos respecto al tiempo de simulación, de manera similar es el doble de rápido mostrando una variación similar al original 103 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. A continuación, se muestra la evolución del proceso global de simulación tanto para el código original como para el código optimizado. Figura 6.- Grafico que muestra la evolución del proceso de simulación para PENELOPE y FUN-PENELOPE (Código optimizado), correspondiendo la primera columna (izquierda) 58.5 segundos, segunda columna 2.99 minutos y tercera columna 8.89 minutos de tiempo de simulación. También se simuló la obtención de una curva PDD para la simulación de un cabezal de cobalto-60 Theratron Equinox, definiéndose un campo de 5x5cm2 a una distancia de 100 cm SSD, obteniéndose también concordancia de datos y un tiempo de simulación aproximadamente de la mitad. 104 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 7.- Grafico que muestra la comparación de un PDD (perfil de dosis a profundidad) simulado con PENELOPE (izquierda) y FUN-PENELOPE (derecha) 4.- DISCUSION El código inicialmente pensado para la obtención del espectro de Rayos-X nos ha dado buenos resultados, así nos planteamos como complemento probarlo para altas energías, también obteniendo datos correctos y tiempo de simulación menores. Actualmente, se está realizando pruebas para otros casos como aplicaciones a medicina nuclear y estudios PET, mejorando los resultados obtenidos por el código PENELOPE. 5.- CONCLUSIONES Estudiar y optimizar el proceso de simulación computacional para la obtención del espectro de rayos-X en radiodiagnóstico permite obtener resultados más certeros en menor tiempo lo 105 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. que puede ser de mucha utilidad en procesos más complejos que con PENELOPE tomaban un promedio de 18 horas. Los resultados de este estudio proponen poder simular parámetros dosimétricos y técnicos que ayudarían en el proceso de calibración y control de calidad de equipos de radiodiagnóstico en determinados modelos existentes en el mercado, ya que al reducir el tiempo de simulación el software podría usarse para este propósito. REFERENCIAS Athem G; Planck M. (2012). A new dosimeter for diagnostic x-rays. Applied Radiation and Isotopes 20: 333-350. Acosta E, Liovet X, Coleoni E, Riveros J A and Salvat F (1998) Monte Carlo simulation of xray emission by kilovolt electron bombardment J. Appl. Phys. 83 6038–49 Antonuk L E et al (1997) Empirical investigation of the signal performance of a highresolution, indirect detection, active matrix flat-panel imager (AMFPI) for fluoroscopic and radiographic operation Med. Phys. 24 51–70 Ben Omrane L, Verhaegen F, Chahed N and Mtimet S (2003) An investigation of entrance surface dose calculations for diagnostic radiology using Monte Carlo simulations and radiotherapy dosimetry formalisms Phys. Med. Biol. 48 1809–24 Bhat M, Pattison J, Bibbo G and Caon M (1998) Diagnostic x-ray spectra: a comparison of spectra generated by different computational methods with a measured spectrum Med. Phys. 25 114–20 Bhat M, Pattison J, Bibbo G and Caon M (1999) Off-axis x-ray spectra: a comparison of Monte Carlo simulated and computed x-ray spectra with measured spectra Med. Phys. 26 303–9 Boone J M and Seibert J A (1997) An accurate method for computer-generating tungsten anode x-ray spectra from 30 to 140 kV Med. Phys. 24 1661–70 Blough M M, Waggener R G, Payne W H and Terry J A (1998) Calculated mammographic spectra confirmed with attenuation curves for molybdenum, rhodium, and tungsten targets Med. Phys. 25 1605–12 106 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Birch R and Marshall M (1979) Computation of bremsstrahlung x-ray spectra and comparison with spectra measured with a Ge(Li) detector Phys. Med. Biol. 24 505–17 Cranley K, Gilmore B, Fogarty G, Desponds L. York (UK) (1997): The Institute of Physics and Engineering in Medicine (IPEM); IPEM Report 78: Catalogue of diagnostic X-ray spectra and other data. Kramers H A (1923) On the theory of x-ray absorption and of the continuous x-ray spectrum Phil. Mag. 46 836–71 Kulkarni R N and Supe S J (1984) Monte Carlo calculations of mammographic x-ray spectra Phys. Med. Biol. 29 185–90 Fewell T R and Shuping R E (1977) Photon energy distribution of some typical diagnostic xray beams Med. Phys. 187–97 Fewell T R and Shuping R E (1978) Handbook of Mammography Spectra (HEW Publication) (FDA) 79-8071 Fewell T R, Shuping R E and Healy K E (1981) Handbook of Computed Harrop J (2008) F# for Scientist, John Wiley & Sons Inc. ISBN: 978-0-470-24211-7, Parte 1 Salvat F, Fernández-Varea J, Sempau J (2008) PENELOPE, a code system for Monte Carlo simulation of electron and photon transport Laitano R F, Pani R and Pellegrini R (1991) Determination of x-ray spectra and of the scattered component up to 300 kV Med. Phys. 18 934–8 E. Podgorsak, (2006), Radiation Physics for Medical Physicist Mercier J R et al (2000) Modification and benchmarking of MCNP for low-energy tungsten spectra Med. Phys. 27 2680–7 Ng K P, Kwok C S and Tang F H (2000) Monte Carlo simulation of x-ray spectra in mammography Phys. Med. Biol. 45 1309 18 Tucker D M, Barnes G T and Chakraborty D P (1991) Semiempirical model for generating tungsten target x-ray spectra Med. Phys. 18 211–8 Verhaegen F, Nahum A E, Van de Putte S and Namito Y (1999) Monte Carlo modelling of radiotherapy kV x-ray units Phys. Med. Biol. 44 1767–89 Verhaegen F and Castellano I A (2002) Microdosimetric characterisation of 28 kVp Mo/Mo, Rh/Rh, Rh/Al, W/Rh and Mo/Rh mammography x ray spectra Radiat. Prot. Dosim. 99 393–6 107 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Wilkinson L E, Johnston P N and Heggie J C (2001) A comparison of mammography spectral measurements with spectra produced using several different mathematical models Phys. Med. Biol. 46 1575–89 Zaidi H and Sgouros G (ed) (2002) Therapeutic Applications of Monte Carlo Calculations in Nuclear Medicine (Bristol: Institute of Physics Publishing) 108 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Caracterización de tejidos equivalentes al cuerpo humano mediante el método Monte Carlo para rayos x José Vega Ramirez1*, Yemby Huamani Tapia1 Arnol Mullisaca1, Lisbeth Yauri Condori1 1 Escuela de Física, Universidad Nacional San Agustín de Arequipa Av. Indepedencia s/n Arequipa, Perú * Email: [email protected] RESUMEN La necesidad de tener materiales equivalentes al cuerpo humano que tenga las características apropiadas para ser utilizado como tejido sustitutos en las prácticas clínicas de Radiodiagnóstico, radioterapia. En Arequipa-Perú se tiene dos centros de salud en aplicaciones en radioterapia uno con irradiador gamma Terathrom Co-60 y otro un LINAC de Elekta, la Escuela de Física de la Universidad Nacional de San Agustín de Arequipa área de física médica, se construyeron cuatro materiales equivalentes a base de resina epoxi, esferas fenolíticas, carbonato de calcio etc., como tejido óseo, tejido blando, tejido adiposo y tejido pulmonar comparados con el agua. Con el objetivo de estudiarlos y aplicarlos en futuras aplicaciones clínicas. En este trabajo describimos su caracterización física y dosimétrica para determinar su utilización como material equivalente o maniquí. Los materiales construidos, son discos de 1 cm de espesor y 30 cm de diámetro, los materiales son sólidos no maleables , no se degrada, presenta estabilidad en su consistencia por la temperatura y la irradiación, no es toxico en su utilización, determinando las densidades desde 0,32 g/cm3 para el tejido pulmón hasta 1,8 g/cm3 para el material hueso, fueron analizado por microscopia electrónica de barrido SEM, dando los porcentaje por peso de los elementos encontrados para determinar su número atómico efectivo el análisis físico para determinar sus coeficientes de absorción másico y de energía[1], que fueron estudiados para fotones de energía entre 1 keV a 20 MeV, la simulación de los materiales equivalentes y el estudio Físico y dosimétrico fueron encontrados de acuerdo el código PENELOPE 2008 Método Monte Carlo y validados por base de datos de NIST. Los resultados obtenidos de acuerdo a sus coeficientes de atenuación másico de cada material, muestran al tejido pulmonar, tejido óseo, tejido blando y tejido adiposo tienen diferencias con respecto a los mismos materiales de la NIST. El Rango de desviación RD máxima y mínima de 35,65 – 3,16 para hueso, 28,05 – 6,74 para el pulmón, 33,78 – 9,06 para el tejido blando y 86,42 – 1,28 para tejido adiposo. El análisis dosimétrico PDP se realizó con radiación gamma (Co-60), y rayos X de alta energía (6MV) Palabras clave: Materiales equivalentes, Coeficiente de Absorción, PDP, PENELOPE 109 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCTION El uso más frecuente de haces de radiación X y gamma en los tratamientos de radiodiagnóstico y radioterapia para casos clínico o para hacer el tratamiento de tumores en aplicaciones médicas en los pacientes, y considerando que el cuerpo humano está constituido de diferentes órganos y tejidos con diferentes densidades y propiedades de interacción diferentes radiológicamente al del agua, se utiliza el agua como parte de la calibración de haces de radiación para los sistemas de planeamiento de tumores, y la distribución de dosis son afectadas por esta no homogeneidades en tejidos y órganos AAPM REPORT Nro 85. Todo material que simule un tejido o órgano del cuerpo humano en su interacción con las radiaciones ionizantes es considerado tejido sustituto [ICRU report 44, 48, 1982 ,1992] En la actualidad uno de los usos primordiales en cualquier centro de salud que trabajan con radiaciones son los maniquís o materiales equivalentes a los tejidos humanos como el agua, estos materiales equivalentes a los tejidos en la actualidad son construidos para investigación y dosimetría de las radiaciones y su construcción tiene como base, la resina epoxi mesclado con aditamentos químicos sólidos, que de acuerdo a cada material equivalente a los tejidos, esto varían de acuerdo a la densidad, coeficientes de atenuación másico, coeficiente de absorción de energía, como su número atómico efectivo Zefectivo fueron estos parámetros determinados, para la absorción de energía de fotones de 1 keV a 20 Mev y la interacción de fotones para diferentes órganos y tejidos humanos [Shivaramu 2001]. En muchos trabajos han tratado de estudiar diferentes materiales que se acerquen a la equivalencia de los órganos y tejidos determinando las razon de los coeficientes de absorción de energía másico, uno de los materiales importantes usados es el agua sólida, el acrílico, poliéster, agua y aire evaluados para energías entre 4 a 50 MeV de rayos X [Constantinou et al 1982; Furhang et al 1995]. Los protocolos de dosimetría clínica en radioterapia, están basados en el uso de maniquís homogéneos para la calibración de las unidades de tratamiento de haces de fotones. Por tanto, se utiliza el agua como medio de referencia equivalente al tejido blando. Existe una serie de materiales simuladores (maniquís) construidos con materiales radiológicamente equivalentes al del agua, como el agua sólida, que se utilizan para la dosimetría de rutina, como en intercomparaciones de dosimetría es cada vez más generalizada [Constantinou 1978; Allahverdi and Thwaites, 1999]. No en tanto se encuentran descritas en la literatura diferentes combinaciones y formulaciones de materiales que, muchas veces, reciben nombres semejantes y pueden no ser adecuados como materiales equivalentes, de aquellos que conservan esencialmente las mismas propiedades de interacción con la radiación dadas por los coeficientes de atenuación de masa y absorción de energía, su número atómico efectivo y por el poder de frenamiento (―Stopping-Power‖). También se espera que las técnicas de simulación de Monte Carlo (MC) se utilicen cada vez más para evaluar la exactitud, y llevar a 110 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. cabo la verificación y el cálculo de la dosis. Simulaciones con el Método Monte Carlo fueron realizadas por nuestro grupo de Física Médica UNSA para determinar los espectros de las máquinas de rayos-X convencionales en radiodiagnóstico, el equipo Co-60 Equinox Theratron y usamos el espectro de un Linac de radioterapia Elekta. En trabajos anteriores por este grupo de Física, fueron usados los espectros de radiación y estudiarlos en la distribución de dosis y estudio en interfaces de tejidos en materiales equivalentes, también simulado y medido experimentales con diferentes detectores [Vega Ramírez et al, 2015]. En este trabajo, para reducir las incertidumbres usamos los espectros de energía de una fuente de rayos X convencionales de 80 keV y 100 keV, de C0-60 y de un LINAC Elekta para encontrar la dosis de porcentaje a profundidad PDP para cuatro diferentes materiales equivalentes a los tejidos de cuerpo humano, debido a las dificultades experimentales usamos el paquete de simulación Monte Carlo PENELOPE 2008. 2.- MATERIALS AND METHODS A.- Materiales Equivalentes. Materiales equivalentes son aquellos que conservan esencialmente las mismas propiedades de interacción con la radiación dadas por los coeficientes de atenuación, absorción de energía y por el poder de frenamiento (―Stopping-Power‖). La construcción y evaluación de estos materiales equivalentes para casos clínicos irradiados con fotones y electrones fueron presentados en diferentes artículos, que demuestran que la fuerte atenuación de los materiales, puede alterar la uniformidad de la fluencia de fotones, violando una condición necesaria para el equilibrio de partículas cargadas (CPE) [Carrasco el al 2004, 2007; Vega Ramírez et al 2015]. El objetivo en este trabajo, fue determinar la razón de todos los coeficientes de atenuación másico de nuestros materiales construidos con respecto a coeficiente de atenuación del agua. Las equivalencias de estos materiales construidos, en el área de Física Médica de la Universidad Nacional de San Agustín de Arequipa-Perú, fueron validados con la base de datos del National Institute of Standards and Technology (NIST) mediantes los coeficientes de atenuación másico. En los resultados obtenidos del análisis de microscopía electrónica de barrido (SEM) según la Tabla 1 que muestra los componentes por peso de la composición química de cada elemento que tiene cada material que fueron construidos (C) en nuestro laboratorio de Física UNSA por el código PENELOPE, comparados con los materiales de la NIST (N). 111 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 1.- Composición química de los materiales estudiados. Elementos C Pulmón N 10.2 Pulmón C. 77.47 T. Adiposo N 63.7 T. adiposo C 80.54 T Oseo N 27.8 T Oseo C. 49.80 T blando N 14.3 T blando C 83.32 H 10.1 11.9 6.4 10.2 N 2.87 0.797 2.7 3.4 O Na Mg P 75.7 0.184 0.073 0.08 20.53 1.39 23.2 0.05 17.60 0.51 41.0 27.03 0.20 70.8 0.2 S 0.225 Cl 0.266 K Ca Fe Zn 0.194 0.009 0.037 0.001 0.002 0.002 0.14 0.002 0.016 0.073 0.013 0.2 7.0 0.16 3.19 0.3 16.19 0.40 0.119 0.032 0.002 0.17 0.07 0.82 0.2 14.7 0.08 0.3 18.31 0.2 0.3 0.17 0.05 0.20 B.-Simulación Monte Carlo Código PENELOPE 2008. PENELOPE (PENetration and Energy LOss of Positrons and Electrons and Photons) herramienta poderosa que usa el método Monte Carlo para simular el transporte de partículas: electrones, fotones y positrones, modelando la interacción de estas partículas en la Interacción de la radiación con diferentes materiales. Para obtener los resultados de la simulación de nuestros materiales hueso, pulmón, tejido blando y tejido adiposo, primeramente fueron construidos estos materiales con la versión PENELOPE 2008, para simular las PDPs, construimos los cabezales de los diferentes equipos para determinar el espectro de energía de rayos X de 80 KeV, 100 keV equipos convencionales, Co-60 Equinox Terathrom del Hospital Goyeneche Arequipa y del Linac Elekta del Hospital Essalud Arequipa simulado [Apaza veliz et al 2015]. Para validar la simulación con el código PENELOPE 2008, fueron determinados las PDP en una cuba de agua de 40 cm3 para un campo de 10x10 cm2 a una distancia de 80 cm, con un espectro de una fuente de Co-60 Theratron Equinox100, consiguiendo una diferencia máxima de 0,5 % entre las medidas experimentales con la cámara de ionización y la simulación correspondientemente a la fuente-superficie, estas PDPs fueron medidas por el sistema de control de calidad de haces, realizado con una cámara de ionización PTW Farmer 0,6 cm3 del sector de radioterapia del Hospital Goyeneche de Arequipa- Perú, siguiendo el protocolo TRS 398 de la AIEA (agencia Internacional de Energía Atómica), así como las equivalencias de estos materiales construidos, para el hueso, pulmón, tejido blando y tejidos adiposo que incluimos en este trabajo de trabajos ya publicados [Vega et al 2011; Vega et al 2014; Vega et al 2015], Lo que nos permite que la simulación por el código PENELOPE sea nuestro patrón de medida para realizar nuestro estudio de simulación para las aplicaciones 112 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. clínicos y de control dosimétrico. Para cada simulación, el número de partículas primarias fue suficiente para mantener la incertidumbre estadística de menos de 1%. 3.- RESULTADOS Los materiales equivalentes al hueso, tejido pulmonar, tejido blando y tejido adiposo que fueron construidos en el área de Física Médica de la Universidad Nacional de San Agustín de Arequipa-Perú (Tabla1) han sido validados con la base de datos de NIST (figura 1), en el rango de energías de 1 keV a 2 MeV. Razَ n del Coeficiente de Atenuac‫ي‬on M‫ل‬sico 2.0 Hueso(C)/Hueso(N) T.Adiposo(C)/T.Adiposo(N) T.Pulmonar(C)/T.Pulmonar(N) T.Blando(C)/T.Blando(N) 1.8 1.6 1.4 1.2 1.0 0.8 0.6 1 10 100 1000 10000 Energ‫ي‬as (KeV) Figura 1: Razón de los coeficientes de atenuación másico total de los materiales construidos en comparación a la base de datos de la NIST. En la tabla 2 se muestran las diferencias porcentuales de Rango de Desviación (RD) máxima, y mínima en un rango de energía de 1 keV a 20 MeV para el hueso, T. adiposo, T. pulmonar y T. blando. 113 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 2: Diferencia Porcentual promedio entre de los materiales construidos y los valores correspondientes a la NIST en un rango de energías de 1keV a 20 MeV. Material Hueso RD (%) 35,65 – 3,16 T. Adiposo 86,42 – 1,28 T. Pulmonar 28,05 – 6,74 T. Blando 33,78 – 9,06 3.1 Coeficiente de atenuación másico total (CAMT). Los CAMT para los diferentes materiales como Tejido adiposo, óseo, pulmonar y blando han sido obtenidos por el código PENELOPE v.2008 en un rango de energía de 1 keV a 20 MeV, por otro lado, se obtuvieron los CAMT de la base de datos de la NIST para estos materiales. En la figura 2a se muestra la razón entre de los CAMT para los diferentes materiales con el CAMT del agua, todos estos valores de CAMT son de la base de datos de la NIST, mientras en la figura 2b se muestra la razón entre de los CAMT para los diferentes materiales construidos con el CAMT del agua de la base de datos de la NIST. Razَ n del Coeficeinete de Atenuaciَ n M‫ل‬sico T.Pulmonar(N)/Agua(N) T.Blndo(N)/Agua(N) Hueso(N)/Agua(N) T.Adiposo(N)/Agua(N) a 5 4 3 2 1 1 10 100 1000 Razَ n del Coeficiente de Atenuaciَ n M‫ل‬sico 4.5 6 3.5 3.0 2.5 2.0 1.5 1.0 0.5 1 10000 T.Pulmonar(C)/Agua(N) T.Blando(C)/Agua(N) Hueso(C)/Agua(N) Adiposo(C)/Agua(N) b 4.0 10 100 1000 10000 Energ‫ي‬a (KeV) Energ‫ي‬a (KeV) Figura 2: Razón entre coeficiente de atenuación másico total para los diferentes materiales equivalentes a los tejidos del cuerpo humano con respeto al agua. 114 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. EL valor de para el hueso es claramente mas grande que el valor de para el agua a bajas energías. Con respecto a los otros materiales equivalentes como T. pulmonar, el T. blando y T. adiposo la diferencia del valor con el agua son pequeñas en todo el rango de energías (1 KeV - 100KeV), y para energías mayores a 100 keV en el Rango de Radioterapia, el comportamiento de la razón de los CAMT son aproximadamente equivalentes, mostradas en ambas gráficas de la Figura 2a y b. Hicimos las comparaciones, según los razones de los CAMT calculados entre los materiales construidos con referencia al agua de la NIST, así como los tejidos equivalentes que se encuentran en la base de la NIST con referencia al agua de la NIST, todos los materiales en estudio muestran diferencias con respecto al agua mostradas en la tabla 3 la diferencia Rango de Desviación (RD) máxima y mínima para todo el rango de energías de 1 keV a 20 MeV, teniendo la máxima 439,86% para la energía 15 keV y la mínima de 1,3 % para la energía de 6 MeV para el hueso con respecto al agua. Tabla 3. Diferencia Porcentual promedio entre los valores calculados para cada material en comparación con el agua. Material NIST RD (%) UNSA RD (%) 439,86 – 1,30 310,92 – 0,73 T. Adiposo 39,37 – 0,04 31,89 – 1,34 T. Pulmonar 6,91 – 0,04 31,29 – 4,48 T. Blando 9,34 – 0,18 37,42 – 9,99 Hueso 3.2 Simulación de curvas PDPs para diferentes energías. en un material Las curvas de PDPs fueron obtenidas para un campo de 10 x 10 homogéneo de agua con geometría cilíndrica con dimensiones de 15 cm de radio y 20 cm de altura. Estas distribuciones de dosis fueron obtenidas para espectros de energía del haz de 80 keV, 100 keV, Co-60 y 6 MeV mostradas en la Figura 3. 115 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 10 100 90 Co60 6MeV 100 keV 80 keV Agua 80 8 6 PDP% 70 60 4 50 40 30 2 20 10 0 0 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 Profundidad(cm) Figura 3.- PDPs en un material agua para diferentes espectros de energías de 80 keV, 100 KeV, Co-60 y de un LINAC Elekta de 6 MeV de radiación. Con los resultados obtenidos mostrado en la Figura 3 se puede mencionar como la radiación al interaccionar con el material va depositando la dosis máxima, cada vez a una profundidad mayor, el valor de la máxima dosis con respecto a la profundidad cambia debido a la energía del haz de fotones como muestra la Figura 3. 3.3 Simulación de curvas PDPs para materiales con diferentes densidades. en un material Las curvas de PDP fueron realizadas para un campo de 10 x 10 homogéneo de agua en una geometría cilíndrica con dimensiones de 15 cm de radio y 20 cm de altura. Estas distribuciones de dosis fueron obtenidas para dos espectros de energía del Co60 y 6 MeV, donde se muestra el comportamiento para los diferentes materiales equivalentes a los tejidos del cuerpo humano (Figura 4). Estos resultados nos indican como es la deposición de dosis en los diferentes materiales estudiados tanto para una fuente de Co-60 y 6 MeV resaltando el tejido óseo y tejido pulmonar su comportamiento extremo. 116 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 6 MeV Co 60 Figura 4.- PDPs para diferentes materiales equivalentes a los tejidos del cuerpo humano para una fuente de Co60 y 6 MeV. 4.- DISCUSIÓN En la tabla 1 se muestra la composición elemental para todos los materiales construidos y se observa que no contiene los mismos elementos y proporciones con respecto a la base de datos de la NIST pero el Rango de desviación RD máxima y mínima es de: 35,65 – 3,16 para hueso, 28,05 – 6,74 para el pulmón, 33,78 – 9,06 para el tejido blando y 86,42 – 1,28 para tejido adiposo. Según la PDP calculada en la Figura 3 muestra que a medida que aumenta la energía del haz 80 keV, 100 keV, Co- 60 y 6 MeV el agua absorbe cada vez menos radiación y a la profundidad de la dosis máxima en el agua, que aumenta desde casi cero para los espectros de energía de 80 keV a 100 keV y de 0,5 a 1,6 cm respectivamente. Este comportamiento está directamente relacionado con el CAMT del agua. Con respecto a las PDPs calculadas en la Figura 4 para los espectros de energía de Co-60 y 6 MeV se muestran como los materiales equivalentes estudiados se comportan de manera diferente con respecto al agua, que es el material considerado estándar para los diferentes 117 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. tejido biológicos frente a la radiación (referencia) y esto se debe principalmente a la diferencia de la composición elemental, CAMT y densidad estudiada en este trabajo. 5.- CONCLUSIÓN Nuestros materiales construidos por el Grupo de Física Médica de la UNSA, fueron evaluados desde su construcción por el Método Monte Carlo código PENELOPE 2008, para obtener los mismos materiales propuestos en este trabajo, debido al análisis de los componentes químicos obtenidos por microscopia electrónica de barrido SEM. De acuerdo a los resultados obtenidos estos materiales, pueden ser utilizados como tejidos equivalentes al cuerpo humano en el rango de bajas energías de 1 KeV a más de 150 keV, y para energías intermedias del orden a 1 MeV hasta 20 MeV que son equivalentes para utilizar en Radioterapia. En un proyecto ganado en la actualidad por el Concytec-Perú, nos proponemos mejorar la construcción y caracterización de estos materiales y la construcción de nuevos materiales equivalentes al cuerpo humano, de acuerdo a la experiencia y resultados ganados con este trabajo. REFERENCIAS Apaza Velez G; Cylahua F; Vega Ramirez J. (2015). Simulación penelope de haces de electrones de 6 mev de un acelerador lineal para estudios en diferentes materiales equivalentes al cuerpo humano ISSSD León-Huanajuato-México. Bethesda; Maryland; (1989). Tissue substitutes in radiation dosimetry and measurement. International commission on radiation units and measurements. ICRU Report 44. Carrasco P.; Jornet N. (2004). Comparison of dose calculation algorithms in phantoms with lung equivalent heterogeneities under conditions of lateral electronic disequilibrium. Med. Phys. 31 (10). Carrasco P; Jornet N. (2007). Comparison of dose calculation algorithms in slab phantoms with cortical bone equivalent heterogeneities. Med. Phys. 34 (8) 3323-33. 118 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Constantinou, C; Attix, F.H. ; Paliwal, B.R. (1982). A solid water phantom material for radiotherapy x -ray and -ray beam calibrations. Med. Phys. 9,436. Constantinou, C; Attix, F.H. ; Paliwal, B.R. (1992). Phantoms and computational models in therapy, diagnosis and protection. International commission on radiation units and measurements. Bethesda, Maryland . Furhang E; Chui Chen-Shou; Michael Lovelok. (1995). Mean Mass energy Absorption coefficient ration for Megavoltage X-ray beams. Med. Phys. 22: 525-530. Seyed M.; Mostean B.; Mojtaba S. (2016) Determining the mass attenuation coefficients for some polymers using MCNP code: Acomparison study. Shivaramu. (2002). Effective atomic numbers for photon energy absorption and photon attenuation of tissues from human organs. Medical Dosimetry, Vol. 27, No. 1: 1–9. Vega- Ramirez J.; Fredy Cayllahua; Apaza Giancarlo; Henry Javier (2015). Comparación Dosimétrica en Interfaces de Tejidos con dosímetros TLD, L-alanina, Películas EDR2 y simulación PENELOPE para una fuente de Co-60 y acelerador lineal en Radioterapia. Leon, Gto. Mexico. Vega Ramirez J.L.; Chen F. Nicolucci P.; Baffa O. (2011). Dosimetry of small radiation field in inhomogeneous medium using alanine/EPR minidosimeters and PENELOPE Monte Carlo simulation. Radiation Measurements 46: 941-944. Vega Ramírez J.L.; Chen F.; Nicolucci P.; Baffa O. (2014). Tissue interfaces dosimetry in small field radiotherapy with Alanine/EPR minidosimeters and Monte CarloPENELOPE simulation. Abril 13-14 Cusco-Peru. Verhaegen F.; Seuntnens,n J. (2003). Monte Carlo Modeling of External Radiotherapy Photons Beams. Phys. Med. Biol. 48: R107-R164. 119 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Evaluación del riesgo crónico por uso de radiación en personal ocupacionalmente expuesto (POE) en el área de la salud oral Corina Flores Hernández1/*, María Raquel Huerta Franco1 Modesto Antonio Sosa Aquino2, Luz Verónica Díaz de León Morales 4 1 2 Laboratorio de Salud Ocupacional e Higiene Ambiental. Departamento de Ciencias Aplicadas al Trabajo (DCAT), División de Ciencias de la Salud. Universidad de Guanajuato 36320. León, Gto., México Departamento de Ingeniería Física, División de Ciencias e Ingenierías. Universidad de Guanajuato. C.P. 37150. León, Gto., México 3 Dirección de educación e investigación en Salud. UMAE N° 48 León, Gto., México *Buzones-e: [email protected]; [email protected] Resumen Existe una discordancia científica en las cantidades de radiación usadas en radiodiagnóstico y recibidas en la práctica por el personal ocupacionalmente expuesto (POE), a excepción de radiólogos que siguen las medidas de seguridad e higiene recomendadas por la normatividad. El objetivo de este estudio fue cuantificar el riesgo del POE en el área odontológica por la utilización de radiación ionizante crónicamente. Una variable fundamental a tomar en cuenta en el estudio fue el número de películas tomadas día/turno. Se llevó a cabo un estudio comparativo, n = 70 sujetos de estudio. Se realizó la recolección de información por historia clínica ocupacional, monitoreo biológico y ocupacional. La media de edad fue de 19.6 años para el Ẽ y del E fue de 50 años. La emisión de radiación en los equipos calibrados fue de 1.578( LP). El riesgo es 2:1 Ẹ:Ẽ. Se encontró en el estudio que en la mayoría de los casos el POE no utiliza medidas de protección, solamente el paciente. Palabras clave: Exposición, Radiación ionizante, POE, Dosis. 120 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCCION GENERALIDADES La radiación ionizante indirecta es producida por partículas sin carga. Los tipos más comunes de radiación ionizante indirecta son los generados por fotones con energía superior a 10 keV (rayos X y rayos gamma) y todos los neutrones. Los fotones de los rayos X y gamma interactúan con la materia y causan ionización de tres maneras diferentes como mínimo: 1. Los fotones de energía más baja interactúan sobre todo mediante el efecto fotoeléctrico, por el que el fotón cede toda su energía a un electrón, que entonces abandona el átomo o molécula. El fotón desaparece. 2. Los fotones de energía intermedia interactúan fundamentalmente mediante el efecto Compton, en virtud del cual el fotón y un electrón colisionan esencialmente como partículas. El fotón continúa su trayectoria en una nueva dirección con su energía disminuida, mientras que el electrón liberado parte con el resto de la energía entrante (menos la energía de unión del electrón al átomo o a la molécula). 3. La producción de pares sólo es posible con fotones cuya energía sea superior a 1,02 MeV. (Sin embargo, cerca de 1,02 MeV, el efecto Compton predomina todavía. La producción de pares predomina con energías más altas.) El fotón desaparece, y en su lugar aparece una pareja electrónpositrón (este fenómeno sólo ocurre en la proximidad de un núcleo, por consideraciones de conservación del momento cinético y de la energía). La energía cinética total del par electrón-positrón es igual a la energía del fotón menos la suma de las energías de la masa residual de electrón y positrón (1,02 MeV). Estos electrones y positrones energéticos se comportan entonces como radiación ionizante directa. A medida que pierde energía cinética, un positrón puede llegar a encontrarse con un electrón, y las partículas se aniquilarán entre sí. Entonces se emiten dos fotones de 0,511 MeV (por lo general) desde el punto de aniquilación, a 180 grados uno de otro. 121 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Con un fotón dado puede ocurrir cualquiera de estos supuestos, salvo que la producción de pares sólo es posible con fotones de energía superior a 1,022 MeV. La energía del fotón y el material con el que interactúa determinan qué interacción es la más probable (Enciclopedia de salud y seguridad en el trabajo, tomo II vol. n° 48) USOS TERAPÉUTICOS DE LA RADIACIÓN Desde que Becquerel y Curie, se expusieron a las radiaciones emitidas por el uranio, polonio y radio se conocen los efectos adversos de la radiaciones en el organismo. Sin embargo, las bondades de los radioisótopos en Medicina Nuclear, la preparación de radio fármacos y fuentes de energía superan el temor del ser humano a la exposición y, se hacen innovaciones para evitar la exposición a la radiación ionizante del personal ocupacionalmente expuesto (POE). Además de aportar un entendimiento de los procesos fundamentales en la naturaleza; aparte de la multitud de aplicaciones prácticas en muchos aspectos de la vida, el descubrimiento de la radiactividad ha traído también otra consecuencia, como la amenaza de la continuidad de las especies y a corto plazo puede producir efectos como la inducción de leucemia y otros cánceres; este aspecto, debe ser la principal preocupación de las personas encargadas de la adquisición, y manejo de seguridad radiológica en los institutos de investigación (MedichemFenastac Congress On Occupational Health,,2007) En el campo de la Odontología, la radiación utilizada con fines diagnósticos en radiología oral convencional es muy baja si se compara con la utilizada en otras áreas de la Medicina, como la fluoroscopia o la tomografía computarizada. Sin embargo, no hay un estudio clínico que demuestre una asociación entre las bajas dosis de radiación utilizadas en diagnóstico oral y variaciones a nivel endocrino como las alteraciones en la función tiroidea, las mutaciones genéticas u otros daños en el paciente o el operador, como tampoco se puede asegurar que sean absolutamente innocuas (Dare A., et. al., 1997). 122 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Los rayos X son quizás el tipo de radiación ionizante más conocida en el campo odontológico y a la vez una de las herramientas más útiles en su diagnóstico. Estos rayos se producen de forma natural en las estrellas, pero en la tierra aparentemente sólo se generan de forma artificial por el hombre. Tienen las mismas características de otros tipos de radiaciónionizante, y pueden ser usados con fines terapéuticos, diagnósticos e industriales, dependiendo de su intensidad y dosis. En Odontología, la utilización de los rayos X con fines diagnósticos aportan dosis muy bajas, comparables a las que se reciben como consecuencia de la radiación natural. La exposición de un paciente al que se le toma un juego radiográfico peri apical completo de 21 placas, con un equipo convencional y películas tipo E con colimación redonda, equivale a la radiación que se recibe del medio ambiente durante 5 días. Existen varias formas de minimizar aún más la exposición de los pacientes a la radiación, sin perder calidad en las imágenes, como la utilización de películas con mayor sensibilidad (tipo F), o medios de adquisición electrónica radiología digital (Dare A., et. al., 1997). En general, una radiografía dental permite detectar caries en un diente incluso cuando el esmalte parece intacto, en particular si la caries está oculta entre dientes o bajo la línea de la encía, pueden ayudar a diagnosticar un absceso dental, daño de hueso por enfermedad periodontal, fracturas de la mandíbula y los dientes, y otras anormalidades de los dientes y la mandíbula. También proporcionan un informe del estado de dientes que no han salido o están impactados. La dosis de radiación es una magnitud importante para la protección radiológica pues constituye una medida de la cantidad de radiación absorbida y como tal 3 proporciona elementos para predecir o determinar los efectos biológicos que pueden producirse como consecuencia de la exposición a dicha radiación. La dosis varía en función de la clase e intensidad de la radiación ionizante que la origina. Los efectos biológicos serán función de la velocidad de absorción de la dosis, del área expuesta y de la sensibilidad de las células y tejidos a la radiación. Una persona expuesta a una radiografía dental aproximadamente absorbe desde 0,10 mS v hasta 20mSv. La dosis de radiación efectiva de este procedimiento es aproximadamente la misma cantidad que una persona en promedio recibe de radiación de 123 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. fondo en 10 días. Se ha demostrado que la radiación ionizante proveniente de una dosis de 400mGy proveniente de un aparato de Rayos X, no induce cambio significativo en crecimiento ni diferenciación celular in Vitro ( http://ri.ues.edu.sv/7948/1/17100206.pdf). Sin embargo, dosis mayores a 4000 mGy pueden ejercer efectos diferentes dependiendo del tipo de célula afectada. Dentro del POE, los límites de dosis considerados (AACE Thyroid Task Force, 2002) son los siguientes: Cuerpo Humano Completo: Mensual = 1.67 mSv; Anual = 20 mSv Extremidades: Mensual = 40 mSv; Anual = 500 mSv. La mejor manera de practicar una radiología oral segura es justificando los exámenes, utilizando un equipo adecuado y conociendo una buena técnica para evitar repeticiones. Dentro del radiodiagnóstico, se considera la equivalencia de 1mSv=1mGy(National Institutes of Health (NIH). 1985). BIOLOGIA RADIOLOGICA Y EFECTOS BIOLOGICOS BIOLOGIA Y EFECTOS BIOLOGICOS DE LA RADIACION Tras su descubrimiento por Roentgen en 1895, los rayos X fueron introducidos con tanta apidez para el diagnóstico y tratamiento de las enfermedades que casi en seguida comenzaron a encontrarse lesiones debidas a exposición excesiva a la radiación entre los primeros radiólogos, que todavía no eran conscientes de sus riesgos (Brown 1933). Las primeras lesiones fueron sobre todo reacciones cutáneas en las manos de quienes trabajaban con los primeros equipos de radiología, pero ya en el primer decenio se habían comunicado otros tipos de lesión, incluidos los primeros cánceres atribuidos a la radiación (Stone 1959). En el curso del siglo transcurrido desde estos primeros hallazgos, el estudio de los efectos biológicos de la radiación ionizante ha recibido un impulso permanente como consecuencia del uso cada vez mayor de la radiación en medicina, ciencia e industria, así como de las aplicaciones pacíficas y militares de la energía atómica. El resultado es que los efectos biológicos de la radiación se han investigados más a fondo que los de prácticamente cualquier otro agente ambiental. El desarrollo de los conocimientos sobre los efectos de la radiación ha determinado el perfeccionamiento de medidas para 124 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. proteger la salud humana contra muchos otros peligros medioambientales, además de la radiación. Naturaleza y mecanismos de los efectos biológicos de la radiación DEPOSICIÓN DE ENERGÍA. A diferencia de otras formas de radiación, la radiación ionizante es capaz de depositar suficiente energía localizada para arrancar electrones de los átomos con los que interactúa. Así, cuando la radiación colisiona al azar con átomos y moléculas al atravesar células vivas, da lugar a iones y radicales libres que rompen los enlaces químicos y provoca otros cambios moleculares que dañan las células afectadas. La distribución espacial de los fenómenos ionizantes depende del factor de ponderación radiológica, wR de la radiación. LOS EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN SERES HUMANOS Esta resulta de las interacciones a escala atómica, estas interacciones toman la forma de ionizaciones o excitaciones y se traducen en la acumulación de energía en el tejido. La dosis de exposición se halla casi abandonada, restringiéndose su uso a la medición de intensidad de salida de los tubos de rayos X. La dosis de absorción se aplica referentemente para el trabajo con pacientes, y las dos dosis restantes, para profesionales y técnicos. La evaluación de los efectos de salud, relacionados a bajas dosis de radiación ionizante causa siempre gran controversia EFECTOS SOBRE EL ADN. Cualquier molécula de la célula puede ser alterada por la radiación, pero el ADN es el blanco biológico más crítico, debido a la redundancia limitada de la información genética que contiene. Una dosis absorbida de radiación lo bastante grande para matar la célula media en división —2 gray (Gy)— basta para originar centenares de lesiones en sus moléculas de ADN (Ward 1988). La mayoría de estas lesiones son reparables, pero las producidas por una radiación ionizante concentrada (por ejemplo, un protón o una partícula 125 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. alfa) son en general menos reparables que las generadas por una radiación ionizante dispersada (por ejemplo, un rayo X o un rayo gamma) (Goodhead 1988). Por lo tanto, las radiaciones ionizantes concentradas (alta TLE) tienen por lo común un mayor efecto biológico relativo (EBR) que las radiaciones ionizantes dispersadas (baja TLE) en casi todas las formas de lesión (CIPR 1991). EFECTOS SOBRE LOS GENES. Las radiaciones son conocidas como agentes genotóxicos. Los efectos sistémicos se producen en un periodo largo de tiempo por exposiciones repetidas a bajas dosis, y por ello es muy difícil demostrar epidemiológicamente la relación causa efecto entre exposición laboral a estos fármacos y efectos sistémicos. Sin embargo, aunque existen divergencias entre distintos autores por las dificultades que plantea su estudio, se puede considerar que estas exposiciones, son potencialmente mutagénicos, teratogénicos y carcinogénicos. El daño del ADN que queda sin reparar o es mal reparado puede manifestarse en forma de mutaciones, cuya frecuencia parece aumentar como una función lineal de la dosis, sin umbral, en alrededor de 10–5 a 10–6 por locus y por Gy (NAS 1990). El hecho de que la tasa de mutaciones parezca ser proporcional a la dosis se considera indicativo de que una sola partícula ionizante que atraviese el ADN es suficiente, en principio, para causar una mutación (NAS 1990). En las víctimas del accidente de Chernóbil, la relación dosis-respuesta de las mutaciones de la glicoforina de células de la médula ósea es muy similar a la observada en supervivientes de la bomba atómica (Jensen, Langlois y Bigbee 1995). EFECTOS SOBRE LOS CROMOSOMAS. Las lesiones por radiación del aparato genético pueden causar también cambios en el número y la estructura de los cromosomas, modificaciones cuya frecuencia se ha observado que aumenta con la dosis en trabajadores expuestos, en supervivientes de la bomba atómica y en otras personas expuestas a la radiación ionizante. La relación dosis-respuesta para las aberraciones cromosómicas en linfocitos de sangre humana (Figura 48.4) se ha determinado 126 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. con bastante exactitud, de manera que la frecuencia de aberraciones en esas células puede servir de dosímetro biológico útil (OIEA 1986). EFECTOS SOBRE LA SUPERVIVENCIA CELULAR. Entre las reacciones más tempranas a la irradiación figura la inhibición de la división celular, que aparece en seguida tras la exposición, aunque su grado y duración varían con la dosis. Si bien la inhibición de la mitosis es característicamente pasajera, la lesión radiológica de genes y cromosomas puede ser letal para las células en división, que en conjunto son muy sensibles a la radiación (CIPR 1984). Medida en términos de capacidad proliferativa, la supervivencia de las células en división tiende a disminuir exponencialmente con el aumento de la dosis, de manera que 1-2 Gy bastan por lo general para reducir la población superviviente en alrededor del 50 % . EFECTOS SOBRE LOS TEJIDOS. Las células maduras que no están en división son relativamente radiorresistentes, pero las que se dividen dentro de un tejido son radiosensibles, por lo que la irradiación intensiva puede matar un número suficiente para que el tejido se atrofie. La rapidez de esta atrofia depende de la dinámica de la población celular dentro del tejido afectado; es decir, en órganos caracterizados por un recambio celular lento, como el hígado y el endotelio vascular, el proceso es típicamente mucho más lento que en órganos caracterizados por un recambio celular rápido, como la médula ósea, la epidermis y la mucosa intestinal (CIPR 1984). La exposición a los rayos X de rutina (por ejemplo rayos X dentales, radiografías de tórax y mamografías) no causa cáncer de tiroides. Las células tiroideas normalmente concentran el yodo de la sangre para usarlo en la producción de las hormonas tiroideas. En contraste, las células cancerosas de la tiroides captan sólo una pequeña cantidad de yodo. Sin embargo, los 127 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. altos niveles circulantes de la hormona estimulante de la tiroides (TSH) pueden estimular a las células cancerosas de la tiroides para que capten cantidades significativas de yodo. La glándula tiroides, ubicada en la parte anterior del cuello justo debajo de la laringe, secreta hormonas que controlan el metabolismo del cuerpo. Dichas hormonas son la tiroxina (T4), triyodotironina (T3). Los principales factores de riesgo son: tener más de 50 años, ser mujer, ser obeso, cirugía de tiroides y exposición del cuello a tratamientos con radiación o con rayos X (AACE Thyroid Task Force, 2002; Silverman C., 1984). Por otra parte, conviene subrayar que si el volumen de tejido irradiado es lo bastante pequeño, o si la dosis se acumula con la lentitud suficiente, la gravedad de la lesión puede reducirse notable en las células supervivientes (ver tabla 1). Tabla 1. Dosis umbral aproximadas de radiación X terapéutica en fracciones convencionales que originan efectos clínicos no estocásticos perjudiciales en diversos tejidos. 128 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fuente : Tomado de Enciclopedia OIT vol, II n° 48; Fuente original: Rubin y Casarett 1972. * Dosis que causa en el 1 a 5 % de las personas expuestas. Bases teóricas Cantidades, unidades y definiciones La Comisión Internacional de Unidades y Medidas de Radiación (ICRU) ha desarrollado conceptos formales en relación a cantidades y unidades utilizadas para radiación y radioactividad y radioctividad que tienen aceptación internacional. 129 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR) también establece normas para la definición y utilización de diversas cantidades y unidades empleadas en seguridad radiológica. A continuación se da la descripción de algunas cantidades, unidades y definiciones que se suelen emplear en seguridad radiológica. Dosis absorbida. Es la cantidad dosimétrica fundamental de la radiación ionizante. En esencia, es la energía que la radiación ionizante imparte a la materia por unidad de masa. Se expresa por: donde D es la dosis absorbida, dε es la energía media impartida a la materia de masa dm. La unidad de dosis absorbida es el julio por kilogramo (J kg–1). El nombre especial de la unidad de dosis absorbida es el gray(Gy). Actividad. Esta cantidad representa el número de transformaciones nucleares desde un estado energético nuclear dado por unidad de tiempo. Se expresa con: donde A es la actividad, dN es el valor esperado del número de transiciones nucleares espontáneas desde el estado de energía dado durante el intervalo de tiempo dt. Está relacionada con el número de núcleos radiactivos N mediante: donde es la constante de desintegración. La actividad se expresa por segundo. El nombre especial de la unidad de actividad es el bequerelio (Bq) Factor de ponderación radiológica. Se trata de un número wR que, para un tipo y una energía de radiación R dados, es representativo de los valores de la eficacia biológica relativa de dicha radiación para inducir efectos estocásticos en dosis bajas. 130 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Eficacia biológica relativa (EBR). La EBR de un tipo de radiación comparado con otro es la inversa de la relación de dosis absorbidas que producen el mismo grado de un punto final biológico definido. Efecto biológico estocástico. Es un efecto biológico causado por la radiación ionizante cuya probabilidad de aparición aumenta al aumentar la dosis absorbida, probablemente sin ningún umbral, pero cuya gravedad es independiente de la dosis absorbida. El cáncer es un ejemplo de efecto biológico estocástico. Factor de ponderación tisular wT. Representa la contribución del tejido u órgano T al efecto lesivo total debido a todos los efectos estocásticos resultantes de la irradiación uniforme de todo el cuerpo. Se utiliza porque la probabilidad de efectos estocásticos debidos a una dosis equivalente depende del tejido u órgano irradiado. Una dosis equivalente uniforme por todo el cuerpo debe originar una dosis efectiva numéricamente igual a la suma de las dosis eficaces de todos los tejidos y órganos del cuerpo. Por lo tanto, la suma de todos los factores de ponderación tisulares se iguala a la unidad. 2.- MATERIALS AND METHODS La finalidad del estudio fue Detectar el grado de riesgo a que está sometido el personal de salud ocupacionalmente expuesto por la utilización de radiación ionizante, ante los equipos utilizados . Específicos: Describir los grupos por edad y género. Cuantificar la cantidad de exposición a la radiación en clínicas de atención dental. Cuantificar la cantidad de películas intra orales que se toman por semana. Describir la percepción del riesgo del POE. Hipótesis: Hi: Existe un alto porcentaje de riego en el POE. 131 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Diseño del estudio; Se hizo un estudio transversal incluyendo a una muestra significativa de especialistas en Endodoncia del Estado de Guanajuato que evalúan a través de rayos X en promedio cinco pacientes al día a quienes se les toma promedio de 15 radiografías mínimas a la semana incluyendo a 35 endodoncistas (POE), y 35 sujetos sanos no expuestos ocupacionalmente. Primeramente se pidió consentimiento informado a los sujetos participantes de acuerdo a los principios de bioética y de acuerdo al protocolo de seguridad en sujetos de estudio no se utilizarón técnicas invasivas y perjudiciales. Se controló por adicción a alcohol y por adicción a tabaquismo como potenciales cofusoras (se utilizó el cuestionario Fagestrom y AUDIT). A todos los sujetos que reunieron los criterios de inclusión para su ingreso en el estudio se les realizo un interrogatorio directo para investigar datos generales como: edad, género, tiempo en meses dedicado a la endodoncia, horario de trabajo, horas efectivas de exposición a radiación por RX, horario de descansos, antecedentes de enfermedades metabólicas, vasculares o neurológicas, antecedentes familiares para enfermedades a nivel de la glándula tiroides. A todos se les realizará una evaluación de la función y morfología tiroidea a través de exploración y auscultación física. En la tercera etapa se midió la radioactividad de los equipos en las clínicas de atención odontológica mediante los siguientes criterios. Criterios de Inclusión expuestos: Especialistas en Endodoncia, ocupacionalmente activos expuestas a radiación por RX por un período mayor de cinco años. Ambos géneros. Edad de 25 a 60 años. Sin antecedentes de enfermedades metabólicas o endocrinas Sin antecedentes de exposición a radiación por rayos X u otro tipo de radiación (enfermedades sistémicas) Que acepten participar en el estudio Criterios de Inclusión no expuestos: 132 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Estudiantes no expuestos a radiación y/o esporádicamente a RX dental. Ambos géneros. Sin antecedentes de enfermedades metabólicas o endocrinas Sin antecedentes de exposición a radiación por rayos X u otro tipo de radiación (enfermedades sistémicas) Que acepten participar en el estudio Tamaño de la muestra. Se tomo en cuenta un listado del Colegio de Endodoncistas del Estado de Guanajuato de los cuales se seleccionaron cada 5 sujetos de la lista que se otorgo, de un total de 150 endodoncistas, para que fuera aleatorio y que se cumpliera con los criterios de inclusión. A diferencia de los sujetos no expuestos donde de un grupo de estudiantes se seleccionaron a aquellos cada 5 que no tomen no fumaron y que no tuvieran ningua enfermedad en un año con buenos parámetros alimentarios. 2.1.- Cálculos Para la medición de la radiación se colocarón 70 dosímetros enviados a la empresa ALSA dosimetría colocados durante un mes utilizados en el área de Endodoncia , Diagóstico oral, Imageneología. Siendo la unidad de medida radiológica es el Selvet, 1Ssv = 100rem de acuerdo al límite de dosis permitida en la NORMA Oficial Mexicana NOM-229-SSA1-2002, de acuerdo al acrónimo ALARA.- por su nombre en inglés (As Low As Reasonably Achievable) traducido al español como tan bajo como razonablemente sea posible, tomando en consideración las condiciones sociales, económicas. Este concepto fundamenta la filosofía de la seguridad radiológica, donde la dosis de radiación a las personas debe mantenerse tan baja como sea posible y sin perjuicio de la calidad de la imagen y que es de 50mSv. Evaluación de Daño genotóxic. Se hizo mediante la tecnica propuesta por Rydberg and cols., Tice y cols., 1995). La técnica de electroforesis unicelular, es sencilla, confiable, rápida y detecta de manera eficiente el daño al DNA de células individuales (Rojas et al., 1999). Dependiendo en forma directa de las condiciones del pH bajo las cuales se lleva a cabo el ―ensayo cometa‖, se detectan diferentes 133 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. tipos de daño, en un pH >13 rompimientos de doble cadena, cadena sencilla (pH12.3) y/o de sitios álcali-lábiles, o de reparación tardía. Cualquier tipo celular puede ser analizada con está técnica, siendo además muy pequeño el número de células necesarias para la implementación de la misma. La técnica permite a su vez la obtención de una gran cantidad de datos, dado el número de células que se pueden observar en una laminilla al microscopio de fluorescencia (Singh et al., 1988). 3.- RESULTS El promedio de la lectura y evaluación de los dosímetro mensualmente para el grupo de baja exposición fue de 0.25 mSv y para el del alta de 0.45 mSv Gráfico 1, Dosis acumulada de radiación mensual en los grupos de baja y alta exposición. El gráfico 2 muestra la edad de los grupos de alta y baja exposición, el promedio de edad fue de 19.6 ± 1.35 para el primero, y del grupo de alta exposición fue de 50 ± 8.0 años. Gráfico 2 ISSSD 2017 Proccedings 134 Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. En los resultados encontramos distintas cantidades de exposición a la radiación en clínicas de atención dental, las cuales las clasificamos como baja y alta exposición y estas a su vez por tipo de turnos los cuales los dividimos en matutino, vespertino y jornada acumulada Tabla 2. Exposición ocupacional a radiación ionizante por turno. turno Grupo Baja Exposición Alta Exposición Total Matutino Vespertino Jornada Acumulada Total n (%) n (%) n (%) n (%) 28(46.67) 3 (5.0) 0 (0) 31 (51.67) 0 (0) 8 (13.33) 21 (35.0) 29 (48.33) 28 11 21 60 (100.0) En el gráfico 3, se observa que existe diferencia en el número de películas intra orales que sacan los grupos de baja y alta exposición. Cantidad de películas intra orales que se toman por semana. 135 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Gráfico 3. Cantidad de películas intraorales que se sacan durante la jornada en los grupos de alta y baja exposición a radiación. exposición a radiación. 40 numeropeliculas 3 32 46 50 Recuento 30 20 10 0 1 2 grupo Prueba de Chi2; P< 0.05 El grupo de alta exposición tiene 32.7 ± 9.9 años de haber egresado de carrera y desde ese tiempo están expuestos ocupacionalmente a radiación (ver grafico 4). 136 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Grafico 4. Años de egreso de la carrera con exposición ocupacional a radiación 9 15.00% añosegresocarrera 11 18.33% 0 26 28 44 Alta exposición grupo 9 15.00% Baja exposición 31 51.67% 0 10 20 30 40 Recuento Se puede observar en la tabla 3 que existe un aumento en el número de películas tomadas a la semana por los grupos dependiendo del turno más en el vespertino que en el matutino y acumulado. Tabla 3. Número de películas orales tomadas por turno. Número películas Total grupo Matutino Vespertino Acumulado Semana Baja Exp. 9 9 0 18 Alta Exp. 32 46 32 110 Total 41 55 32 128 Prueba de Chi 2; valor de p<0.005. Un resultado importante fue la descripción de la percepción del riesgo del POE, en relación a estarse radiando el cual se puede observar que el 72% de los encuestados mencionan tener una 137 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. percepción de alto riesgo a la exposición, mientras el 28% menciona tener baja exposición. Pero llama más la atención que el 100% de los que se clasificaron como aquellos que trabajan sin sentir que tienen percepción de riesgo a la salud (ver tabla 4) Tabla 4. Percepción de riesgo por exposición a radiación ionizante del POE. Con percepción de Sin percepción de grupo riesgo riesgo Total Baja Exp. 11 20 31 Alta Exp. 29 0 29 Total 40 20 60 Gráfico 5. Evaluación de la migración del ADN en sujetos expuestos a radiación en jornadas laborales de 8 horas día/semana El grupo de alta exposición tiene 6 veces más riesgo por el tiempo de ser POE y por el número de horas que se expone a la radiación por día. OR= 6.72 (I.C. al 95% 1.7- 25.2) 138 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 4.- DISCUSSION El espíritu de la Ley de Prevención de Riesgos Laborales, que establece como principio fundamental "evitar los riesgos", obliga a todos los responsables de la actividad preventiva en los centros sanitarios a conseguir una exposición nula a los agentes radiactivos. Cuando se hizo el analísis de la evaluación genotóxica se encuentra que los turnos acumulados concentran mayor migración del DNA. Hasta el momento actual no se dispone de ningún método cuyos resultados permitan cuantificar de forma individual la magnitud y consecuencias a corto y largo plazo derivadas de la exposición ocupacional en personal de salud oral a agentes radiactivos; pero tampoco hay datos para descartar que una exposición a dosis bajas y continua esté exenta de riesgo ya que los efectos pueden ser subclínicos y no ser evidentes durante años de exposición continuada. Por ello, el manejo de eventos radiactivos, debe ser considerado potencialmente peligroso, ya que hay una opinión unánime de que el riesgo es consecuencia de la exposición del manipulador al agente radiactivo. El promedio de las personas comunes y corrientes reciben alrededor de 360 mrem de dosis equivalente a cuerpo entero cada año. Esto es debido a fuentes de radiación naturales, como el Radón. De acuerdo con los organismos reguladores internacionales, encargados de la supervisión radiológica el monitoreo personal, debe ser considerado para aquellas personas, en donde el riesgo ocupacional pueda prevalecer debido a la exposición a fuentes o equipos de radiación ionizante. Aún en medios donde los riesgos a la exposición puedan ser mínimos, tales como en los consultorios dentales, por lo que es una buena práctica tomar las precauciones adecuadas y evitar así posibles sobre exposiciones que puedan afectar a la salud con efectos a largo plazo. La radiación producida por los rayos X, dependiendo de la dosis, puede reducir la división celular, dañar la información genética y dañar a los niños nonatos. Las células cuya división es rápida, son muy sensibles a la radiación producida por los rayos X. Los trabajadores que trabajan con fuentes de radiación ionizante deben adherirse al concepto ALARA que significa "Tan bajo como sea razonablemente posible" algunos prestadores de servicio de dosimetría han adoptado un límite ALARA de 2000 mrem/año para cada usuario. 139 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Si la dosis de un usuario excediera los 200 mrem para un período de uso particular; se procede a realizar una investigación acerca de la dosis obtenida poniéndose en contacto directo con el usuario mencionado. El límite de la dosis equivalente a profundidad (cuerpo entero) es de 5000 m rem/año de acuerdo con el USNRC. Esto significa que quien potencialmente pudiera recibir una dosis de 100 mrem/año debería usar dosímetro. 5.- CONCLUSIONS No existen suficientes estudios científicos que comprueben daño genotóxico por exposición a radiación oral en grupos ocupacionalmente expuestos (POE) Es importante regular este tipo de grupos para seguridad y minimización de riesgo. REFERENCES AACE Thyroid Task Force. American Association of Clinical Endocrinologists Medical Guidelines for Clinical Practice for the Evaluation and Treatment Of Hyperthyroidism and Hypothyroidism. Endocr Pract. 2002;8 (6). Agencia Internacional para la Investigación sobre el Cáncer (IARC). 1994. IARC study group on cancer risk among nuclear industry workers, new estimates of cancer risk due to low doses of ionizing radiation: An international study. Lancet 344:1039-1043. American National Standards Institute (ANSI). 1977. Radiation Safety for X-Ray, Diffraction and Fluorescence Analysis Equipment. Vol. 43.2. Nueva York: ANSI. American Nuclear Society. 1961. Special report on SL-1 Accident. Nuclear News . Comisión Internacional para la Protección Radiológica (CIPR). 1984. Nonstochastic effects of ionizing radiation. Ann ICRP 14(3):1-33. Brand JW et al. Radiation dosimetry in especific area radiography. Oral Surg Oral Med Oral Pathol, 1989; 67: 347-353. 140 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Bristow RG, Wood RE, Clark GM. Thyroid dose distribution in dental radiography. Oral Surg Oral Med Oral Pathol, 1989; 68: 482-487. Carrasco, TJ Luna, M Vila, J Validez del Fagerstrom Tolerance Questionnaire como medida de dependencia física de la nicotina: una revisión. Rev Esp Drogodependencias 1994; 19(1):3-14. Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR). 1982. Ionizing Radiation: Sources and Biological Effects. Informe remitido a la Asamblea General, con Anexos. Nueva York: Naciones Unidas. Dare A1, Hachisu R, Yamaguchi A, Yokose S, Yoshiki S, Okano T. Effects of ionizing radiation on proliferation and differentiation of osteoblast-like cells.J Dent Res. 1997 Feb;76(2):658-64. Fagerstrom KO Measuring degree of physical dependence to tobacco smoking with reference to individualization of treatment. Addict Behav 1978;3(3-4):235-41 Genetic and Somatic Effects of Ionizing Radiation.Informe remitido a la Asamblea General, con Anexos. Nueva York: Naciones Unidas. —. 1986. Health Physics Society – Personnel Dosimetry Performance Criteria for testing ANSI / HPS N13.11 2001. http://ri.ues.edu.sv/7948/1/17100206.pdf. http: //radiologyinfo.org/sp/Técnica de micronúcleos orales. Salazar Ana María. Departamento de Medicina Genómica del Instituto de Investigaciones Biomédicas de la UNAM Lee EW, D'Alonzo GE. Cigarette smoking, nicotine addiction, and its pharmacologic treatment. Arch Intern Med 1993 Ene 11; 153(1):34-48. Medichem-Fenastac Congress On Occupational Health, 2007. National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP). 1987. Radiation Exposure of the U.S. Population from Consumer Products and Miscellaneous Sources. Report No. 95, Bethesda, Maryland:NCRP. 141 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Silverman C. Thyroid tumors associated with radiation exposure. Public Health Rep, 1984; 99:369-373. Nuclear Regulatory Commissión 10 CFR – 20 – 10 CFR 71 Occupational Safety and Health Administration Department of Labor 29 CFR Ch XVII (7-103 Edition) National Institutes of Health (NIH). 1985. Report of the National Institutes of Health Ad Hoc Working Group to Develop Radioepidemiological Tables. NIH publication No. 852748. Washington, DC: US Government Printing Office. National Academy of Sciences (NAS) y National Research Council (NRC). 1990. Health Effects of Exposure to Low Levels of Ionizing Radiation. Washington, DC: National Academy Press Neel, JV, W Schull, A Awa. 1990. The children of parents exposed to atomic bombs: Estimates of the genetic doubling dose of radiation for humans. Am J Hum Genet 46:1053-1072. Nuclear Regulatory Commission (NUREG). 1980. Criteria for Preparation and Evaluation of Radiological Emergency Response Plans and Preparedness in Support of Nuclear Power Plants. Document No. NUREG 0654/FEMA-REP-1, Rev. 1. Washington, DC:NUREG. Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA). 1969. Symposium on the Handling of Radiation Accidents. Viena: OIEA. —. 1994. Health Effects of Exposure to Radon. Time for Reassessment? Washington, DC: National Academy Press. —. 1991. Recomendaciones de la Comisión Internacional para la Protección Radiológica. Ann ICRP - 21:1-3. —. 1973. Radiation Protection Procedure. International Atomic Energy Agency Safety Series, No. 38. Viena: OIEA. —. 1977. Symposium on the Handling of Radiation Accidents. Viena: OIEA. —. 1986. Biological Dosimetry: Chromosomal Aberration Analysis for Dose Assessment. Technical report No. 260. Viena: OIEA. 142 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Underhill TE et al.Radiobiological risk estimation from dental radiology, PartI: Absorbed doses to critical organs. Oral Surg Oral Med Oral Pathol, 1988; 66:111-120. Underhill TE et al. Radiobiologic risk estimation from dental radiology, PartII: Cancer incidence an fatality. Oral Surg Oral Med Oral Pathol, 1988: 66:161-167. Wall BF, Fisher ES, Payter R, Hudson A, Bird PD. Doses to patients from panmtomographic and conventional dental radiography. Br.J.Radiol 1979; 52:727-734. 143 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Estudio mediante métodos Monte Carlo de un sistema de detección de explosivos utilizando un generador D-D y detectores de NaI(Tl) Lenin E. Cevallos-Robalino1*, Karen A. Guzmán-García1 Eduardo Gallego1, Gonzalo García-Fernández1, Hector Rene Vega-Carrillo2 1 Departamento de Ingeniería Energética, ETSI Industriales, Universidad Politécnica de Madrid C. José Gutiérrez Abascal 2, 28006, Madrid, España. 2 Unidad Académica de Estudios Nucleares, Universidad Autónoma de Zacatecas C. Ciprés 10, Fracc. La Peñuela, 98068, Zacatecas, Zacatecas, México. * Buzón-e: [email protected] Resumen La detección de material explosivo oculto es de suma importancia para la seguridad nacional. Mediante métodos Monte Carlo, con el código MCNP6, se han evaluado diversas configuraciones propuestas de un sistema de detección con un generador de Deuterio-Deuterio, D-D, en conjunto con detectores de centello de NaI (Tl), para interceptar explosivos ocultos. Se analiza la respuesta del sistema ante diversas muestras de explosivos tales como el RDX y Nitrato de Amonio por ser los principales componentes de los explosivos casero-militar. El generador D-D produce neutrones rápidos de 2.5 MeV en un campo máximo de 1010 n/s (DD-110) el cual es rodeado con polietileno de alta densidad con el fin de termalizar los neutrones rápidos logrando que interaccionen con la muestra inspeccionada, dando lugar a la emisión de rayos gamma obteniendo un espectro característico de los elementos que la constituyen, pudiendo de esta manera determinar su composición química e identificar el tipo de sustancia. Se evalúa el blindaje necesario para estimar la dosis admisible de operación, con espesores de plomo y polietileno borado, con el fin de situarlo en algún punto del Laboratorio de Medidas neutrónicas de la Universidad politécnica de Madrid donde el blindaje sea óptimo. Los resultados muestran que su funcionalidad es prometedora en el campo de la seguridad nacional para inspección de explosivos. Palabras clave: MCNP6, RDX, Nitrato de amonio, D-D, centelleadores NaI (Tl). 144 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCCIÓN El análisis de activación neutrónica de rayos gamma prontos es una técnica de análisis nuclear para la detección de trazas de elementos sólidos, líquidos y gaseosos. Este tipo de análisis tiene importancia por sobre otro tipo de técnicas, debido a que es un tipo de análisis no destructivo [Gozani, 1997]. Existen sistemas de detección por medio de neutrones, por ejemplo, basados en la reacción deuterio-deuterio (D-D). El proceso consiste en la detección de explosivos identificando los componentes elementales de muestras tras la reacción de los neutrones térmicos emitidos [Bergaoui et al., 2014]. La principal ventaja de este método es que los neutrones tienen una alta penetración, y de este modo los explosivos pueden ser detectados incluso cuando están ocultos bajo capas de tierra, o elementos de alta densidad, por ejemplo, detrás de metales o algunas paredes con otros materiales [Kuznetsov et al., 2004]. 1.1.- Bases Teóricas Los explosivos ocultos en los equipajes aéreos suponen una amenaza ante un inminente ataque terrorista, esto ha hecho que aumente la seguridad en todas las zonas de control de entradas y salidas de aeropuertos, sobre todo que las investigaciones se centren en la evaluación de nuevas y mejores tecnologías para interceptar el paso de explosivos ocultos en equipajes [Runkle et al., 2009]. Otro tema importante además de los explosivos y drogas ocultos en equipajes aéreos, también suponen un problema global las minas antipersona, debido al enorme número de víctimas por explosiones cada año, estos explosivos en particular representan una amenaza al momento de su inspección ―in situ‖ pues la forma de identificarlos suele ser mediante detectores de metales convencionales, los cuales limitan la inspección con minas fabricadas con materiales 145 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. diversos al metal, en la actualidad los compuestos de las minas modernas son de aleaciones de plásticos lo cual dificulta su identificación [Takahashi. et al., 2010]. Explosivos: Los explosivos se diferencian según su potencia explosiva, velocidad de detonación, densidad de encartuchado, resistencia al agua, humos, sensibilidad y aptitud a la propagación. Se establecen tres categorías en las sustancias explosivas: primarias o iniciadoras, secundarias y no explosivas susceptibles de detonar [Bernaola et al., 2013]. Todos los elementos poseen una huella o firma que los caracteriza. En el caso de los explosivos, los elementos más representativos en su composición son el oxígeno y nitrógeno y en menores proporciones el carbono e hidrógeno, como se puede apreciar en la lista de la Tabla 1 [Alfonso et al., 2013]. Tabla 1.- Elementos característicos de los explosivos y sus energías Material Explosivos Elemento característico importante Alto O Alto N Bajo C Bajo H Energía representativa 6.13 MeV 10.83/5.11 ; 2.31 1.64 4.43 MeV 2.22 MeV Entre los explosivos más comúnmente empleados se tiene el RDX utilizado ampliamente en la industria militar como en el uso de minas antipersonal [Takahashi et al., 2011] y el nitrato de amonio que es base en la fabricación de explosivos caseros debido a su fácil adquisición en el mercado [Jackson, 2017]. El RDX (ciclotrimetilentrinitramina - C3H6N6O6), ciclotina, hexógeno o T4, es el segundo en fuerza entre las sustancias explosivas más comunes, además de ser el principal ingrediente en 146 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. las mezclas del C-3, C-4 y el compuesto B (mezcla de RDX y TNT). Se utiliza como detonador y en los proyectiles como explosivo [ACE, 1972]. El nitrato de amonio o amónico (NH4NO3) es un compuesto incoloro, higroscópico y no inflamable. Su uso es sobre todo como fertilizante debido a su alto contenido de nitrógeno, el amonio es oxidado por los microorganismos del suelo a nitrato lo cual proporciona un abono rico en nitrógeno, haciendo que las plantas lo aprovechen [Parra et al., 2012]. Cuando se combina el nitrato de amonio con algún tipo de hidrocarburo forma una mezcla explosiva denominada ANFO (Ammonium Nitrate and Fuel Oil), la desventaja que posee es la facilidad que tiene para disolverse en agua, es por ello por lo que se le añade polvo de aluminio, convirtiéndose en una variedad más potente llamada ANFOAL [Jackson, 2017]. Generador de neutrones D-D: La fusión de núcleos ligeros es la propuesta más común usada tanto en aceleradores de partículas como en generadores de neutrones, la más utilizada es la reacción deuterio – deuterio y deuterio – tritio para la producción de neutrones. Existen otras reacciones como se puede observar en la Tabla 2, pero estas dos en particular se están convirtiendo en las más frecuentadas, debido a su fácil empleabilidad, además de su eficiencia, sobre todo con respecto a fuentes de neutrones por su habilidad de on-off, con lo que la protección radiológica es más fácil de controlar. [Chichester, 2009]. Tabla 2.- Principales reacciones en la producción de neutrones Reacción 2 Producto resultante 2 3 H +H He (0.82MeV) + n(2.45 MeV) H2 + H3 He3 (3.54MeV) + n(14.05MeV) H1 + Li7 Be7 (0.21MeV) + n(0.03 MeV) H1 + Li7 Be7 (10.0MeV) + n(1.44 MeV) H2 + Li7 Be8 (1.68MeV) + n(13.35MeV) H1 + Be9 B9 (0.18MeV) + n(0.023MeV) H1 + Be9 B10 (0.40MeV) + n(3.96 MeV) 147 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. El análisis por activación de neutrones y gammas prontos (PGNAA) está emergiendo sobre estos años como una importante herramienta no destructiva para el análisis en estudios de composiciones en varios sectores tanto académicos como económicos, industriales, médicos, arqueológicos y otros [Bergaoui et al., 2014]. En este trabajo se utilizarán los datos sobre el generador de D-D comercial de la empresa Adelphi Technology Inc. modelo DD-110 [ATI, 2016]. Detector de NaI(Tl) de centelleo: Los detectores de NaI (Tl) poseen varias ventajas, por ejemplo, su eficiencia en altas energías de rayos gamma, son robustos y no requieren refrigeración para su buen funcionamiento a diferencia de los de HPGe Germanio Hiper puro [Hakimabad et al., 2007]. Los rayos gamma interactúan con el centellador produciendo un pulso lumínico que es convertido en un pulso eléctrico en el tubo del fotomultiplicador [AO, 2015]. El cristal de NaI (Tl) se encuentra en un alojamiento de aluminio, incluido el tubo fotomultiplicador, además su carcasa es de construcción metálica robusta, pudiendo estabilizar su temperatura eliminando los problemas en los foto-picos inherentes en los detectores de centelleo [Canberra, 2017]. Moderador: El polietileno de alta densidad HDPE (ρ = 0.λ40-0.970 g/cm3·) debido a su alto coeficiente de atenuación (0.33 cm-1) termaliza rápidamente los neutrones rápidos, como indica la Tabla 3. Esta diferencia en los valores de atenuación se debe a la diferencia en la densidad, como en la matriz cristalina del polímero. La importancia de moderación de neutrones se debe a que la detección de explosivos identificando los componentes elementales de muestras tras la reacción de los neutrones térmicos emitidos [Yasin & Nasir, 2008; Bergaoui, 2015]. 148 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 3.- Coeficientes de atenuación de tipos de polietileno comercialmente disponibles Coeficientes de atenuación (cm-1) Materiales Polietileno de baja densidad Polietileno de alta densidad Polietileno de baja densidad lineal 0.145 0.33 0.144 El polietileno (CH2) de forma única es un material de moderación muy bueno para neutrones, con un apantallamiento excelente en el comportamiento de la atenuación, esto debido al contenido de 14% en peso de hidrógeno. En el polietileno la captura de los neutrones térmicos es mediante la reacción H1(n, )H2, el cual tiene una sección eficaz de 0.33 barnios, para neutrones en equilibrio térmico con la temperatura del medio (En=0.027eV) [Yasin & Nasir, 2008]. Blindaje: Algunas mezclas con polietileno han demostrado ser materiales de blindaje ideales para la radiación de los generadores de neutrones, debido a la habilidad de atenuar internamente la radiación de los fotones generados [Chichester & Blackburn, 2007]. El Boro (B) es generalmente utilizado para el blindaje de neutrones térmicos, la sección eficaz de absorción de este elemento es elevado 755b, en su composición natural [Sakurai et al., 2004], la sección eficaz de absorción y dispersión de algunos elementos.se puede ver en la Tabla 4 [Glasstone & Sesonske, 1968]. Tabla 4.- Sección eficaz de absorción y dispersión del boro, hidrogeno y plomo Elemento σs(barn) Boro 4 Hidrógeno 38 - 100 Plomo 11 σa(barn) 755 0.33 0.17 149 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. La selección del polietileno boratado tiene como finalidad absorber los neutrones que escapan al exterior y el plomo se ha seleccionado como blindaje radiológico , Utilizado por su capacidad de blindar, debido su elevado coeficiente de atenuación lineal para los rayos gamma [Glasstone & Sesonske, 1968; Hernández-Adame et al., 2010]. El objetivo del presente trabajo fue evaluar el comportamiento de distintas configuraciones de un sistema de detección para explosivos, basado en la interacción de neutrones térmicos, definiendo un generador de D-D mediante métodos Monte Carlo con el código MCNP6. Se ha emulado la detección de varios elementos químicos presentes en los principales materiales explosivos, con ello distinguir las energías de estos mediante uno o más detectores de centelleo de NaI(Tl) para la detección de los rayos gamma prontos en su interacción del neutrón con estos elementos. 2.- MATERIALES Y MÉTODOS 2.1.- Descripción del sistema de detección El sistema consiste en un generador deuterio-deuterio, D-D, dicho generador se ha modelado según la descripción dada en los datos del fabricante Adelphi, y diversos datos encontrados en la literatura [Bergaoui, 2015; Bergaoui et al., 2014]. El generador consiste en el modelo DD-110, cuya intensidad es de 1010 n/s, los iones son acelerados hasta un blanco de titanio donde los deuterones colisionan de cuya reacción se obtiene 3He y neutrones de 2.45 MeV, los iones son acelerados a una energía de 100 keV o superior sobre un material de cobre o aluminio revestido de titanio donde son generados neutrones de 2.45 MeV mediante la reacción de fusión, el diagrama de los componentes principales se pueden ver en la Figura 1 [Cremer et al., 2008]. 150 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 1.- Diagrama de los componentes principales del generador de D-D. Su funcionamiento requiere de 120 KV y 55 mA en donde un haz de plasma de iones se dirige hacia el blanco cónico en forma de ―V‖ de γ0 mm x β mm [Bergaoui et al., 2014; Sharma et al., 2014; Cremer et al., 2008]. El generador se encuentra en una cavidad cilíndrica de β5‖ de largo y 10 ½‖ de diámetro en las bridas, el diagrama esquemático del funcionamiento del sistema se puede observar en la Figura 2 y el sistema real según lo reporta la empresa Adelphi se observa en la Figura 3 [Cremer et al., 2008]. Figura 2.- Diagrama de las partes del generador modelo DD-110 151 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 3.- Fotografía del generador modelo DD-110, Adelphi, dentro de HDPE Con base en las especificaciones técnicas del fabricante se diseño un modelo con métodos Monte Carlo, explicado a continuación. 2.2.- Descripción del modelo MCNP6 del sistema de detección Mediante métodos Monte Carlo, con el código MCNP6 se realizó un modelo detallado del sistema [Shultis & Faw, 2011], definiendo los componentes interiores del propio generador, así como el moderador de polietileno de alta densidad, HDPE, basado en los datos específicamente de [Bergaoui et al., 2014] en la Figura 4 se observa este arreglo físicamente. Figura 4.- Fotografía del generador modelo DD-110, visto en el interior. 152 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. En la Figura 5, se observa el modelo base, es decir según se reporta en la literatura, en 3D y en vista transparente del generador, y del sistema completo en el que se nota su moderador de alta densidad de polietileno HDPE [Bergaoui et al., 2014]. Figura 5.- Vista de modelo MCNP6 del generador DD-110 En la metodología de cálculo se han realizado diversas configuraciones del sistema propiamente tres configuraciones distintas que serán explicadas a continuación. Para estas configuraciones se ha aumentado el espesor de HDPE en un total de 150 mm en cada lateral (Figura 7), en cada configuración la muestra de explosivo variará en cada configuración, en composición, posición y en cantidad, así como el o los detectores de NaI(Tl), en cada una de ellas se explicará a continuación. Para cada configuración se determinó la respuesta ante detectores de centelleo de NaI(Tl) para dos dimensiones, tanto para el cristal del NaI(Tl) de 1.5‖x1‖ [Salgado et al., 2012] como para el de γ‖xγ‖ [Hakimabad. et al., 2007], dicha configuración se observa en la Figura 6. La respuesta inicial de estos detectores fue ampliada en el código de Monte Carlo, mediante GEB (Gaussian Energy Broadening) con ello se mejoró los picos de energía exhibidos en los 153 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. resultados del MCNP. El código MCNP no puede simular los efectos físicos principales en el ensanchamiento del espectro, es por ello que para el cálculo más realista de los valores obtenidos por la simulación se consideró el espectro de la resolución aplicando una función gaussiana [Salgado et al., 2012]. Figura 6.- Esquema de modelo MCNP6 de cada uno de los detectores Na(Tl) definidos Los coeficientes para el ajuste en la resolución de la energía del detector de NaI(Tl) 1.5‖x1‖ por mínimos cuadrados es a = -0.0024 MeV, b = 0.05165 MeV1/2 y c = 2.85838MeV-1 [Salgado et al., 2012], y para el detector de NaI(Tl) de γ‖x γ‖ es a = -0.00789 MeV, b = 0.06769 MeV1/2 y c = 0.21159 MeV-1 [Hakimabad. et al., 2007]. Estos parámetros son utilizados en la tarjeta ft8 GEB del código MCNP6, este comando considera la resolución de la energía del detector. En la simulación de las muestras se realizaron configuraciones de formas distintas, todas estas caracterizaciones se realizaron modelando tanto el generador como el detector, las muestras y el moderador, en cada configuración se realizaron tres simulaciones, primero sin muestra con ello realizando una simulación de fondo, luego con 1 kg de rdx (1.82 g/cm 3) y una última con 154 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1 kg de Nitrato de Amonio (1.725 g/cm3) en cada simulación a la muestra se la posiciono en la frontera del dispositivo y al detector de NaI(Tl) a 13 cm de la muestra de forma paralela en cada configuración. Con los resultados se comparó el fondo con el espectro de cada muestra obtenida, según los detectores utilizados. Configuración 1: En cada configuración se alteró la forma del dispositivo, mas no del generador, del detector ni de las muestras a ser simuladas, con ello se obtuvo diversos flujos neutrónicos y además de diversas respuestas en el detector según cada configuración del sistema modelizado, es así que para la configuración 1 se prefirió rodear con un moderador de polietileno de alta densidad de 30 cm de espesor sin ningún material de blindaje al generador de D-D, posicionando frente al haz muestras primero de rdx y luego de nitrato de amonio según se observa en la Figura 7 un esquema del sistema. Figura 7.- Esquema de modelo MCNP6 del generador DD-110 especificación medidas – Configuración 1 155 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Configuración 2: El diseño de la configuración 2 consistió en moderar los neutrones en polietileno de alta densidad con 15 cm de espesor y además de rodear al sistema con el mismo material añadiendo otros 15 cm, adicionando un blindaje de polietileno boratado de 8 cm y plomo de 5 cm de espesor, con una cavidad rectangular de 31.5 cm de largo x 15 de ancho definiendo aire que hace de ventana, dirigiendo los neutrones a un área específica con el fin de provocar un haz incidente en la muestra a exponer, según se observa en la Figura 8. Figura 8.- Esquema de modelo MCNP6 del generador DD-110 blindado, polietileno boratado y plomo – Configuración 2 Configuración 3: En esta configuración se consideró el efecto del polietileno de alta densidad para termalizar los neutrones esto combinado con un blindaje mixto de plomo y en provecho de la sección 156 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. eficaz de absorción del polietileno boratado, con la finalidad de mermar la dosis equivalente del dispositivo según se observa en la Figura 9. Figura 9.- Esquema de modelo MCNP6 del generador DD-110 blindado, polietileno boratado y plomo– Configuración 3 Se usaron dos formas para simular la salida de los rayos gamma hacia el detector, en la primera se adquirió un promedio del flujo a través de una celda con el uso del Tally F4 y la energía de distribución de los pulsos creados en el detector mediante un Tally F8 la misma que corresponde a una GEB card, con ello se obtuvo en cuenta la energía calculada de la resolución de los detectores. Mediante las tarjetas f4 y los factores de conversión a dosis para el cálculo de la dosis (H*(10)) se obtuvieron del reporte ICRP [1996] y el flujo con el Tally a f5. En la Figura 10 se especifican las dimensiones de cada elemento de los modelos de las configuraciones 2 y 3. 157 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 10.- Generador D-D modelado en MCNP6, configuración 2 (izquierda) y configuración 3 (derecha) La cantidad de historias fueron adecuadas para obtener un error menor al 5%, utilizándose las secciones eficaces de la librería ENDF/B-VI. Además, en los cálculos se incluyó el tratamiento S(α, ) para incluir el efecto del moderador para neutrones de bajas energías. [Vega-Carrillo et al., 2014]. 2.7.- Análisis de dosis. Se realizaron cálculos para las 3 configuraciones mencionadas donde se modificó el espesor del moderador y adicional se jugaba con espesores de polietileno boratado y plomo, esto como protección radiológica ante el sistema verificándose el H*(10) en cada uno de los casos, en los cálculos se consideró limitar la dosis equivalente a 50 mSv, debido a que este límite es representativamente más bajo que el recomendable para la prevención de efectos deterministas [ICRP, 1977]. 158 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 3.- RESULTADOS En los resultados obtenidos después de las simulaciones con MCNP6, el flujo de los neutrones térmicos aumenta conforme disminuye el espesor del moderador, a la vez que la dosis ambiental disminuye al incrementarse el espesor de los materiales de blindaje según se observa los espectros de la Figura 11, esta simulación se realizó tomando en cuenta un área de 200 cm x cada lado con el sistema de detección de explosivos en el centro para cada configuración realizada. Los valores obtenidos del flujo neutrónico se obtuvieron a una distancia medida desde el centro del generador de D-D hasta la muestra que dependiendo de la configuración del sistema variaba siendo para la configuración 1 de 43 cm, para la configuración 2 de 60 cm y para la configuración 3 de 67.5 cm, además de los valores respectivos para la dosis equivalente obtenidas a 50, 100, 150 y 200 cm desde el centro del generador de D-D, según los resultados que se resaltan en la Tabla 5. Tabla 5.- Resultados de dosis ambiental (mSv/h) y flujo neutrónico (n.cm-2.s-1) obtenida para las 3 configuraciones mediante simulaciones computacionales en MCNP6. Distancia cm 50 100 150 200 Energía neutrón MeV 2.50E-02 1.00E+00 2.54E+00 TOTAL Configuración Configuración Configuración 1 2 3 Dosis mSv/h 2.45E+03 1.40E+03 2.35E+02 9.08E+02 1.00E+02 3.40E+01 4.75E+02 5.70E+01 2.51E+01 3.15E+02 3.60E+01 1.90E+01 Flujo neutrónico en la muestra n.cm-2.s-1 6.33E+03 2.09E+04 1.95E+04 4.67E+04 1.33E+05 3.97E+05 5.01E+05 1.03E+06 2.34E+05 7.57E+05 1.41E+06 2.40E+06 159 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figura 11.- Resultado de la dosis equivalente obtenida para cada configuración, izquierda configuración 1, derecha configuración 2 y abajo centro configuración 3 Los resultados comparativos de los flujos neutrónicos correspondientes a cada configuración además de las cantidades de dosis se observan en las Figuras 12 y 13 respectivamente. 160 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1,6e+6 Flujo configuración 1 Flujo configuración 2 Flujo configuración 3 Flujo de neutrones [cm-2.s-1] 1,4e+6 1,2e+6 1,0e+6 8,0e+5 6,0e+5 4,0e+5 2,0e+5 0,0 0,0 0,5 1,0 1,5 Energía [MeV] 2,0 2,5 3,0 Figura 12.- Flujo de neutrones para las 3 configuraciones 3000 dosis configuración 1 dosis configuración 2 dosis configuración 3 H*10 [mSv/h] 2500 2000 1500 1000 500 0 40 60 80 100 120 140 160 Distancia [cm] 180 200 220 Figura 13.- Rapidez de la Dosis equivalente ambientales para las 3 configuraciones. 161 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Los resultados de las simulaciones realizadas sin muestra, con nitrato de amonio y con rdx para cada una de las 3 configuraciones, se detallan los espectros obtenidos cuyos resultados comparativos se exponen desde la Figura 14 hasta la Figura 19, tanto como para el detector de NaI (Tl) de 1.5‖x1‖ como para el de γ‖xγ‖. 1e-4 1e-3 Comparación sin muestra y Nitrato de amonio con detector de NaI de 1.5"x1" Cuentas por segundo 2.22 MeV (H) Nitrato de amonio Sin muestra 5.53 MeV (N) 5.269 MeV (N) 1e-6 6.13 MeV (O) 4.43 MeV (C) 1e-7 6.32 MeV (N) 1e-8 Cuentas por segundo 1e-5 Comparación sin muestra y Nitrato de amonio con detector de NaI de 3"x3" 1e-4 1e-9 Sin muestra Nitrato de amonio 2.22 MeV (H) 1e-5 5.269 MeV (N) 4.43 MeV (C) 5.53 MeV (N) 1e-6 6.13 MeV (O) 1e-7 1e-8 1e-9 1e-10 1e-10 0 2 4 6 8 Energía (MeV) 0 10 2 4 6 8 Energía (MeV) 10 12 Figura 14.- Espectros obtenidos al simular una muestra de Nitrato de amonio para el sistema de la configuración 1 comparado con espectros sin muestras cuyas curvas se obtuvieron con dos detectores de NaI (Tl) de 1.5‖x1‖ y de γ‖xγ‖. 1e-4 RDX Sin muestra 5.53 MeV (N) 2.22 MeV (H) 5.269 MeV (N) 1e-6 4.43 MeV (C) 1e-7 6.13 MeV (O) 6.32 MeV (N) 1e-8 1e-9 Comparación sin muestra y RDX con detector de NaI de 3"x3" 1e-4 Cuentas por segundo 1e-5 Cuentas por segundo 1e-3 Comparación sin muestra y RDX con detector de NaI de 1.5"x1" Sin muestra RDX 2.22 MeV (H) 1e-5 5.269 MeV (N) 4.43 MeV (C) 5.53 MeV (N) 1e-6 6.13 MeV (O) 1e-7 1e-8 1e-9 1e-10 1e-10 0 2 4 6 Energía (MeV) 8 0 10 2 4 6 8 Energía (MeV) 10 12 Figura 15.- Espectros obtenidos al simular una muestra de RDX para el sistema de la configuración 1 comparado con espectros sin muestras cuyas curvas se obtuvieron con dos detectores de NaI (Tl) de 1.5‖x1‖ y de γ‖xγ‖. 162 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1e-4 1e-3 Comparación sin muestra y con Nitrato de amonio con detector de NaI de 1.5"x1" Cuentas por segundo 5.53 MeV (N) Nitrato de amonio Sin muestra 2.22 MeV (H) 5.269 MeV (N) 1e-6 4.43 MeV (C) 1e-7 6.32 MeV (N) 1e-8 Cuentas por segundo 1e-5 Comparación sin muestra y con nitrato de amonio con un detector de NaI de 3"x3" 1e-4 1e-9 Sin muestra Nitrato de amonio 2.22 MeV (H) 5.269 MeV (N) 1e-5 4.43 MeV (C) 1e-6 5.53 MeV (N) 6.13 MeV (O) 1e-7 10.82 MeV (N) 1e-8 1e-9 1e-10 1e-10 0 2 4 6 8 Energía (MeV) 0 10 2 4 6 8 Energía (MeV) 10 12 Figura 16.- Espectros obtenidos al simular una muestra de Nitrato de amonio para el sistema de la configuración 2 comparado con espectros sin muestras cuyas curvas se obtuvieron con dos detectores de NaI (Tl) de 1.5‖x1‖ y de γ‖xγ‖. 1e-4 1e-3 Comparación sin muestra y RDX con detector de NaI de 1.5"x1" 1e-6 6.13 MeV (O) 4.43 MeV (C) 1e-7 RDX Sin muestra 5.53 MeV (N) 5.269 MeV (N) 6.32 MeV (N) 1e-8 1e-9 Cuentas por segundo Cuentas por segundo 2.22 MeV (H) Comparación sin muestra y con RDX con un detector de NaI de 3"x3" 1e-4 1e-5 Sin muestra RDX 2.22 MeV (H) 1e-5 5.269 MeV (N) 4.43 MeV (C) 5.53 MeV (N) 6.13 MeV (O) 1e-6 1e-7 10.82 MeV (N) 1e-8 1e-9 1e-10 1e-10 0 2 4 6 Energía (MeV) 8 0 10 2 4 6 8 energía (MeV) 10 12 Figura 17.- Espectros obtenidos al simular una muestra de RDX para el sistema de la configuración 2 comparado con espectros sin muestras cuyas curvas se obtuvieron con dos detectores de NaI (Tl) de 1.5‖x1‖ y de γ‖xγ‖. Nitrato de amonio Sin muestra 1e-5 Cuentas por segundo 1e-3 Comparación sin muestra y con nitrato de amonio con detector NaI 1.5"x1" 5.53 MeV (N) 2.22 MeV (H) 5.269 MeV (N) 1e-6 1e-7 4.43 MeV (C) 1e-8 Comparación sin muestra y con nitrato de amonio con detector de NaI de 3"x3" 1e-4 Cuentas por segundo 1e-4 2.22 MeV (H) 1e-5 5.269 MeV (N) 4.43 MeV (C) 1e-6 Sin muestra Nitrato de amonio 5.53 MeV (N) 6.13 MeV (O) 1e-7 1e-8 1e-9 1e-10 1e-9 0 2 4 6 Energía (MeV) 8 0 10 2 4 6 8 Energía (MeV) 10 12 Figura 18.- Espectros obtenidos al simular una muestra de Nitrato de amonio para el sistema de la configuración 3 comparado con espectros sin muestras cuyas curvas se obtuvieron con dos detectores de NaI (Tl) de 1.5‖x1‖ y de γ‖xγ‖. 163 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1e-4 1e-6 5.53 MeV (N) 5.269 MeV (N) 6.13 MeV (O) 4.43 MeV (C) 1e-7 Cuentas por segundo 2.22 MeV (H) Comparación sin muestra y con RDX con detector de NaI de 3"x3" 1e-4 RDX Sin muestra 1e-5 Cuentas por segundo 1e-3 Comparación sin muestra y con RDX con detector de NaI 1.5"x1" 1e-8 Sin muestra RDX 2.22 MeV (H) 1e-5 5.269 MeV (N) 4.43 MeV (C) 5.53 MeV (N) 6.13 MeV (O) 1e-6 1e-7 1e-8 1e-9 1e-10 1e-9 0 2 4 6 Energía (MeV) 8 0 10 2 4 6 8 Energía (MeV) 10 12 Figura 19.- Espectros obtenidos al simular una muestra de RDX para el sistema de la configuración 3 comparado con espectros sin muestras cuyas curvas se obtuvieron con dos detectores de NaI (Tl) de 1.5‖x1‖ y de γ‖xγ‖. Estos resultados permiten seleccionar el mejor diámetro de cristal que permita una mejor visualización de las curvas, así como la mejor configuración que permita obtener un mejor espectro de la caracterización de las muestras. 4.- CONCLUSIONES El mejor flujo de neutrones térmicos representa el sistema de la configuración 2 y 3 además la menor dosis ambiental arroja la configuración 3. Se determina que para obtener un buen espectro que caracterice de forma adecuada las energías de los elementos constitutivos de las muestras es mediante el cristal de ioduro de sodio de mayor diámetro, es decir el de γ‖xγ‖, ya que el objetivo en las simulaciones una vez obtenida la configuración adecuada fue seleccionar el cristal que indique de mejor forma las energías características de las muestras. 164 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Agradecimientos El primer autor L. Cevallos-Robalino, agradece a la Secretaria Nacional de Educación Superior Ciencia y Tecnología (SENESCYT), por la beca para realizar estudios de posgrado en Madrid, España. REFERENCIAS ACE. (1972). Systematic drilling and blasting for surface excavations. US Army Corps of Engineers. Engineering Manual EM 1110-2-3800. Washington DC. Alfonso, K., Elsalim, M., King, M., Strellis, D., & Gozani, T. (2013). MCNP simulation benchmarks for a portable inspection system for narcotics, explosives, and Nuclear material detection. IEEE Transactions on Nuclear Science 60: 520-527. AO. [online]. (2015). 905 NaI(Tl) Scintillation Detectors <http://www.orteconline.com/products/radiation-detectors/scintillation-detectors/scintillationdetectortypes/905-series>. AMETEK ORTEC. [Reviewed on August 2017]. ATI. [online]. (2016). DD110M and <http://www.adelphitech.com/products/dd109m-dd110m.html>.Adelphi Inc. [Reviewed on August 2017]. DD109M. Technology Bergaoui K. (2015). Le developpement des techniques analytiques nucleaires autour d’un generateur de neutrons deuterium-deuterium (D-D). Thèse de doctorat Université de Tunis El Manar. Tunis. Bergaoui K., Renguigui N., Gary C. K., Brown C., Cremer J. T., Vainionpaa J. H., Piestrup M. A. (2014). Monte Carlo simulation of explosive detection system based on a Deuterium-Deuterium (D-D) neutron generator. Applied Radiation and Isotopes 94: 118-124. Bernaola Alonso, J., Castilla Gómez, J., & Herrera Herbert, J. (2013). Perforación y voladura de rocas en minería. E.T.S. de Ingenieros de Minas de Madrid. Universidad Politécnica de Madrid. 165 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Canberra. [online]. (2017). NAIS-3X3-NaI(Tl) LED Temperature-Stabilized Scintillation Detector. <http://www.canberra.com/products/detectors/scintillation-detectors.asp>. [Reviewed on August 2017]. Chichester, D. L. (2009). Production and applications of neutrons using particle accelerators. Report INL/EXT-09-17312, Idaho NAtional Laboratory: 243-295. Chichester, D. L., & Blackburn, B. W. (2007). Radiation fields from neutron generators shielded with different materials. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 261: 845-849. Cremer, J. T., Piestrup, Melvin, A.,Gary, Charles, K., Harris, Jack, L., Williams, David, J., Jones, Glenn, E., Vainionpaa, J. H., Fuller, Michael, J., Rothbart, George, H., Kwan, J., W., Ludewigt, B., A., Gough, R.., A., Reijonen, Jani, Leung, Ka-Ngo (2008). High Brightness Neutron Source for Radiography. Report DE-FG02-04ER86177, Adelphi Technology Inc. Pp. 1-18. Glasstone, S., & Sesonske, A. (1968). INGENIERÍA DE REACTORES NUCLEARES. México: Reverte. Gozani, T. (1996). Inspection techniques based on neutron interrogation. SPIE Proccedings 2936: 9-20. Hakimabad, H. M., Panjeh, H., & Vejdani-Nogheiyan, A. (2007). Evaluation the nonlinear response function of a 3 x 3 in NaI scintillation deteector for PGNAA applications. Applied Radiation and Isotopes 65: 918-926. Hernandez-Adame, L., Contreras-Sandoval, H., Vega-Carrillo, H. R., & Perez-Landeros, L. H. (2010). Design of a treatment room for an 18-MV linac. Nuclear Technology 175: 105-112. ICRP (1977). Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 26: Pergamon Press, Oxford. ICRP. (1996). Conversion coefficients for use in Radiological protection against external radiation. ICRP Report 74. Annals of the ICRP 26: 200. Jackson, S. I. (2017). The dependense of Ammonium-Nitrate Fuel-Oil (ANFO) detonation on confinement. Proceedings of the Combustion Institute 36: 2791-2798. Kuznetsov, A. V., Evsenin, A. V., Gorshkov, I. Y., Osetrov, O. I., & Vakhtin, D. N. (2004). Detection of buried explosives using portable neutron sources with nanosecond timing. Applied Radiation and Isotopes 61: 51-57. 166 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Parra Terraza, S., Lara Murrieta, P., Villarreal Romero, M., & Hernández Verdugo, S. (2012). Crecimiento de plantas y rendimiento de tomate en diversas relaciones nitrato/amonio y concentraciones de bicarbonato. Revista Fitotecnia Mexicana 35: 143-153. Runkle, R. C., White, T. A., Miller, E. A., Caggiano, J. A., & Collins, B. A. (2009). Photon and neutron interrogation techniques for chemical explosives detection in air cargo: A critical review. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 603: 510528. Sakurai, Y., Sasaki, A., & Kobayashi, T. (2004). Development of neutron shielding material using metathesis-polymer matrix. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 522: 455-461. Salgado, C. M., Brandao, L. E., Schirru, R., Pereira, C. M., & Conti, C. C. (2012). Validation of a NaI(Tl) detector's model developed with MCNP-X code. Progress in Nuclear Energy 59: 19-25. Sharma, M. K., Ayodeji B. & Liu, X. (2014). MCNP modeling of a neutron generator and its shielding at Missouri University of Science and Technology. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 767: 126–134 Shultis, J. K., & Faw, R. E. (2011). An MCNP Primer. Kansas State University. Pp. 1-45. Takahashi, Y., Misawa, T., Masuda, K., Yoshikawa, K., Takamatsu, T., Yamauchi, K., Shiroya, S. (2010). Development of landmine detection system based on the measurement of radiation from landmines. Applied Radiation and Isotopes 68: 23272334. Takahashi, Y., Misawa, T., Pyeon, Ch. H., Shiroya, S. & Yoshikawa, K. (2011). Landmine detection method combined with backscatteringneutrons and capture gamma-rays from hydrogen. Applied Radiation and Isotopes 69: 1027-1032. Vega-Carrillo, H.R., Guzmán-García, K.A., Gallego, E. & Lorente, A. (2014). Passive neutron area monitor with pairs of TLDs as neutron detector. Radiation Measurements 69: 30-34. Yasin, T., & Nasir, K. M. (2008). High density polyethylene/boron carbide composites for neutron shielding. e-Polymers 8: 1-7. 167 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. H*(10) debida a la radiación dispersada en un LINAC de 6 MV para Tomoterapia Hector Rene Vega-Carrillo1/2, Angélica Esparza Hernández1, Mayra G. García Reyna3, Eric Reyes Rivera4,5, Luis Hernandez-Adame6, Teodoro Rivera7 1 Unidad Académica de Estudios Nucleares de la UAZ. Ciprés 10, Fracc. La Peñuela. 98060 Zacatecas, Zac. México. 2 Unidad Académica de Ingeniería Eléctrica de la UAZ. Av. Ramón López Velarde s/n. 98068 Zacatecas, Zac. México. 3 Instituto Tecnológico y de Estudios Superiores de Monterrey Campus Zacatecas Calzada Pedro Coronel 16. Dependencias Federales 98600 Guadalupe, Zac. México. 4 División de Ciencias e Ingenierías Campus León, Universidad de Guanajuato. Loma del Bosque 103, Col. Lomas del Campestre. 37150 León, Gto. México 5 UNEME-Oncología. Guadalupe, Zac. México 6 CONACyT-Centro de Investigaciones Biológicas del Noreste (CIBNOR) Mar Bermejo 195, Col. Playa Palo de Santa Rita- 23090 La Paz, Baja California Sur, México. 7 CICATA-IPN Unidad Legaria. Ciudad de México. México. Buzón-e: [email protected] Resumen Con el fin de determinar la dosis equivalente ambiental (H*(10)), debida a la radiación que se dispersa sobre el cuerpo de un paciente, se usaron TLDs 100 en torno a TomoLINAC de 6 MV. Las características de la tomoterapia tiene el inconveniente de que el blindaje del búnker aumenta considerablemente y para su diseño se usan parámetros validados para los linacs convencionales. Con el fin de determinar la H*(10) debida a la radiación dispersada se hicieron mediciones en la vecindad del isocentro, mientras el haz de fotones de 6 MeV aplicó sobre un fantoma. También, se colocaron TLDs en los muros del bunker que permanecieron durante 7 días, donde aproximadamente se atendieron 50 pacientes/día. En puntos cercanos al isocentro la H*(10) presenta una distribución angular causada por la forma del fantoma. En los muros del bunker la mayor H*(10) se observó en las barreras primarias. En el laberinto, se observó el impacto de la radiación dispersada al medir un mayor valor de la H*(10) en el muro más alejado del isocentro en comparación con el punto ubicado más próximo a éste. Palabras clave: Radioterapia; Acelerador lineal; Dosimetría; TomoLINAC. 168 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCCIÓN Desde el siglo pasado, el cáncer se ha considerado una enfermedad común convirtiéndose en un importante problema de salud pública en una escala global. De acuerdo con la Organización Mundial de la Salud, es un problema que provoca una gran cantidad de decesos e impacta las finanzas públicas; este problema es aún más grave en países con ingresos bajos y medios. Organización Mundial de la Salud [OMS, 2015]. A partir del diagnóstico y las características del paciente, como el género y la edad, las opciones de tratamiento del cáncer que se usan con mayor frecuencia incluyen la cirugía, la radioterapia y la quimioterapia [ICN, 2016]. En radioterapia se aplica en dos modalidades, la teleterapia y la braquiterapia, en la teletrapia se usan haces de electrones, rayos X, protones, neutrones o iones pesados (conocida como Hadronterapia) que se hacen incidir sobre el tejido afectado. Los haces de electrones y rayos X se producen en aceleradores lineales que han evolucionado en sus diseños con el fin de depositar altas dosis en el tumor y la menor dosis en los tejidos sanos. En la tomoterapia los haces de rayos X se aplican en bandas pequeñas, como se hace en la tomografía computarizada, conformando el perfil del tumor a los largo de 360º [Murray & Robinson, 2016; Chargari, et al., 2016]. Los avances en la radioterapia que incluyen la intensidad modulada tienen el inconveniente que la radiación de fuga y el blindaje del búnker aumentan considerablemente debido a que se aumenta el tiempo de disparo [Balog et al., 2005]. El equipo de Tomoterapia es un acelerador lineal (TomoLINAC) donde el cabezal se mueve en forma controlada alrededor del cuerpo del paciente y el haz se aplica en cortes cuyo espesor y tiempo de exposición se programan acorde a la morfología del tumor y el ángulo de ataque. Mientras se hace el tratamiento el cuerpo del paciente se desplaza y el haz se aplica en forma helicoidal [Biltekin, Yeginer & Ozyigit, 2015]. El TomoLINAC, debe estar confinado en un recinto con muros capaces de absorber la radiación directa, la dispersada y la de fuga [IAEA, 2006]. 169 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Un elemento importante en el cálculo de las barreras del búnker es la dosis debida a la radiación dispersada por el cuerpo del paciente, que depende de la energía del fotón incidente en el cuerpo del paciente y el ángulo de dispersión [NCRP, 2005]. La radiación dispersada también es importante ya que la dosis que recibe un paciente debido a esta radiación contribuye en forma significativa a la dosis no deseada en el paciente [Chu, 2001]. Por lo tanto el riesgo de inducir un cáncer fatal secundario debido a la radiación dispersada es aproximadamente el doble cuando se aplica radioterapia de intensidad modulada con fotones de 6 MeV en comparación con el tratamiento con radioterapia convencional con fotones de la misma energía [Pereira et al., 2016]. En tomoterapia se ha mejorado la calidad en la conformación del haz, sin embargo se usa una mayor cantidad de unidades monitor en cada tratamiento lo que contribuye a una mayor radiación de fuga del cabezal [Zacarias, Balog & Mills, 2006]. En el tomoLINAC a 180º del cabezal hay un bloque que además de atenuar el haz primario tiene la función de contrapeso, como se muestra en la figura 1. Figura 1.- Esquema de un TomoLINAC 170 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. De acuerdo a Balog et al. [2005] esta estructura contribuye con 2.4 espesores decireductores de blindaje. Debido a que la tomoterapia es una tecnología reciente no existen datos exhaustivos que permitan calcular las barreras primarias y secundarias del búnker por lo que en el diseño de éste se usan los datos de aceleradores convencionales. El objetivo de este trabajo fue medir la dosis equivalente ambiental (H*(10)) en diferentes puntos de las caras internas de las paredes del búnker de un TomoLINAC de 6 MV y determinar el valor de la H*(10) por unidad de dosis aplicada en jornadas reales de trabajo. 2.- MATERIALES AND MÉTODOS El estudio se realizó en la Unidad de Especialidad Médica de Oncología de Zacatecas (UNEME) que cuenta con un TomoLINAC de la marca Accuray modelo TomoTherapy HD de fotones con una energía 6 MV el cual se muestra en la figura 2. Figura 2.- TomoLINAC Tomo Therapy HD de 6 MV. 171 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Con el fin de medir la H*(10) debida a la radiación dispersada se usaron dosímetros termoluminiscentes del tipo 100 (TLD 100) de Harshaw. Estos dosímetros detectores pasivos son sensibles a fotones, partículas α y neutrones, tienen un número atómico efectivo de 8.2 y su rango de operación varia de 10 pGy a 10 Gy. Los TLD 100 están hechos de nat LiF:Mg,Ti y sus dimensiones son 0.3175 x 0.3175 x 0.0899 cm. Para borrar los TLDs se calentaron en una mufla a 400 °C durante 1 hora. La calibración de los dosímetros se hizo con una fuente de 137 Cs. Cada TLD se colocó en un vial a 10 cm de la fuente de 137Cs y se expusieron a diferentes tiempos de irradiación. En cada irradiación se obtuvo la respuesta termoluminiscente de cada dosímetro que se corrigió por la contribución del fondo a la respuesta termoluminiscente y se obtuvo el promedio que se correlacionó con la dosis equivalente ambiental de la fuente de 137Cs. La correlación se hizo ajustando las lecturas promedio corregidas por fondo y los valores de la H*(10) a una línea recta usando mínimos cuadrados ponderados [Vega-Carrillo, 1989] donde el factor de ponderación fue el recíproco de la suma de las varianzas de las lecturas de los TLDs y de la H*(10). Para la medición de la H*(10) se usaron 4 TLD 100 que se colocaron en un embalaje de polietileno de espesor neto de 3 mm para garantizar el equilibrio electrónico. Los embalajes se fijaron en las caras internas de las barreras del bunker, incluyendo un par de estos en la superficie del TomoLINAC, como se muestra en la figura 3. Todos los embalajes se colocaron en el plano del isocentro, también se dejó un embalaje para medir la contribución del fondo. Los embalajes se mantuvieron en posición durante 7 días laborables, durante los cuales se trataron pacientes con diferentes patologías, edades y géneros. Este procedimiento se aplicó 172 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. en tres ocasiones y durante este proceso se atendieron entre 48 a 50 pacientes por día. El mayor grupo tratado en las tres ocasiones fueron mujeres y de edades mayores a 30 años. Figura 3.- Ubicación de los TLDs dentro de la sala de tratamiento. Una vez terminado el proceso de exposición a la radiación dispersada se retiraron los embalajes y se trasladaron a la Laboratorio de Mediciones Nucleares de la Unidad Académica de Estudios Nucleares de la UAZ y se obtuvieron las lecturas de los TLDs, para esto se usó un lector de Thermo Scientific Harshaw TLD 3500. 173 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Las respuestas se obtuvieron calentando los TLDs, en atmósfera de nitrógeno, de 50 a 300 °C con un gradiente de temperatura de 10 °C/seg. Las respuestas de los 4 TLDs de cada embalaje se promedió y se corrigió por el promedio de las lecturas de los 4 TLDs usados para la medición del fondo que se convirtió a unidades de H*(10) mediante la curva de calibración. 3.- RESULTADOS Y DISCUSIÓN La función lineal, con un coeficiente de correlación de 0.9964, derivada del proceso de calibración y que nos permite convertir la respuesta termoluminiscente a la Dosis equivalente ambiental se muestra en la ecuación 1. H*(10)(RTLD) = 0.03099 + 0.1771 RTLD (1) En esta ecuación H*(10) es la dosis equivalente ambiental en mSv y RTLD es la respuesta termoluminiscente en nanoCoulombs. La medición de la H*(10) debido a la radiación dispersada se realizó en 9 puntos dentro del bunker del TomoLINAC y las mediciones se realizaron en tres ocasiones. En la tabla 1, se muestran los promedios corregidos de la respuestas termoluminiscentes, RTLD, en cada punto. Las mayores lecturas se obtuvieron en los puntos 5 y 6 que se ubican en la superficie del TomoLINAC debido a que se encuentran más cerca de la zona de dispersión. En los puntos 2 y 3, localizados en las barreras primarias, las lecturas de los TLDs son estadísticamente iguales, lo que implica que hay simetría en el campo de la radiación dispersada. En los puntos 1 y 4 se observa que no existe simetría probablemente debido a que las distancias de esos puntos respecto al isocentro son diferentes. Las menores lecturas se 174 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. obtuvieron en los puntos 8 y 9 que se encuentran en el laberinto que se debe a la radiación dispersada que se refleja en el muro donde se encuentra el punto 7. Tabla 1.- Valores de la RTLD en las tres mediciones. Posición 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Medición 1 RTLD [nC] 34.8 ± 0.7 107.2± 5.4 107.28 ± 5.4 27.2 ± 1.1 779.4 ± 0.1 828.3 ± 0.1 27.0 ± 0.8 0.28 ± 0.05 0.26 ± 0.09 Medición 2 RTLD [nC] 26.4 ± 0.7 91.3 ± 1.6 91.5 ± 4.2 22.1 ± 1.0 674.7 ± 0.04 502.8 ± 0.1 20.5 ± 0.6 0.20 ± 0.06 0.09 ± 0.08 Medición 3 RTLD [nC] 46.7 ± 0.8 148.2 ±7.8 146.8 ± 8.0 38.5 ± 1.7 1514.4 ± 0.1 1309.7 ± 0.1 37.2 ± 0.8 0.37 ± 0.08 0.24 ± 0.06 Los valores de la tabla 1 se convirtieron a H*(10) mediante la ecuación 1 y se dividió entre el total de la dosis aplicada durante el proceso de medición; estos resultados se muestran en la tabla 2. Table 2.- Valores de la H*(10)/D en las tres mediciones. Posición 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Medición 1 [mSv/Gy] 9.35E-02 ± 3.41E-03 2.88E-01 ± 1.68E-02 2.88E-01 ± 1.43E-02 7.31E-02 ± 3.63E-03 2.09 ± 6.28E-02 2.22 ± 6.67E-02 7.25E-02± 3.05E-03 7.52E-04 ± 1.46E-04 6.98E-04 ± 2.68 E-04 Medición 2 [mSv/Gy] 7.5E-02 ± 2.94E-03 2.59E-01 ± 9.02E-02 2.60E-01 ± 1.40E-02 6.29E-02 ± 3.38E-03 1.92 ± 5.75E-02 1.43 ± 4.29E-02 5.81E-02 ± 2.35 E-03 5.8E-04 ± 1.82E-04 2.56E-04 ± 2.29E-04 Medición 3 [mSv/Gy] 9.34E-02 ± 3.23E-03 2.97E-01 ± 1.79E-02 2.94E-01 ± 1.83E-02 7.70E-02 ± 4.16E-03 3.03 ± 9.09E-02 2.62 ± 7.86E-02 7.43E-02 ± 2.74E-02 7.4E-04 ± 1.66E-04 4.80E-04 ± 1.26E-04 175 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Los valores observados en los puntos 2 y 3, localizados en las barreras primarias, presentan simetría lo que implica que debido a la distancia respecto a la zona de dispersión es la misma y la radiación dispersada es la misma y la probable contribución de la radiación de fuga se diluye debido a que durante los tratamientos se hacen disparos por tiempos breves y en posiciones que cubren los 360º. Los valores de H*(10)/D en los puntos 7 y 8 son muy similares a pesar de que el punto 8 está a la mitad de laberinto y en el muro más alejado del isocentro esto se debe a que en esa posición la H*(10) se debe a la radiación que cruza el muro intermedio y la dosis que se dispersa en el muro donde se ubica el punto 7. La H*(10) en el punto 9, ubicado enfrente del punto 8 y más próximo al isocentro, es menor que la dosis en el punto 9, lo que implica que la dosis en el punto 9 se debe principalmente a la radiación dispersada que alcanza el muro donde está el punto 7 y que a su vez es dispersada por éste, los fotones emergentes de esta doble dispersión son fotones Compton cuya energía es menor contribuyendo así a una menor dosis. 4.- CONCLUSIONES Se midió la H*(10) debida a la radiación dispersada por el cuerpo de un paciente cuando es tratado con un TomoLINAC con fotones de 6 MeV, Las mediciones se realizaron con TLDs que se colocaron en la cara interna de las barreras de la sala de tratamiento. A partir de los resultados obtenidos las conclusiones más relevantes son las siguientes: Las mayores dosis se obtuvieron en la superficie del TomoLINAC y no obstante ambos puntos se encuentran equidistantes de la zona de dispersión, los valores de los promedios son distintos (2.36 y 2.09 mSv/Gy) debido a que en esos puntos también se incluye la dosis debida a la radiación de fuga del cabezal. 176 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. En los puntos 2 y 3, ubicados en las barreras primarios y equidistantes de la zona de dispersión presentaron valores promedio de 0.281 mSv/Gy, donde la radiación dispersada presenta simetría. En el laberinto la dosis debida a la radiación dispersada es mayor en el muro más alejado de la zona de dispersión (punto 8) que el punto 9 debido a que la dosis en estos puntos se debe a la radiación dispersada que alcanza el muro del fondo del laberinto y que a su vez es dispersada a lo largo de éste. Los valores promedios en estos puntos son 0.7 mSv/Gy en el punto 8 y 0.5 mSv/Gy en el punto 9. Una limitante de este estudio es que los valores de la dosis medida en los muros del búnker se debe a la radiación dispersada y también a la radiación de fuga del cabezal, por lo que sería interesante e importante diseñar un experimento para separar ambas contribuciones. Agradecimientos El segundo y tercer autores agradecen al CONACyT la beca otorgada para realizar sus estudios de postgrado. REFERENCIAS Balog J; Lucas D; De Souza C; Crilly R. (2005). Helical tomotherapy radiation leakage and shielding considerations. Medical Physics 32: 710-719. Biltekin F; Yeginer M; Ozyigit G. (2015). Evaluation of photoneutron dose measured by bubble detectors in conventional linacs and cyberknife unit: Effective dose and secondary malignancy risk estimation. Technology in Cancer Research & Treatment 15: 560-565. 177 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Chargari C; Goodman KA; Diallo I; Guy J-B; Rancoule Ch; Cosset JM; Deutsch E; Magne N. (2016). Risk of second cancers in the era of modern radiotherapy: Does the risk/benefit analysis become theoretical models?. Cancer and Metastasis Reviews 35: 277-288. Chu S. (2001). Shielding for radiation scattered dose distribution to outside fields in patients treated with high energy radiotherapy beams. Proccedings of the International Conference on the Radiological Protection of Patients in Diagnostic and Interventional Radiology, Nuclear Medicine and Radiotherapy. Malaga, March 26-30. Paper IAEACN-85-70, p 601-604. IAEA. (2006). RADIATION PROTECTION IN THE DESIGN OF RADIOTHERAPY FACILITIES. Report Series No. 47. International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria. OMS. [online]. Organización Mundial de la Salud. [2015]. <http://www.who.int/mediacentre/factsheets/fs297/es/>. [Consultada en Septiembre 2015]. Murray LJ; Robinson MH. (2016). Radiotherapy: Technical aspects. Medicine 44: 10-14. NCI. (2016). [Online]. National Cancer Institute <http://www.cancer.gov>. [Consultada en Mayo 2016]. Home Page. (2016). NCRP. (2005). Structural Shielding Design and Evaluation for Megavoltage X-and Gammaray Radiotherapy Facilities. Report No. 131 National Council on Radiation Protection and Measurements, Bethesda, United States of America. Pereira MF; Pereira J; Rangel S; Saraiva, M; Santos LM; Cardoso JV; Alves JG. (2016). Environmental monitoring with passive detectors at CTN in Portugal. Radiation Protection Dosimetry 170: 342-345. Vega-Carrillo HR. (1989). Least squares for different experimental data. Revista Mexicana de Fisica 35: 597-602. Zacarias A; Balog J; Mills M. (2006). Shielding design for a tomotherapy facility. Health Physics 91: 289-295. 178 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Optically stimulated luminescence properties of Tm3+ doped KMgF3 fluoroperovskite Luis Camargo1, Lituania Pérez-Cruz2, Epifanio Cruz-Zaragoza2 Segundo Agustin Martínez-Ovalle3, Julián Marcazzó1,* 1 Instituto de Física Arroyo Seco (UNCPBA) and CIFICEN (UNCPBA – CICPBA – CONICET) Pinto 399, 7000, Tandil, Argentina 2 Instituto de Ciencias Nucleares, Universidad Nacional Autónoma de México A.P. 70543, 04510 México D.F., México 3 Grupo de Física Nuclear Aplicada y Simulación Universidad Pedagógica y Tecnológica de Colombia, Tunja, Colombia * Email: [email protected] Abstract In this work the optically stimulated luminescence (OSL) properties of undoped and Tm3+-doped KMgF3 fluoroperovskite have been investigated for the first time. OSL efficiency for stimulation with different wavelengths has been analyzed for each compound. The maximum OSL emission was found with blue light stimulation. The radioluminescence (RL) spectra have shown two emission peaks at 455 and 360 nm, which can be ascribed to the 1D2–3F4 and 1D2–3H6 transitions of the Tm3+ cations. It has been found that doping with Thulium 0.5 mol % renders the most intense OSL emission. Furthermore, several dosimetric properties such as OSL response as a function of dose, reproducibility of the OSL signal after several cycles of irradiationreadout and the minimum detectable dose have been investigated. Finally, the OSL response of KMgF3:Tm3+ has been compared to that of commercial Al2O3:C and the possible application of this fluoroperovskite to OSL dosimetry has been evaluated. Keywords: Optically Stimulated Luminescence; Fluoroperovskite; Dosimetry. 179 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCTION Optically stimulated luminescence (OSL) is a good alternative in environmental and personal dosimetry due to several advantages over others dosimetric methods as the thermoluminescence (TL). One of such advantages is that the stimulation method is completely optical, which makes it unnecessary to use a heating system for stimulating irradiated samples. For the same reason no thermal quenching occurs and more robust plastics encased OSL dosimeters can be easily manufactured. Moreover, high sensibility of OSL allows multiple readings because it is no necessary to stimulated all of trapped charge and the readout process can be made very fast by increasing the stimulating light intensity [McKeever, 2001]. In this context, only a few numbers of materials are currently used in OSL dosimetry with different efficiencies. The most widely used is the C-doped alumina (Al2O3:C) [Perks et al., 2007] which is considered as the standard material for OSL in practical dosimetry. Another one is the BeO, which has advantage of having a nearly tissue equivalent and high efficiency [Sommer et al., 2008]. However, there is always a constant interest in the search for new materials with improved OSL dosimetry properties. Previous OSL and TL investigations of this fluoroperovskite doped with others ions showed the potential application of these phosphors in dosimetry [Furetta et al., 1990; Le Masson et al., 2002]. Taking into account this information, the aim of this work was to investigate the OSL dosimetric properties of undoped and Tm3+-doped KMgF3 fluoroperovskite. In particular, best combination of led and filters, OSL response as a function of growing place and of dopant concentration, repeatability of the OSL signal, dose response, minimum detectable dose and fading of the OSL signal were investigated. Finally, OSL efficiency of the investigated compound has been compared to that of commercial Al2O3:C dosimeter. 180 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.- MATERIALS AND METHODS The KMgF3 compounds were synthesized using the solid state reaction and considering a stoichiometric mixture of the raw materials of pure KF and MgF2 powders. It was following the phase diagram of the binary system KF-MgF2, [DeVries and Roy, 1953]. Thulium was added in aqueous solution (TmCl3∙6H2O) in stoichiometric proportions in order to obtain the desired concentrations of the Tm3+ impurity in the fluoroperovskite material. The dopant concentration varied between 0.2 and 0.5 mol %. Also a reference fluoroperovskite without thulium was prepared. The mixtures were compressed to improve the contact between the reagents. Two different procedures were employed to achieve the reaction, namely, the compressed powder was put either in an alumina crucible or in a platinum foil and inserted into an oven and increasing the temperature from room temperature (RT) up to 700 °C and it kept constant during 5 hours. The cooling of the product of the reaction was made slowly. The final product in form of powder was washed with boiling water and hot ethanol then it was dried at 200 °C during 2 hours. Finally, samples of KMgF3:Tm with grain size between 75-β50 m was selected to make the measurements. Samples were irradiated at room temperature with a 10 mCi ophthalmic Sr-90 beta-source rendering a dose rate of 0.022 Gy/min at the sample position. For optical stimulation three different LEDs were used. A Luxeon V Star green LED with maximum emissions at 530 nm, a Luxeon V Star blue LED with maximum emissions at 470 nm and a Luxeon III Star red LED whit maximum emission at 627 nm. In each case the LED light was filtered by means of two 3mm thick Schott long-pass filters before reaching the sample, namely, OG570, OG530 and GG420 long-pass filters by red, green and blue stimulation, respectively. Each long-pass filter features a maximum transmission of about 0.9 for wavelengths higher than the cutoff wavelength (570, 530 and 420 nm, respectively) and a transmission less than 10−6 at shorter wavelengths. 181 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. In order to get rid of the stimulation light, two 3mm thick Hoya B-390 or two 3mm thick Hoya U-340 band-pass filters were interposed between the sample and the light detector. The B-390 filter has non-zero transmission between 320 and 500 nm and maximum transmission (0.77) at 390 nm and the U-340 filter has non-zero transmission between 250 and 390 nm and maximum transmission (0.80) at 340 nm. OSL curves were obtained by means of a photomultiplier tube (PMT) Electron Tube P25PC02 photon counting head having sensitivity between 180 and 630 nm and maximum response at 350 nm. For all measurements both irradiation and stimulation were applied to the same face of the sample from which the emitted light was detected. Radioluminescence spectra were recorded by means of an Acton Research SP-2155 0.150m monochromator featuring the same PMT aforementioned. Spectra were measured with in the wavelength range of 300 – 800 nm and at a rate of 60 nm min-1. 3.- RESULTS 3.1. Filters and LEDs As the OSL dosimetry consists basically in measuring the light emission from a sample previously irradiated while it is being stimulated with light of determined wavelength, knowing the OSL spectrum is crucial in order to determine the optimal combination of filters and LEDs to maximize the collection of emitted light. Because the OSL emission is not stationary, a good alternative is to obtain a radioluminescence (RL) emission spectrum [CruzZaragoza et al., 2017]. In general the emission wavelength depends on the recombination centers and it is expectable that the luminescence centers involved in OSL are the same participating in the RL process. 182 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figure 1 shows the RL spectra of the KMgF3 fluoroperovskite undoped (blue line) and doped with 0.5 % mol of Thulium (red line). It is possible to see from the figure that samples doped with 0.5 % of Thulium have two broad bands centered at 360 and 455 nm, respectively. On the other hand, undoped sample has an only faint broad band with maximum around 350 nm. Figure 1. RL spectra of the KMgF3 fluoroperovskite undoped (blue line) and doped with 0.5 % mol of Thulium (red line). From the spectra of figure 1, two configurations of filters (emission filters) were selected to interpose between the sample and the light detector, i.e., two Hoya B-390 and two Hoya U340 band-pass filters with transmission between 320 and 500 nm and, 250 and 390 nm, respectively. On the other hand, as it was detailed in the Materials and Methods Section, three 183 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. light sources for stimulation were selected; namely, red, green and blue light with maximum emissions at 627, 530 and 470 nm, respectively. When the samples were stimulated with blue light, only the configuration with the Hoya U-340 filters was investigated because of the overlapping of the wavelength. Figure 2. OSL decay curve of KMgF3:Tm (0,5 % mol) under blue (a), red (b) and green (c) light stimulation. Figure 2 show the effects of red, green and blue stimulation light on the OSL response of KMgF3:Tm (0.5 % mol) after irradiating the sample with a dose of 2.2 Gy of beta radiation. It is evident from the figure that OSL signal is more intense when blue light is employed. By taking into account these results, all OSL measurements will be made with blue stimulation and Hoya U-340 band-pass as emissions filters. 184 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 3.2. OSL response as a function of preparation procedure. As it was afore mentioned, two different procedures were employed to achieve the reaction, namely, the compressed powder was put either in an alumina crucible or in a platinum foil. In figure 3 it is possible to see the OSL decay curves of irradiated KMgF3:Tm (0.5 % mol) and undoped KMgF3 as a function of each preparation procedure. As it is evident from the figure 3, for both KMgF3:Tm (0.5 % mol) and undoped KMgF3, the highest intensity is obtained when samples are prepared in an alumina crucible. In what follows, we will focus on samples prepared by this procedure. Figure 3. OSL decay curves of irradiated KMgF3:Tm (0.5 % mol) and undoped KMgF3 fluoroperovskite powder as a function of each preparation procedure. 3.3. OSL response as a function of dopant concentration 185 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. In order to determine the amount of doping that has the highest OSL efficiency, figure 4 shows the OSL curves of samples of KMgF3 doped with 0.5 and 0.2 % mol of thulium and undoped KMgF3. All samples were irradiated with a same dose of 2.2 Gy and stimulated with blue light. Whereas that undoped KMgF3 sample has lower OSL efficiency (green curve), samples of KMgF3 with 0.2 and 0.5 % mol of Tm present almost the same intensity (red and blue curve, respectively). However, the signal corresponding to the sample doped with 0.5 % mol of Tm (blue curve) shows the most intense OSL peak and highest integrated OSL intensity as well. Figure 4. OSL decay curves of irradiated KMgF3:Tm (0.5 % mol) (blue curve), KMgF3:Tm (0.2 % mol) (red curve) and undoped KMgF3 (green curve) fluoroperovskite samples. 3.4 Repeatability of the OSL response 186 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figure 5 shows the repeatability of the OSL signal of the fluoroperovskite with highest OSL intensity, namely, KMgF3:Tm (0.5 % mol), when it is integrated different section of the OSL curve. It is possible to see a good repeatability of the OSL signal with a percentage standard deviation of 3.8, 2.4 and 6.2 %, when it is integrated the first 10, 20 and 600 seconds of the OSL curve, respectively. In all cases, sample was irradiated with a beta radiation dose of 2.2 Gy. On the other hand, shape of the OSL curves are the same in all the measurements. Figure 5. Repeatability of the OSL response when it is integrated the first 10 (hollow blue triangles), 20 (hollow red circles) and 600 seconds (filled black squares) of the OSL curve, respectively. 3.5 Dose response and minimum detectable dose Figure 6 shows the OSL curves and dose response of KMgF3:Tm (0.5 % mol) 187 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. fluoroperovskite. Sample was irradiated with different doses of beta radiation, namely, 0.22, 0.66, 2.2, 6.6, 22 and 90.64 Gy, from bottom to top respectively. In the inset, the dose response when it is integrated the first 20 seconds of the OSL curve is presented. As it can be seen from the figure, a good linearity is observed. It was selected a time of 20 seconds for integration because this time presented the better repeatability (see previous section). Besides, the minimum detectable dose (MDD) of this fluoroperovskite has been determined by means of MDD=3σBG, being σBG the experimental standard derivation of the background signal recorded by using blank detectors. These measurements are carried out by using the same samples except that they are not irradiated [Yukihara and McKeever, 2011]. For KMgF3:Tm (0.5 % mol), a MDD = 0.04 Gy has been found. Figure 6. OSL curves of KMgF3:Tm (0.5 % mol) irradiated with different doses, ranging from 0.22 up to 90.64 Gy from bottom to top respectively. In the inset: dose response when it is integrated the first 20 seconds (hollow circles) of the OSL curves. 188 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 3.6 Fading of the OSL signal Figure 7 shows the integrated OSL signal as a function of several storing times, namely, 0.08, 0.16, 0.5, 1.6, 19.2, 72 and 163.5 h. It can be seen from the figure that OSL signal shows an important fading of approximately 75 % after the first 36 hours of storing and then, the response remains almost constant. Figure 7. Integrated OSL signal of KMgF3:Tm (0.5 % mol) as a function of the storage time (hollow circles). Continuous line was obtained by fitting by a single exponential. In the inset: the OSL response after 0.08, 0.16, 0.5, 1.6, 19.2, 72 and 163.5 h. of storage, from top to bottom one after another. 3.7 Comparison with Al2O3:C Finally, in figure 8 it is possible to see the OSL efficiency of (b) the KMgF3:Tm (0.5 mol%) compared with (a) the standard commercial Al2O3:C dosimeter (Landauer, Inc.). Samples 189 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. were irradiated with a beta dose of 2,2 Gy and OSL curves were normalized to the sample weight. As it is evident from the figure, Al2O3:C is one order of magnitude greater than KMgF3:Tm (0.5 mol%). Figure 8. The OSL decay curve of (a) commercial Al2O3:C and (b) KMgF3:Tm (0.5 mol%). Both OSL signals have been recorded under the same experimental conditions and normalized to the sample weight. 4.- DISCUSSION RL spectrum of KMgF3 fluoroperovskite doped with thulium shows two broad bands. The first one is located between 300 and 410 nm and centered at 360 nm and the second one is located between 420 and 500 nm and centered at 455 nm. The two bands centered at 360 and 455 nm can be attributed to the 1D2 → 3H6 and 1D2 → 3F4 transitions of Tm3+ ion, respectively [Quintanilla et al, 2011]. On the other hand, undoped sample has an only faint broad band 190 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. with maximum around 350 nm. This broad emission band 350 nm was already observed by other authors and it is dominant in the thermoluminescence of KMgF3 host [Furetta et al, 1990]. This peak is attributed to the thermal activation of F centers, created by the material irradiation. On the three light sources studied for stimulation, namely, red, green and blue light, it was found that OSL signal is more intense when blue light is employed. This result has been observed in previous works regarding the OSL of others rare earth doped KMgF3, i.e., in the OSL of KMgF3:Ce3+ [Le Masson et al., 2002]. When the samples were stimulated with blue light, only the configuration with the Hoya U-340 filters was selected because of the overlapping of the wavelength. Regarding to the preparation procedure, for both KMgF3:Tm (0.5 % mol) and undoped KMgF3, the highest intensity is obtained when samples are prepared in an alumina crucible. It could be due to the alumina allows migrating ions to the host of the compound when the mass is being melted at the preparation temperature and then, this fact increases its intensity. Besides, regarding with the doped concentration, the signal corresponding to the sample doped with 0.5 % mol of Tm shows the most intense OSL peak and highest integrated OSL intensity as well when it was compared with KMgF3:Tm (0.2 % mol) and undoped KMgF3. One of the characteristics to be taken into account when a material is evaluated as a possible dosimeter is the repeatability of its OSL signal. In general, both the shape and the area under the OSL curve are investigated. The best repeatability of the OSL signal was found when it was integrated the first 20 seconds of the OSL curve with a percentage standard deviation of 2.4 %. The dose response was also studied take into account that it was integrated the first 20 seconds of the OSL curve. A good linearity in the dose range of 0.1 – 100 Gy was obtained 191 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. and a regression coefficient equal to 0.995 was found when a linear regression was performed on the experimental data. The minimum detectable dose of this fluoroperovskite has been found to be equal to 0.04 Gy. From the point of view of the applications of this compound to OSL dosimetry, it is of interest to investigate the fading of the OSL signal as a function of the time elapsed between irradiation and readout. In this context, sample was irradiated with a dose of 2.2 Gy of beta radiation at room temperature (RT) and storage in darkness and a RT for different periods of time. An important fading of approximately 75 % in the first 36 hours of storage is observed and then, the response remains almost constant. Finally, it was found that the OSL efficiency of the KMgF3:Tm (0.5 mol%) is one order of magnitude lower than commercial Al2O3:C dosimeter, which in principle could be considered as a disadvantage. But, this quickly fades out after 100 s of stimulation could make easier to bleach the residual OSL in order to restore the sample between dose measurements. In the case of Al2O3:C, the long decay time of its OSL signal could become a drawback if total depletion of traps is necessary before each OSL measurement [Gaza, 2004]. The characterization of this material has been performed by irradiating with a Sr-90 beta source. However, the response of this material to other types of ionizing radiation deserves further research, which will be taken into account in future works. 5.- CONCLUSIONS The OSL dosimetric properties of the sample of KMgF3 doped with different concentration of thulium have been investigated for the first time. In particular, it was found that samples prepared in an alumina crucible and doped with 0.5 % mol of thulium present the highest OSL efficiency. 192 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. RL spectrum of KMgF3:Tm3+ fluoroperovskite shows two broad bands centered at 360 and 455 nm which can be attributed to the 1D2 → 3H6 and 1D2 → 3F4 transitions of Tm3+ ion, respectively. On the other hand, undoped sample has an only faint broad band with maximum around 350 nm, which can be attributed to the thermal activation of F centers, created by the material irradiation. On the light sources studied for stimulation, the blue light (470 nm) stimulation with the Hoya U-340 filters presented the maximum OSL response. The best repeatability of the OSL signal was found when it was integrated the first 20 seconds of the OSL curve with a percentage standard deviation of 2.4 %. A good linearity in the dose range of 0.1 – 100 Gy was obtained and a minimum detectable dose of 0.04 Gy has been found. An OSL fading of approximately 75 % in the first 36 hours of storage is observed and then, the response remains almost constant. Although it was found that the OSL efficiency of the KMgF3:Tm (0.5 mol%) is one order of magnitude lower than the OSL response of commercial Al2O3:C dosimeter, the quickly fades out after 100 s of stimulation makes easier to bleach the residual OSL in order to restore the sample between dose measurements. The results of this work show that this fluoroperovskite could be envisaged as new promising OSL dosimeters deserving further investigations. Acknowledgments We acknowledge the financial support received from PICT 2015–2647 (ANPCyT, Argentina) and PIP 800/2015 (CONICET, Argentina). Mg. L. Camargo thanks CONICET for granting them doctoral scholarships. Also we acknowledge the partial support of PAPIIT-DGAPAUNAM under the project number IN112617. 193 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. REFERENCES Cruz-Zaragoza E; Cedillo Del Rosario G; García Hipólito M; Marcazzó J; Hernández A JM; Camarillo E; Murrieta S H. (2017). Radio-Optically- and thermally stimulated luminescence of Zn(BO2)2:Tb3+ exposed to ionizing radiation. J. Nucl. Phys. Mat. Sci. Radiat. And Appl. 5 (1): 169-178. DeVries RC; Roy R. (1953). Fluoride Models for Oxide Systems of Dielectric Interest. The systems KF-MgF2 and AgF-ZnF2. J. Am. Chem. Soc. 75: 2479-2484. Furetta C; Bacci C; Rispoli B; Sanipoli C; Scacco A. (1990). Luminescence and Dosimetric Performances of KMgF3 Crystals Doped with Metal Impurity Ions. Radiat. Prot. Dosim. 33: 107–110. Gaza R., (2004). A fiber-optics, real-time dosimeter based on optically stimulated luminescence of Al2O3:C and KBr:Eu, for potential use in the radiotherapy of cancer, Doctoral Thesis, Oklahoma State University. Le Masson NJM; Bos AJJ; Van Eijk CWE; Furetta C; Chaminade JP. (2002). Optically and thermally stimulated luminescence of KMgF3:Ce3+ and NaMgF3:Ce3+. Radiat. Prot. Dosim. 100: 229-234 Le Masson NJM; Vink AP; Dorenbos P; Bos AJJ; Van Eijk CWE; Chaminade JP. (2003). Ce3+ and Pr3+5d-energy levels in the (pseudo) perovskites KMgF3 and NaMgF3, J. Lumin., 101: 175-183. McKeever SWS. (2001). Optically stimulated luminescence dosimetry, Nucl. Instr. Meth. Phys. Res. B 184: 29-54. Perks CA; Le Roy G; Prugnaud B. (2007). Introduction of the In Light monitoring service, Radiat. Prot. Dosim. 125: 220-3. Quintanilla M; Núñez NO; Cantelar E; Ocaña M; Cussó F. (2011). Tuning from blue to magenta the up-converted emissions of YF3:Tm3+/Yb3+ nanocrystals. Nanoscale, 3: 1046-1052. Sommer M; Jahn A; Henniger J. (2008). Beryllium oxide as optically stimulated luminescence dosimeter, Radiat. Meas. 43: 353-356. Yukihara EG; McKeever SWS. (2011) Optically stimulated luminescence: Fundamentals and Applications. United Kingdom, John Wiley and Sons, Inc. (Third edition, 2011). 194 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Theory, simulation and experiments for precise deflection control of radiotherapy electron beams R. Figueroa1.2, J. Leiva1, R. Moncada1, L. Rojas1,2, M. Santibáñez1,2 M. Valente1,23, J. Velásquez2,4, H. Young1, G. Zelada5, R. Astudillo6 1 Centro de Física e Ingeniería en Medicina– CFIM, Universidad de La Frontera Av. Francisco Salazar 1145, Casilla 54-D, Temuco, Chile 2 Departamento de Cs. Físicas, Universidad de la Frontera, Temuco Chile 3 Instituto de Física E. Gaviola – CONICET & LIIFAMIRX Universidad Nacional de Córdoba. Av. M. Allende s/n, 5000, Córdoba, Argentina 4 Instituto Oncológico del Sur- ICOS- Inmunomédica Lago Puyehue 01745, Temuco, Chile 5 6 Clínica Alemana de Santiago, Santiago de Chile Av Vitacura 5951, Vitacura, Santiago de Chile. Hospital Base de Valdivia, Calle Simpson 850, Valdivia Chile E-mail: [email protected] Abstract Conventional radiotherapy is mainly applied by linear accelerators. Although linear accelerators provide dual (electron/photon) radiation beam modalities, both of them are intrinsically produced by a megavoltage electron current. Modern radiotherapy treatment techniques are based on suitable devices inserted or attached to conventional linear accelerators. Thus, precise control of delivered beam becomes a main key issue. This work presents an integral description of electron beam deflection control as required for novel radiotherapy technique based on convergent photon beam production. Theoretical and Monte Carlo approaches were initially used for designing and optimizing device´s components. Then, dedicated instrumentation was developed for experimental verification of electron beam deflection due to the designed magnets. Both Monte Carlo simulations and experimental results support the reliability of electrodynamics models used to predict megavoltage electron beam control. Keywords: Electron beam deflection; Convergent photon beam; Monte Carlo simulation. 195 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCTION As known, radiotherapy employs typically high-energy rays for the treatment of different diseases, like cancer. There exist both external and internal irradiation modalities. Teletherapy or external radiotherapy aims high-energy photons or electrons at the affected region (target volume) by means of dedicated machines, whereas internal radiotherapy involves infusing radioactive material inside the body. Regardless the irradiation modality, radiotherapy works by destroying cancer cells within the target volume. Nowadays, linear accelerator (linac) is the machine most commonly used for teletherapy. All linacs produce high energy electrons and photons (X-rays), which are then carefully aimed at the target volume according to oncologist’s specifications. From its origin in the ’50 decade medical linacs maintain their status as one of the most advanced radiation technologies available capable of delivering radiation with millimetric precision. The linac operates accelerating electrons (potentials around 6-25MV) through a linear tube to high speeds. Then, electrons smash into a metal target where they are stopped producing high energy X-rays. Typically, the acceleration cavity is mounted on a gantry which allows the linac to point at a specific point in space (isocenter) enabling a full circle rotation to reach lesions anywhere in or on the patient's body. All linacs are designed to generate inherently divergent radiation fields. Therefore, achieving high dose concentration in the tumor requires overlapping divergent fields from different angles. Some modern computer-aided technological advances like tomotherapy [Mackie et al., 1993] and Cyber Knife [Bassalow and Rodebaugh, 2006] have shown high performance and promising capability for improving radiation therapy 196 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. quality, specifically high dose concentration within the target volume. However, these technologies are, comparatively, very expensive and they are still based on superposition of intrinsic divergent beams. In this context, it might be suitable to consider alternatives for inherent convergent beams for treatment purposes [Figueroa and Valente, 2015]. To this aim, precise control of the megavoltage electron beam becomes mandatory. The present work reports some of the more relevant issues regarding theoretical, Monte Carlo, and experimental approaches about high energy electron beam control for its potential use for modern radiotherapy applications, like convergent radiotherapy. A VARIAN 2100 linac was used for the experimental tests of the present work. 2.- MATERIALS AND METHODS As mentioned, theoretical, simulations, instrumentation and experiments were performed aimed at investigating and characterizing mechanisms for megavoltage electron beam deflection. 2.1.- Electron beam deflection According to relativistic formulation of Maxwell equations, the effect of interaction between charged particle in motion with external electromagnetic fields can be accurately described. Specifically, curvature radius R of a filiform electron beam interacting with an external magnetic field B with components perpendicular to electron velocity v can be assess by: R me 1 v qe B (1) where is the relativistic term for Lorentz transformation (v= c), me and qe are electron mass and charge, respectively; and c is speed of light in vacuum. 197 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Velocity module is directly obtained from kinetic energy, thus converting equation (1) in a direct relationship for evaluating curvature ratio in terms of electron beam energy. 2.2.- Bending magnet design and characterization Both electric and magnetic fields have been previously investigated as suitable options to control the deflection of the electron beams aimed at producing convergent photon beams [Figueroa and Valente, 2015] establishing that required voltage and current are technically achievable. The present work focused on magnetic fields, produced by permanent magnets, as potential option to control megavoltage electron beams from a typical medical linac. The bending magnet where designed according to the magnetic circuit approach to obtain the desired flux density in the air-gap. Grade 52 Neodymium-iron-boron (NdFeB) magnets with different sizes where used to build de bending magnets. Iron core saturation and flux density distribution in the air-gap was verified by numerical simulation carried out with finite element analysis through FEMM 4.2 free software. After design and construction, bending magnets were carefully characterized in terms of spatial intensity distribution. Magnetic field strength measurements were performed with the AlphaLab GM2 Gaussmeter, whose dynamic range varies 0.0 to 1999.9.9 G in steps of 0.1 G and from 20000 to 29999 kG in steps of 1 G, also indicating corresponding polarity. The rigid transverse standard probe has the sensor to measure the field component parallel to the thin dimension of the probe (dimensions are 75×3.25×0.65 mm3), served to perform a a scanning within the active area of the magnet, obtaining 49 points operating the device in DC mode and repeating several times each measurement aimed at accounting for statistical fluctuations. 2.3.- Instrumentation design for experimental measurements A dedicated device was designed and constructed aimed at experimentally testing the performance of the designed magnets for deflection of electron beam produced by a typical medical linac. The device consisted, mainly, on a hermetic transparent box containing the 198 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. bending magnets and EBT3 radiochromic films as radiation detectors aimed at recording beam impact position at different positions. Air is extracted by external pump in order to avoid spurious interactions. The methodology used for designing the device for measurements of medical linac electron beam deflection by permanent magnets accounted for dimensions predicted by theoretical models and actual dimensions of manufactured bending magnets suggesting dimensions around 320×120×100mm3 15mm thick transparent acrylic box. All the designs of the parts and components for the deflection device were designed by CATIA CAD software V5, which in turn allows the production plans of these components to be generated for later manufacture through the CNC machining center. Figure 1 reports different views extracted from the CAD technical design along with corresponding photograph. Figure 1.- Constructed device for experimental performance testing. The instrumentation in Figure 1 was designed with the aim of satisfying specific requirements, including: Resisting low internal pressure (less than 10 -3 atm.), allowing bending magnet motion accurately along pre-defined axes and, of course, the insertion of films at different locations in order to get independent measurements of electron beam, impact position aimed at assessing effective angular deflections. Electron beam enters the deflection device crossing the corresponding 3mm diameter collimator, thus ensuring a filiform beam inside. 199 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 2.3.- Monte Carlo simulations Monte Carlo techniques have become one of the more used and accurate techniques to model different physical processes, including radiation-matter interaction in the medical physics framework. [Rogers, 2006]. Nowadays, there exists a broad range of available Monte Carlo codes capable of simulation coupled radiation transport within complex media. However, not necessary all of those available codes are capable of accurate handle of radiation transport with external user-defined electromagnetic fields. In this context, the FLUKA code [Battistoni et al., 2006] has largely demonstrated to provide reliable and precise description of radiation transport within complex media accounting also for external user-defined electromagnetic fields. for comparisons purposes, the PENELOPE [Salvat et al., 2014] Monte Carlo code was also used to model electron beam degradation inside VARIAN 2100 head. Dedicated adaptations were carried out for the purposes of the present work aimed at defining the corresponding magnetic field distribution in specific magfld FLUKA module, which was further linked by compilation with the corresponding input. Information about Figure 2.- Geometry for FLUKA Monte Carlo simulation showing relevant parts of VARIAN 2100 head and the deflection device adapted to linac head. 200 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. VARIAN 2100 linac was used in order to define the corresponding simulation geometry in FLUKA, as reported in Figure 2. The deflection device is adapted to linac head using the rails for portable electron applicators. Due to the specific requirements for the present work, only the central region of the linac head needs to be simulated. Thus, primary/secondary collimation systems and other devices could be neglected. The relevant issue regards the proper modeling of the central (axial) portion of the electron beam, which reaches the deflection device after emerging the linac head. As mentioned, magnetic fields were defined in the corresponding module introduced as arrays of different intensities, according to experimental characterization of the bending magnets. Materials and dimensions used for the Monte Carlo simulations were exactly the same as experimental configurations. Dedicated tallies were defined in the FLUKA input aimed at evaluating spatial distributions of photon and electron fluence and energy deposited in the films. 3.- RESULTS As first step, bending magnets were constructed according to technical specifications obtained from simulations of magnetic field distributions corresponding to two different design models: the C-arm and the 8-shaped, as shown in Figure 3. 201 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figure 3.- C-arm (left) and 8-shaped (right) designs for the bending magnets as obtained from design software showing corresponding fields. Monte Carlo simulations for the electron spectrum entering the deflection device located immediately after linac head are reported in Figure 4. Figure 4.- Electron spectrum entering linac head coming from waveguide (black squares) and emerging linac head calculated by FLUKA (red triangles) and PENELOPE (blue circles) for the 6MeV mode. Uncertainties correspond to 1 standard deviation. 202 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Aimed to use realistic data for the input spectrum, which stands for the waveguide emission, a Gaussian distribution centered at nominal energy (‹E›=6.0MeV) with FWHM=0.1MeV was incorporated. Emerging spectra present central energy and corresponding FWHM ofμ (‹E›=5.80˃0.05 MeV, FWHM=0.15MeV) and (‹E›=5.75˃0.05 MeV, FWHM=0.10MeV) for FLUKA and PENELOPE, respectively. Figure 5.- Characterization of bending magnets: C-arm (left) and 8-shaped (right). 203 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Characterization of magnetic field intensity for the different bending magnets confirmed very good uniformity across active magnetic zone (32×32mm2 for the C-arc and 35×35mm2 for the 8-shaped magnet), as reported in Figure 5. Finally, irradiations were performed and radiochromic films registered the corresponding absorbed dose, which was further readout using dedicated home-made visible light transmission imaging device [Valente, 2007]. Figure 6.- Experimental setup: views (top), positioning (bottom left) and images of irradiated film (bottom right). Monte Carlo simulations provided electron flounce distributions for several virtual experimental conditions, as shown in Figure 7. 204 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figure 7.- Electron fluence obtained from FLUKA simulations highlighting the effect of different magnetic fields: 0, 0.1, 0.2, 0.3, 0.4, 0.5 and 0.6T, from top left to bottom right, respectively. Statistical uncertainties are less than 2%. Figure 8 reports the energy distribution in radiochromic films obtained by FLUKA Monte Carlo simulations from which effective deflection angles were assessed. Figure 8.- Energy distribution in film 1(left) and film 2 (right) obtained from FLUKA Monte Carlo simulations for the set composed by C-arc and 8-shaped bending magnets. Looking for a wide description, FLUKA Monte Carlo simulations were performed for different parameters combinations, modifying magnetic field intensity and dimensions of active are, obtaining results as those reported in Figure 9. 205 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Figure 9.- Effective deflection angle for different magnetic field intensities for a 30×30mm 2 active area obtained by image processing of film 1 (blue) and film 2 (red). Table 1 summarizes the corresponding estimations for effective deflection angle obtained by theoretical, Monte Carlo and experimental approaches. Table 1.- Effective deflection angle for the C-arc bending magnet. Bending Magnet Theory (peak) Theory (spectrum) Monte Carlo Experiment C-arc (25±2)° (29±3)° (31±3)° (33±4)° 8-shaped (30±2)° (34±3)° (34±3)° (34±4)° 4.- DISCUSSION The design options considered for the bending magnets (C-arm and 8-shaped) were proposed aimed at simplifying the process. The obtained results from technical design, construction, characterization and operating performance support this proposal as reliable options. Electron fluence entering the experimental device (acrylic box) stands 206 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. as an essential requirement for this work. However, direct measurements are not possible, so accurate Monte Carlo simulations performed by means of two independent validated codes were used as input data for theoretical approaches and device design. Actually, the excellent agreement between FLUKA and PENELOPE for the electron spectrum emerging the VARIAN 2100 linac head supports the reliability of this quantity to be further used. Characterization of bending magnet magnetic fields by direct measurements was successfully performed confirming that constructed magnet present, in fact, the expected uniformity within active area. However, magnetic field intensity was somewhat lower than nominal intensity reported by Neodymium-iron-boron manufacturer. Although requiring a week, in average, FLUKA Monte Carlo simulations coupling radiation-matter interactions and external field effects offered a suitable and accurate description of the whole process. Some tests, not here reported, pointed out that simulating actual magnetic field distribution or averaging magnetic field along electron path produced comparable effects in terms of effective deflection angles within the energy range here investigated. 5.- CONCLUSIONS An original task for characterizing theoretically, experimentally and by means of simulations, the deflection of megavoltage electron beams from medical linac was presented. Two alternatives for bending magnet (C-arc and 8-shaped designs) were designed, constructed and completely characterized regarding their performance for controlling 6MeV nominal electron beam from a typical medical linac. 207 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Theoretical model based on relativistic formulation of Maxwell equations provided reliable description for the studied systems, while Monte Carlo simulations demonstrated to be a high appreciated tool for a complete description of the whole physical process including electron beam transport in linac head and further interactions with external magnetic fields. Finally, experimental measurements confirmed also the suitability of the proposed method showing quite non-distinguishable results among theory, Monte Carlo and experiments. These results may be used for further developments in the novel field of convergent beam radiotherapy [Figueroa and Valente, 2017]. Acknowledgments This study was financed by FONDEF (Chile) project ID15i10337. Authors are grateful to radiotherapy unit Icos-Inmunomedica of Temuco, radiotherapy center Clínica Alemana de Santiago of Chile and radiotherapy department Hospital Base de Valdivia. REFERENCES Mackie TR, Holmes T, Swerdloff S, Reckwerdt P, Deasy JO, Yang J, Paliwal B, Kinsella T. (1993). Tomotherapy: a new concept for the delivery of dynamic conformal radiotherapy. Medical Physics 20: 1709-1719. Bassalow R. and Rodebaugh R. (2006). SU-FF-T-227: evaluation of six dosimetric indices for cyber knife stereotactic radiosurgery treatment planning. Medical Physics 33: 2100. Figueroa R. and ValenteM. (2015). Physical characterization of single convergent beam device for teletherapy: theoretical and Monte Carlo approach. Physics in Medicine and Biology 60: 7191-7206. Rogers DW. (2006). Fifty years of Monte Carlo simulations for medical physics. Physics in Medicine and Biology 51: R287-301. 208 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Battistoni G., Muraro S., Sala PR., Cerutti F., Ferrari A., Roesler S., Fassò A., Ranft J., Albrow, M. (2006). The fluka code: Description and benchmarking. AIP. Conf. Proc 896: 3-49. Salvat F., Fernández-Varea JM, Sempau, J. PENELOPE-2014: A Code System for Monte Carlo Simulation of Electron and Photon Transport. France, NEA Valente M. (2007). Fricke gel dosimetry for 3D imaging of absorbed dose in radiotherapy. PhD Dissertation University of Milan. Italy. Figueroa R. and Valente M. (2017). : Convergent photon and electron beam generator device. US Patent US 9583302 B2. 209 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Assessment of LabSOCS as a tool for the calculation of selfattenuation coefficients in gamma spectrometry José Lopes1,*, Marcos Paulo de Medeiros1,3, Ricardo Garcêz1 Rogério Filgueiras1, Jardel Thalhofer1, Wilson Freitas Rebello3,4, Ademir Xavier da Silva1,2 1 Universidade Federal do Rio de Janeiro, Programa de Engenharia Nuclear. Av. Horácio Macedo, 2030 - CT, Fundão, 21945-970 - Rio de Janeiro, RJ – Brasil 2 Universidade Federal do Rio de Janeiro, Escola Politécnica Av. Athos da Silveira Ramos, 149 – CT, Fundão, 21941-909 - Rio de Janeiro, RJ – Brasil Instituto Militar de Engenharia – IME, Seção de Engenharia Nuclear. Praça General Tibúrcio, 80, Urca, 22290-270 - Rio de Janeiro, RJ – Brasil 3 4 Universidade do Estado do Rio de Janeiro, Departamento de Estruturas e Fundações. R. São Francisco Xavier, 524, Maracanã, 20550-900 - Rio de Janeiro – RJ *E-mail: [email protected] Abstract In spectrometry, the self-attenuation coefficients are fundamental to correct the efficiency of the detection of samples whose density is different from the radioactive standard. To facilitate the procedure of coefficient calculation, mathematical simulations have been widespread as a tool. In this paper, LabSOCS was used to calculate the selfattenuation coefficients for some geometries and the values found were compared to those obtained with MCNPX and experimental values. The percentage deviations found for the self-attenuation coefficient calculated by LabSOCS were below 1.6%, when compared to experimental values. In the extrapolation zone of the fitting curve of the experimental model, the deviations were below 1.9%. The results obtained show that the deviations increase proportionally to the amplitude between the density values of the radioactive standard and the sample. High percentage deviations were also obtained in simulations whose samples had high densities, complex geometries and low energy levels. However, the results indicate that LabSOCS is a tool which may be used in the calculation of self-attenuation coefficients. Keywords: Self-attenuation; Gamma Spectrometry; MCNPX; LabSOCS. 210 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1.- INTRODUCTION Gamma spectrometry has been widely used for being a non-destructive method which does not need a previous treatment of the sample to be analyzed. For this technique, high resolution detectors have been used for several research fields and industrial applications [Abbas et al., 2002]. Among the parameters necessary for gamma spectrometry, detection efficiency plays an important role, since the probability of a photon emitted by the sample being detected is directly related to the physical (density, geometry, etc.) and chemical characteristics of the detector and of the sample. In the academia, tools that demand lower time consumption to calculate the detection efficiency have been widespread. Among those tools, there are the codes based on the Monte Carlo method, which allow the user to simulate the geometry of interest and insert the physical and chemical features of the sample. One of the difficulties of such method lies in the fact that the experimentalist must necessarily know the physical features of the detector, besides validating the efficiency curve of the mathematical model with the efficiency curve obtained with the radioactive standard. Besides, the method cannot have a guaranteed fitting when the simulation reliability is generalized to comprise other geometries that have not yet been validated. Another available resource is LabSOCS (Laboratory Sorceless Calibration Software), a software marketed by Camberra which provides mathematical calibration curves for detection efficiency. Calibration uncertainties go from 4% for high energies (>500keV) and reach 15% for low energies (46.5 – 80 keV) [Kaminski et al., 2014]. Detector characterization by the manufacturer is the great advantage of this code, being necessary only to input the physical and chemical features of the sample and the sample holder. 211 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. A third model, traditionally used and widely accepted is the use of a standard, which contains equally distributed radionuclides of known activity. Through the spectrum obtained, the efficiency curve for the selected geometry is obtained. However, standard samples are costly and, in some situations, unviable due to the geometry complexity of some solid samples. There is also the need for renewing the standards due to the short half-life of some radionuclides. Besides, there are limitations in establishing an efficient calibration using radioactive standards because of the physical characteristics which must be known for the proper correction of photon self-attenuation in the sample to be analyzed [Abbas et al., 2002]. This correction factor is necessary, since photon attenuation by the sample can alter significantly the detection efficiency, reaching differences of up to 41%, depending on the energy [Kaminski et al., 2014]. To solve this problem, it is common for authors to provide in literature experimental correction values for self-attenuation to be used in spectrometry [Boshkova et al., 2001]. However, these correction factors depend on the used geometry, which obligates the experimentalist to use the same sample holder of the author, which is unfeasible for some laboratories. Also, this approximation may result in errors if the sample chemical composition is not considered [Kaminski et al., 2014]. The use of Monte Carlo codes and LabSOCS as tools to obtain efficiency curves is acceptable [D’Albert and Fort, β005ν Stewart and Groff, β00βν Hurtado and Villa, β010ν Abbas et al., 2002; Bronson, 2002]. Therefore, in this paper, a High-Purity Germanium Detector, characterized by Camberra, and also modeled in MCNPX, was used to calculate the self-attenuation correction coefficients for some geometries available in the literature [Boshkova et al., 2001]. The aim is to discuss 212 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. the feasibility of the use of LabSOCS to calculate self-attenuation coefficients based on an established mathematical model, MCNPX, and based on experimental data. 2.- MATERIALS AND METHODS MCNPX [Pelowitz et al., 2005] is one of the most used radiation transport codes. It has been widely used to simulate the gamma radiation spectrum [Dziri et al., 2014]. In this paper, MCNPX code was used to model an HPGe coaxial detector marketed by Camberra (Figure 1). Fig. 1. Visualization of the simulated HPGe detector Since it has been exhaustively validated in the academia, this code was used in this paper to study the behavior of the efficiency curves generated by LabSOCS when the sample density is altered. The main characteristic of the detector are available in Table 1. 213 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Table 1. Simulated detector dimensions Parameters Type n Model 3020 Voltage used 4500 V Crystal diameter 62 mm Crystal Length 40 mm Front layer dead 0,36 mm Side dead layer 0,36 mm Diameter of the endcap 76 mm Length of the endcap 135 mm thickness endcap 1,5 mm The chemical composition of the materials was obtained from literature [McConn, 2011]. The function GEB (Gaussian Energy Broadening) was used to obtain the same resolution as the detector, and the necessary coefficients for the function were obtained in an HP 49G+ calculator. The tally F8 was used to obtain the energy pulse deposited on the detector. With a user friendly dialog box, LabSOCS allows the calculation of detection efficiency curves for several geometries with no need for radioactive sources. The user inputs data on the physical and chemical characteristics of the sample and the sample holder and the software uses cross sections data from the 2002MCPLIB04 library [Kaminski et al., 2014], and simulates the efficiency of 12 photon energies (45, 60, 80, 100, 150, 200, 300, 500, 700, 1000, 1400, 2000 keV) and from the interpolation of these data, it generates an efficiency curve. The validation of the detector simulated in MCNPX was made comparing the efficiency curves obtained in the simulation with the efficiency values obtained in LabSOCS for the same H2O geometry. 214 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. The self-attenuation correction coefficients for energy ( ) were calculated from equation 1. (1) where is the detection efficiency of energy and is the detection efficiency of the same energy obtained experimentally using a radioactive standard (in this case H2O). The experimental data used for comparing the correction values for self-attenuation were made available in the literature by Boshkova et al [2001]. 3.- RESULTS AND DISCUSSIONS The geometries used for validation of the HPGe detector simulated in MCNPX are the same geometries used on the experimental procedures of the Laboratory of Environmental Analysis and Computational Simulation of the Federal University of Rio de Janeiro (Laboratorio de Analise Ambiental e Simulação Computacional da Universidade Federal do Rio de Janeiro LAASC/UFRJ). Since the LAASC/UFRJ works with radiometric analysis in environmental samples (40K: 1460.8 keV, 214 Bi: 1120.3 and 1764.5 keV, 228 Ac: 911.1 and 969.1 keV, 208 Tl: 583.2 keV and 212Pb: 238.6 keV) and with some specific artificial radionuclides (137Cs: 661.7 keV, 131 I: 284.3, 364.5, 637 keV and 134 Cs: 847 keV), the efficiency validation was done in the interval which comprises the energy levels 200 – 1500 keV. Fig. 2 shows the fitting of the efficiency curves of the HPGe simulated in MCNPX and the values of the efficiency curves obtained in LabSOCS for three geometries frequently used in LAASC/UFRJ. 215 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 2. Fitting of the efficiency curve simulated in MCNPX with LabSOCS. In (a) fitting for a punctual source, (b) 500 ml Beaker and (c) for 1l Marinelli. Fig. 2 shows that the values are fit within the margin of error calculated by LabSOCS. Since average values, the greatest percentage difference was 6.6% for an energy of 200 keV of the 500 ml Beaker, whilst the smallest percentage difference was of 0.8% for the energy of 1000 keV from the punctual source. Fig. 3 shows the behavior of the percentage deviation for the calculated efficiency for the studied geometries. 216 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 3. Behavior of the percentage deviation of the average values for the efficiency of the geometries used in the validation of the HPGe detector simulated in MCNPX Furthermore, the geometries studied by Boshkova et al [2001] were simulated in MCNPX and also in LabSOCS: a) Geometry designated as TB: 50cm3 cylinder (⊘ 60 mm x 18 mm). b) Geometry designated as MC: 450 cm3 Marinelli Beaker (77 mm internal ⊘, 115 mm external ⊘, 67 mm deep and 16 mm superior layer thickness). c) Geometry designated as MR: 1000 cm3 Marinelli Beaker (86 mm internal ⊘, 146 mm external ⊘, 64 mm deep, and 25 mm superior layer thickness). The procedures for the calculation of the correction coefficients were performed according to Boshkova et al [2001]. First, the efficiency curve simulated in MCNPX and LabSOCS for H2O was obtained. Then, different densities for the same geometry were simulated, and the coefficients were obtained 217 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. from Equation 1. Although the author used only natural elements, it is not mentioned the chemical compositions of the materials used in the confection of different densities standards. However, for the energy range studied (400 - 750 keV), the differences between the chemical composition of the experimental and simulated models interfere little in the efficiency values, with differences smaller than 1% [Kaminski et al., 2014]. Fig. 4 shows the chart of the selfattenuation correction values for the three geometries using the mathematical fitting proposed by Boshkova et al [2001], the MCNPX simulation and the LabSOCS simulation. The bars result from the propagations of the errors calculated by the software. The range of densities studied in this paper was of 0.5 – 1.5 g/cm3, the range of interest of LAASC/UFRJ. Fig. 4. Self-attenuation coefficients for three different geometries proposed by Boshkova et al [2001] 218 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 4 shows that the self-attenuation coefficients values calculated by LabSOCS and by MCNPX have an excellent fitting, with its average values practically coinciding. However, the experimental values differed for some conditions. It is noteworthy that the best fitting, for the studied density and energy ranges, is in the smallest complexity geometry, the cylinder designated as TB, where the percentage deviations did not surpass 1%. For the most complex geometries, in this case the Marinelli Beakers designated as MC and MR, the percentage deviations were less than 1.6%. Fig. 5 shows the behavior of the percentage deviation between the self-attenuation coefficients calculated by MCNPX and by LabSOCS, with the self-attenuation coefficients calculated by Boshkova et al [2001], for each energy level. It is noticed a slight trend of a better fitting for high energy levels, indicating that the percentage differences among the efficiency values tend to decrease with increasing photon energy. A greater deviation for extreme density values is also observed, suggesting that the greater the amplitude between the density value of the standard and of the sample, the greater the deviations between the simulated and the experimental models. It is also observed that the greatest deviation, when the method for calculation of the selfattenuation coefficients is applied, is obtained for values of density lower than that of water. In the energy of 400 keV of the MR geometry (Fig. 5), the deviation for the 0.5 g/cm3 density is 86% greater than that for the 1,5 g/cm3 density, despite the equal amplitude of the densities related to the H2O standard. One of the possibilities to obtain symmetry in the distribution of the percentage deviations would be to reproduce, in a computational environment, chemical characteristics identical to each standard used by Boshkova et al [2001]. 219 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Fig. 5 Percentage differences among self-attenuation coefficients calculated using LabSOCS and MCNPX and the self-attenuation coefficients calculated by Boshkova et al [2001]. LAASC/UFRJ works mainly with environmental samples (200 – 1700 keV). Therefore, percentage differences in the self-attenuation coefficients were assessed for the energy levels which were not experimentally contemplated by Boshkova et al [2001], but using the extrapolation fitting proposed by the author. Table 2 shows the percentage differences for some specific photon energy levels. For this analysis, the self-attenuation coefficients obtained through MCNPX were not considered, because its values fit greatly the selfattenuation coefficients values calculated by LabSOCS. It is noticed that percentage deviations increase with an increase in density and with an energy decrease. For the TB geometry, the deviations found were below 0.8%, whilst for the complex geometries, MC and 220 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. MR, the deviations found were below 1.9%. Once again, geometry complexity is a factor which increases the percentage differences of the self-attenuation coefficients obtained through the studied mathematical models, indicating that for samples with the following characteristics: 1) high densities, 2) complex geometries (Marinelli) and 3) low energy levels, the self-attenuation calculated with LabSOCS needs further studies. Table 2. Percentage differences between self-attenuation coefficients values calculated through mathematical extrapolation [Boshkova et al., 2001] and values calculated by LabSOCS for specific energy levels of photons. TB MC MR Energy (keV) / Density (g/cm3) 0,5 0,7 1,3 1,5 0,5 0,7 1,3 1,5 0,5 0,7 238,6 -0,13 0,07 0,17 0,77 -1,01 -0,82 0,97 1,89 1,47 284,3 -0,14 0,22 0,16 0,59 -0,86 -0,71 0,83 1,66 1,54 364,5 -0,12 0,20 0,06 0,46 -0,70 -0,58 0,66 1,36 847,0 -0,17 0,28 -0,12 0,27 -0,50 -0,46 0,41 911,1 -0,19 0,29 -0,15 0,26 -0,56 -0,52 0,41 969,1 -0,19 0,33 -0,10 0,27 -0,50 -0,44 1120,3 -0,24 0,28 -0,14 0,30 -0,42 1460,8 -0,24 0,37 -0,11 0,27 -0,65 1764,5 -0,33 0,33 -0,11 0,32 -0,71 1,3 1,5 0,73 0,08 -0,29 0,83 -0,11 -0,55 1,57 0,89 -0,11 -0,66 0,96 1,00 0,53 -0,19 -0,67 0,90 0,87 0,40 -0,16 -0,63 0,46 0,91 0,82 0,38 -0,15 -0,60 -0,46 0,48 1,01 0,51 0,22 -0,14 -0,52 -0,50 0,44 0,94 0,31 -0,10 -0,07 -0,32 -0,60 0,49 1,00 0,00 -0,37 -0,01 -0,12 4.- CONCLUSIONS In this paper, the behavior of self-attenuation coefficients obtained with MCNPX and LabSOCS was analyzed for geometries used experimentally by Boshkova et al [2001]. Concerning the mathematical codes used in this paper to obtain the efficiency curve, for the geometries used, the fittings were good, with percentage deviations smaller than 6.7%. It is observed a trend of greater difference between the codes for lower values of gamma energy levels. The self-attenuation coefficients calculated via MCNPX and LabSOCS fit the experimental values with deviations smaller than 1.6%. This result shows that the efficiency curves 221 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. obtained through computational codes, for the geometries used in the energy range of 2001500 keV, respond well to sample density variations, as justified by the small percentage deviations. However, according to the results, one must be careful when reproducing the same chemical compositions of the experimental model in a computational environment, and great density differences between the sample and the radioactive standard should not be used. Building radioactive standards with different densities for the calculation of self-attenuation coefficients is demanding, costly and unfeasible for most radiometry laboratories, besides generating radioactive waste when the standard falls into disuse, due to the radioactive decay of radionuclides of short half-life. Considering that the self-attenuation depends only on the sample and, based on the results obtained in this study, it can be concluded that the LabSOCS is a simple tool, since it is necessary to know only the chemical composition of the sample and of the sample holder. It is also a powerful tool to calculate the gamma self-attenuation coefficients, since the results compared to experimental data are satisfactory, making the radiometry analysis quick and flexibilizing the construction of the sample holder, according to each laboratory' needs. It is necessary to deepen the study in this area for gamma energy levels lower than 200 keV, a region of difficult fitting among mathematical models and experimental procedures, since knowing in details the samples' chemical composition for this energy range is fundamental. Acknowledgments The authors would like to thank FAPERJ (Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo à Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro, process nº E-26/112.087/2012) and CNPq (Conselho Nacional de Pesquisa e Desenvolvimento) for the financial support, without which this work would not be possible. 222 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. REFERENCES Abbas, Kν Simonelli, Fν D’Alberti, Fν Forte, Mν Stroosnijder, M Fν β002. Reability of two calculation codes for efficiency calibrations of HPGe detectors. Appl Radiat Isotopes, 703-709. Boshkova, T; Minev, L; 2001. Corrections for self-attenuation in gamma-ray spectrometryof bulk samples. Appl Radiat Isotopes, 777-783. Bronson, F L; 2002. Validation of the accuracy of the LabSOCS software for mathematical efficiency calibration of Ge detectors for typical laboratory samples. J Radioanal Nucl Ch, 137-141. D’Albert, Fν Forte, Mν β005. Calibration of HPGe detector for in-situ gamma spectrometry: a comparison between a Monte Carlo based code and an experimental method. Radioactivity in the Environment, 198-206. Dziri, S; Nachab, A; Nourreddine, A; Sellam, A; Pape, A; 2014. Elemental composition effects on self-absorption for photons below 100 keV in gamma-ray spectrometry. Nucl Instrum Meth B 330, 1-6. Hurtado, S; Villa, M; 2010. An intercomparison of Monte Carlo codes used for in-situ gamma-ray spectrometry. Radiat Meas, 923-927. Kaminski, S; Jakobi, A; Wilhelm, Chr; 2014. Uncertainty of gamma-ray spectrometry measurement of environmental samples due to uncertainties in matrix composition, density and sample geometry. Appl Radiat Isotopes, 306-313. McConn, R. J; 2011. Compendium of material composition data for radiation transport modeling, Ver 1. Pacific Northwest National Laboratory. United States of America. Pelowitz, D. B et al; 2005. Los Alamos National Laboratory, LA-CP. Stewart, J P; Groff, D; 2002. LabSOCSTM vs. Source-Based gamma-ray detector efficiency comparisons for nuclear power plant geometries. 48th Annual Radiobioassay & Radiochemical Measurements Conference, 1-16. 223 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Cuantificación de los niveles de uranio en agua subterránea en el municipio de San Diego de la Unión México Héctor Hernández-Mendoza1*, María Judith Ríos-Lugo2 Elizabeth Teresita Romero-Guzmán3, Dario Gaytán-Hernández2 1 Universidad del Centro de México, San Luis Potosí, S.L.P. Capitán Caldera, 75, Colonia Tequixquiapan, 78250 San Luis, S.L.P., México. 2 Unidad de Posgrado, Facultad de Enfermería y Nutrición Universidad Autónoma de San Luis Potosí Avenida Niño Artillero 130, CP 78210, San Luis Potosí, S.L.P., México. 3 Departamento de Química, Gerencia de Ciencias Básicas-Tecnología Nuclear. Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares. Carretera México-Toluca S/N km 36.5. C.P. 52750. A.P. 18-1027. La Marquesa Ocoyoacác México. *Email: [email protected] Resumen Este trabajo tuvo como objetivo la cuantificación de los niveles de uranio (U) en agua subterránea procedente de 22 pozos del municipio de San Diego de la Unión, México. Los pozos muestreados fueron clasificados como no regularizados y regularizados según registros de Comisión Nacional del Agua (CONAGUA) y clasificados por zonas (A, B, C, D y E). Las muestras fueron recolectadas por triplicado en botellas de 1 L, posteriormente fueron acidificadas con HNO3 ultra puro al 2% v/v y conservadas a 4ºC hasta su análisis por Espectrometría de Masas con Sector Magnético con Fuente de Plasma Acoplado Inductivamente (ICP-SFMS). El método de preparación fue la digestión ácida en sistema abierto y reconcentración de la muestra. Además, 1 µg L-1 de indio (In) fue usando como trazador para conocer el rendimiento del método. Finalmente, las muestras fueron diluidas en 10 mL e introducidas al ICP-SFMS para medir en baja resolución los isótopos de U (234U, 235 U y 238U). Los resultados promedios obtenidos de U total fueron; A= 3.65±1.89 µg L-1, B= 6.37±1.46 µg L-1, C= 3.20±2.27 µg L-1, D= 3.87±1.31 µg L-1 y E= 4.44±1.17 µg L-1. Acorde con la Norma Oficial Mexicana NOM-014-CONAGUA-2003, lo niveles de U encontrados en las aguas subterránea de San Diego de la Unión no superan los límites permisibles de 30 µg/L. Palabras claves: Uranio; Agua subterránea; ICP-SFMS. 224 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1. INTRODUCCIÓN El uranio (U) es un radionúclido que se encuentra de forma natural en el ambiente, especialmente en la composición de las rocas ígneas. Además, éste se encuentra en niveles traza en minerales de zirconio, esfeno y apatitas (Gascoyne, 1982). Cabe mencionar que, los niveles de concentración de U dependen fuertemente de la matriz geológica y varían entre 0.1 y 500 µg g-1 (Samaropoulos et al., 2012). No obstante, se estima que su abundancia natural en la corteza terrestre varía entre 1 y 4 µg g-1, aunque esta concentración puede verse afectada por acción de las actividades antropogénicas, como el empleo de fertilizantes fosfatados en los suelos. En naturaleza el U tiene tres isótopos 238 0.7200 y 0.0054%, respectivamente. El mientras que el 235 U, 234 235 U y U y 238 234 U con una abundancia de 99.2745, U pertenecen a la serie natural del U, U a la serie del actinio. En términos de radioactividad y en equilibrio secular la relación isotópica de 234 U/238U es 1 (Ivanovich, 1994), mientras que el tiene aproximadamente 4.5% de 238 235 U( 238 U/ 235 U sólo U es 0.046). Cabe mencionar que la proporción de isótopos de U también está influenciada por otros factores, entre los cuales se pueden mencionar; la edad de las rocas, el tipo de roca y la diferencia climática (Camacho et al., 2010). Este hecho se ha aplicado con éxito para el rastreo geológico o la caracterización de procesos geoquímicos, donde la relación de 234 U/238U es usando para estudiar procesos de transporte y flujo en los principales embalses hidrológicos, patrón de agua subterránea (Reynolds et al., 2003). Además, de ser muy útil para interpretar los tiempos de degradación. Por otra parte, la existencia de la relación de concentración mayor de 234 desplazamiento del átomo de retroceso del nucleótido 234 234 U/238U > 1 en agua subterránea se debe una U, donde ésta concentración de 234 234 U es el resultado del U desde la red cristalina, producto del decaimiento 238 U y el Th formado (Ivanovich, 1994; Grabowski y Bem, 2012). Por otro lado, la oxidación de U+4 a U+6 se realiza en medios acuosos – procesos de lixiviación en las rocas-, donde los átomos de retroceso 234 U son susceptibles de ser oxidados a la etapa 225 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. hexavalente y pueden ser lixiviados más fácilmente que el 238 U. Razón por la cual, el 234 U es más móvil durante el desgaste de rocas. El propósito de este trabajo fue determinar los niveles de uranio en agua subterránea en el municipio de San Diego de la Unión México. 2. MATERIALES Y MÉTODOS 2.1. Instrumentación Se empleó un sistema digestor Mars 6 para el procesamiento de digestión de las muestras. Las mediciones de las concentraciones se realizaron empleando un Espectrómetro de Masas con Sector Magnético y Fuente de Plasma Acoplado Inductivamente (ICP-SFMS, Element 2/XR from Thermo Fisher Scientific Germany). Las muestras que se analizaron fueron introducidas con una automuestreador SC-2 DX de Element Scientific Inc. (ESI). El gas Ar usado en plasma fue de alta pureza (99.96%, INFRA, SA de CV México). En la preparación de las muestras fue usada agua milli Q (> 18 MΩ/cm) obtenida de un sistema de Milli-Q® (Merck México) y ácido nítrico ultra puro destilado obtenido de un sistema Milestone Duopur (Milestone s.r.l., Italy). Las placas de calentamiento y agitación fueron adquiridas en IKATHERM®, EQUINLAB México. 2.2. Reactivos y materiales La calibración del ICP-SFMS se realizó empleando una solución de material multielemental certificado (solución XXIII, que contiene los siguientes elementos Ba, B, Co, Fe, Ga, In, K, Li, Lu, Na, Rh, Sc, Y, Th y U) de Merck (Alemania). Material de referencia certificado de 242 Pu (12.52±0.06 Bq g-1) fue suministrado por el National Physical Laboratory (NPL, England). Material de referencia certificado de U (10 mg L-1) con una composición natural (234U= 0.085%, 235 U= 0.711% y 238 U= 99.284%) fue suministrado por Merck (Alemania). Material de referencia certificado de agua potable adquirido por IAEA (Comparaciones entre 226 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. laboratorios: prueba de competencia IAEA-TEL-2015-01). En la preparación de ácidos diluidos, disoluciones, patrones y muestras de fue usado diverso material volumétrico de vidrio (matraces, pipetas, probetas, buretas, etc.) de clase A. Para la preparación de patrones de referencia se emplearon pipetas Eppendorf Reference® (Eppendorf México) de diferentes aforos. Además, las muestras fueron procesadas empleando reactivos grado reactivo de Merck (Alemania). 2.3. Zona de estudio Las muestras fueron recolectadas en el período de mayo a septiembre de 2015 en el municipio de San Diego de la Unión, Estado de Guanajuato, México. El número total de pozos muestreados fue de 22, los cuales están distribuidos por zonas. En la Tabla 1 se muestra la ubicación de los pozos. Para recoger las muestras de agua subterránea se utilizaron botellas de polietileno de 2 L, que se lavaron previamente con HNO3 concentrado al 10% v/v, después fueron aclaradas con agua de alta pureza. Las muestras fueron recogidas por triplicado en la superficie y al principio del tubo de distribución, posteriormente las muestras fueron conservadas al 2% v/v con HNO3 de alta pureza concentrado y almacenadas a 4ºC en el refrigerador del laboratorio. 2.4. Preparación de muestras El método 3015A US-EPA fue usando en este estudio. El método consistió en tomar 45 mL de muestra de agua y ponerla en un vaso de teflón con 5 mL de HNO3 de alta pureza. Además, se añadieron 50 pg L-1 de 242 Pu como trazador. El método de digestión en el horno de microondas fue realizado mediante una rampa de temperatura y potencia, donde el tiempo de digestión fue durante 15 min a 180 °C a una potencia de 1000 watts. El tiempo total del programa fue de 45 min. Finalmente, la muestra digerida fue evaporada a sequedad en una placa calefactora y resupendida en 10 mL HNO3 al 3% v/v para su cuantificación por ICPSFMS. 227 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 1. Ubicación de los pozos estudiados. Pozos 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 Comunidad Peñuelas Ejido Redondo y Rosalito Catalán del refugio Parritas Parritas " El Colorado Ex Hacienda de Jesús Guanajuatito Intermedio la Noria Tanque Nuevo San Atonio San Antonio Presa de Monjas Ranchito de los Hernández Ex Hacienda de ojuelos Pozo Ademado Ovejas Barranca de Cano Carboneras Cabras La Jaula El Salitre La Sauceda La Granja Latitud/Longitud 21°23¨12.02" N 100°47¨18.38" O 21°22¨37.70" N 100°46¨38.47" O 21°24¨58.32" N 100°46¨46.96" O 21°19¨22.52" N 100°44¨07.79" O 21°31¨24.28" N 100°46¨09.91" O 21°30¨10.00" N 100°48¨08.81" O 21°22¨48.74" N 100°40¨08.33" O 21°25¨52.25" N 100°44¨51" O 21°27¨6.20" N 100°50¨33.72" O 21°24¨27.49" N 100° 53¨ 14.31" O 21°27¨25.0" N 100°51¨30.7" O 21°24¨33.11" N 100° 53¨28.43" O 21°22¨23.38" N 100° 55¨58.62" O 21°20¨59.60" N 100° 58¨30.11" O 21°19¨45.86" N 101° 1¨40.29" O 21°21¨47.58" N 100° 49¨53.55" O 21°19¨44.05" N 100° 48¨10.11" O 21°19¨44.05" N 100° 49¨53.58" O 21°20¨03.63" N 100° 51¨33.68" O 21°19¨51.22" N 100° 58¨46.95" O 21°26¨57.57" N 100° 47¨1.28" O 21°26¨19.95" N 100° 54¨47.11" O 2.4. Optimización de las condiciones instrumentales en ICP-SFMS Monitorización y ajuste de la señal del instrumento para las relaciones m/z de 7Li, 115 In, 238 U y UO fue usando la solución XXIII. El proceso está enfocado al ajuste de diversos parámetros instrumentales en el sistema de introducción de muestra y el ajuste de gas Ar (gas de muestra y auxiliar). Los parámetros de aceptación en términos de intensidad (cps) son: 7Li> 1X105 cps, 115 In>1X106 cps, 238U> 115In y UO <10%. Posteriormente, se realiza la comprobación de la sintonización y calibración de las masas, esto se lleva a cabo ejecutando una secuencia de estabilidad, la cual proporciona un promedio en 228 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. término de cps durante un total de diez medidas. El promedio de todas las desviaciones estándar relativas (RSD) debe ser inferior al 2%. Una vez realizados estos ajustes en el equipo, se procede a ajustar las regiones de m/z de 234U, 235 U y 238U y 242Pu. Este ajuste se realiza mediante una secuencia llamada ajuste de la región de m/z, donde se adquiere los datos m/z experimental de cada uno de los isótopos y se fijan la integración de los picos. Para realizar este ajuste se usaron en disoluciones de 1, 500 and 5000 µg L-1 de U natural, las cuales fueron trazadas 50 pg L-1 de 242 Pu. Cabe mencionar que el método de detección fue triple (pulso, analógico y Faraday). La Tabla 2 se muestran los parámetros instrumentales empleados en el establecimiento y optimización del método para medir U total e isótopos de U. Por otra parte, para realizar la cuantificación de 234 U, 235U y 238U fue preparada una curva de calibración de U en las siguientes concentraciones: 0.1, 0.5, 1, 5, 10, 50 y 100 µg L-1. Además, cabe mencionar que en la adquisición de datos para cada isótopo de U, la concentración teórica en los puntos de la curva fue acorde a la abundancia natural. La cuantificación de 234U, 235U y 238U en las muestras de agua subterránea fue realizada mediante calibración externa. En la Figura 1 se muestran las curvas de calibración para 234U, 235U y 238U usando ICP-SFMS. 229 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Tabla 2. Condiciones instrumentales optimizadas para medir isótopos de U usando ICPSFMS. Parámetros Solution uptake rate, mL min-1 RF power, W Cool gas flow rate, L min-1 Auxiliary gas flow rate, L min-1 Nebulizer gas flow rate, L min-1 Ion extraction lens potential, V Mass Resolution (m/m) Isotopes Valores 0.1 1325 16.0 0.75 1.036 -2000 LRM = 300 234 U (233.78-234.35), 235U MRM = 4000 238U (237.73(234.78-235.36), 238.37) and 242Pu (241.74-242.30) Run and pass Samples per peak Setting time, ms Sample time, ms Points per width Peak shift Mass window, % Integration window, % Scan type Detection mode 15 and 10 100 10 10 10 1.0 60 30 E-scan Triple (ion counting, analogue and Faraday) Total analysis time per sample, min Sample / skimmer cone Spray chamber Nebulizer 5 Nickel Twister helix, 50 mL cyclonic, MicroMist U-series nebulizer 0.1 borosilicate glass mL min-1 230 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 1500 234U 1200 900 600 300 y = 267618x + 4.9369 R² = 0.9995 0 0 0.001 0.002 0.003 0.004 235U 200000 150000 100000 50000 y = 599145x + 354.29 R² = 0.9999 0 0 0.1 0.2 0.3 0.4 60000000 50000000 238U 40000000 30000000 20000000 10000000 y = 1E+06x + 27441 R² = 0.9999 0 0 10 20 30 40 50 Figura 1. Curvas de calibración de 234U, 235U y 238U. 231 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. 3. RESULTADOS Y DISCUSIÓN Los resultados obtenidos en la calibración del equipo fueron: 7Li= 1.44X105 cps, 1.65X106 cps, 238 115 In= U= 2.1X106 cps y UO < 4.5%. Por otro lado, los promedios obtenidos en términos de RSD en el test de estabilidad fueron: 0.9%, 1.1% y 1.0% para 7Li, 115In y 238U en modo baja resolución, respectivamente. El porcentaje que fue optimizado en ajuste de la región de m/z fue el 30% para cada uno de los isótopos (Tabla 2). En el caso de curva de calibración de 234 U, 235 U y 238 U, los resultados obtenidos muestran un coeficiente de determinación para cada uno de los isótopos de U > 0.999. Además, se analizó la intensidad de 242Pu obtenida de la curva de calibración mostrando un promedio de 95.6±0.8% (~ 47.8 pg L-1). La recuperación de 242 Pu fue incluido en los cálculos de cuantificación de U, donde Los resultados promedios obtenidos de U total por zona fueron se muestran en la Tabla 3. Acorde con la Norma Oficial Mexicana NOM-014-CONAGUA-2003, lo niveles de U total encontrados en las aguas subterráneas de San Diego de la Unión no superan los límites permisibles de 30 µg/L. Sin embargo, los valores de las relaciones de actividad obtenidos son mayores a 1, esto indica que hay un desequilibrio entre los isótopos de 234 Uy 238 U debido a procesos de lixiviación de U por potenciales actividades antropogénicas en la zona. En resumen la relación isotópica de promedio de 234 U, 235 Uy 238 234 U/238U en este trabajo tiene un rango desde 2.9-22.9 y el U en agua subterránea en municipio fue 0.0022±0.0019 µg L-1, 0.0284±0.0.0017 µg L-1 y 4.4362±1.815µg L-1, respectivamente. Por otra lado, se ha demostrado la aplicabilidad del método ICP-SFMS para el agua subterránea, donde se puede decir que el ICP-SFMS es una técnica de análisis múltiplemente e isotópica, la cual es bastante rápida en la adquisición de datos, requiere mucho menos muestra y no produce residuos. El valor natural de la relación isotópica 235 U/238U es 7.25 × 10-3, esta relación isotópica ha sido utilizada para la identificación de escenarios antropogénicos de contaminación (Bellis et al., 2001). El 235 U es un isótopo clave en la fabricación y reprocesamiento de combustible nuclear, por lo tanto cualquier desviación de la proporción de isótopos naturales en muestras 232 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. ambientales es una indicación de contaminación por actividad nuclear. Además, la presencia de 236 U puede estar presente cuando existe una desviación en la relación isotópica 235 U/238U, dando así una confirmación clara de la presencia de uranio irradiado. Sin embargo, la determinación de 235U es considerado en este trabajo como un resultado preliminar (Tabla 3), por ende es necesario poder confirmar la relación isotópica 235 U/238U mediante otra técnicas analíticas y a su vez la identificación y cuantificación de 236U en agua subterránea. Los resultados obtenidos en la validación del método usando el material de referencia certificado de agua potable que fue suministrado por IAEA muestran errores en incertidumbre <5%. Los resultados obtenidos fueron los siguientes: 235 U= 0.0213±0.0012 µg L-1, 238 U= 2.971±0.015 µg L-1 y U total= 3.011±0.000 µg L-1. Tabla 3. Promedio de los resultados obtenidos de 234U/238U, 235U/238U y U total. ZONA A B C D E 234 238 U/ U POZOS U TOTAL (µg L-1) 11, 12, 17, 3.65±1.89 7.8±1.0 (6.7-8.9) 18 8, 9, 10,19 6.37±1.46 6.1±3.1 (3.9-11.6) 4, 5, 7, 20, 3.20±2.27 16.0±6.7 (7.0-22.9) 21, 22 3, 6 3.87±1.31 5.1±3.1(2.9-7.3) 1, 2, 13, 14, 4.44±1.17 11.6±3.4 (6.3-15.8) 15, 16 235 U/238U 0.05153±0.00214 0.04579±0.00377 0.05121±0.00242 0.04935±0.00029 0.04968±0.00143 4. CONCLUSIONES La técnica de ICP-SFMS es una herramienta altamente sensible para determinar relaciones isotópicas, en especial isótopos de un elemento con abundancias semejantes. En este estudio se ha demostrado la capacidad de optimización de un método analítico para medir isótopos de U sin usar materiales de referencia certificado de 234 U, 235 U y 238 U enriquecidos. Por otra parte, este método propuesto fue usado para cuantificar los niveles de U en agua subterránea del municipio de San Diego de la Unión, Estado Guanajuato México, donde los resultados en 233 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. términos de concentración muestran que el U se encuentran por debajo de los límites máximos permisibles por la Norma Oficial Mexicana NOM-014-CONAGUA-2003, el cual es de 30 µg L-1. Sin embargo, los valores de las relaciones isotópicas 234U/238U fueron mayores a 1, esto indica que hay un desequilibrio entre los isótopos de 234U y 238U debido a los procesos de lixiviación preferencial. Agradecimientos Se agradece al Laboratorio Nacional de Investigaciones en Forense Nuclear (LANAFONUCONACYT) por el apoyo recibido para el análisis de U isotópico en muestras de agua subterránea. REFERENCIAS Camacho A; Devesa R; Valles I; Serrano I; Soler J; Blazquez S; Ortega X; Matia L (2010). Distribution of uranium isotopes in surface water of the Llobregat river basin (Northeast Spain). Journal of Environmental Radioactivity 101(12):1048-54. Gascoyne M (1982) Geochemistry of the actinides and their daughters. In Uranium series disequilibrium: applications to environmental problems, ed. Ivanovich M and Harmon R.S. Oxford, England: Clarendon Press. Grabowski P and Bem H (2012). Uranium isotopes as a tracer of groundwater transport studies. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry 292(3): 1043-1048. Ivanovich M (1994). Uranium series disequilibrium: concepts and applications. Radiochimica Acta 64: 81-94. Reynolds BC; Wasserburg GJ; Baskaran M. (2003). The transport of U- and Th-series nuclides in sandy confined aquifers. Geochimica et Cosmochimica Acta 67:1955–1972. Samaropoulos I; Efstathiou M; Pashalidis I; Ioannidou1 A (2012). Determination of uranium concentration in ground water samples of Northern Greece. EPJ Web of Conferences 24: 03005. 234 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2 ISSSD 2017 September 26 to 30th, 2017. Santo Domingo, Dominican Republic. Sociedad Mexicana de Irradiación y Dosimetría Universidad Autónoma de Santo Domingo Santo Domingo, Dominican Republic 2017 235 ISSSD 2017 Proccedings Volumen 2