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| V Congreso Peruano de Protección Radiológica Foro sobre Radiaciones No Ionizantes Lima, PERU 4 - 7 mayo, 2006 |
| TRABAJOS PRESENTADOS |
| RESUMENES |
| PRESENTACIONES ORALES |
SIMULACIÓN
DE UN EQUIPO DE RADIODIAGNÓSTICO CONVENCIONAL MEDIANTE EL MÉTODO
MONTE CARLO. 1Nicolás Ramos P. 2Jazmyn Paraguay, 3Nora Acosta R, 4Rolando Paucar J. 1Universidad Nacional Mayor de San Marcos, Lima-Perú, nicolas-ramosp@hotmail.com 2, 3Hospital 2 de Mayo, Lima-Perú, yazmyn_lizette@hotmail.com 4Clínica San Pablo, Lima-Perú, ropaja@hotmail.com |
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La necesidad de
determinar las formas funcionales de la distribución en energía
emitida por un equipo de rayos-x convencional, llamado espectros es
cada vez más exigente hoy en día. El hospital 2 de mayo
determina el espectro directamente mediante un detector modelo Nero
4000M+, obteniendo datos como kV, tiempo y dosis. Estos datos se evalúan
mediante un protocolo de control de calidad con el fin de poder verificar
su repetición y exactitud en kV, tiempo, dosis y filtración
total. Por tanto este trabajo tiene por objetivo de obtener espectro
y dosis mediante el método Monte Carlo utilizando el codigo
Penélope, para tal motivo ideamos un modelo geométrico
del cabezal de equipo análoga al que cuenta el hospital.
Este trabajo compara
las diferentes maneras de distribución de dosis en planificación
que se usa en el Servicio de Radioterapia del Instituto Nacional de
Enfermedades Neoplásicas, como son Planificación de
Radioterapia Conformada 3D (RTC3D), Radioterapia 3D (RT3D) y Planificación
2D (2D), se hace la comparación con el resultado de los Histogramas
Dosis – Volumen (HDV), a fin de obtener una información en
porcentaje, además se observa y compara la dosis impartida
en los órganos de riesgos como en el caso de planificación
de próstata son el Recto, Vejiga, y Cabezas de Fémur.
En este trabajo
se hace un estudio de las distribuciones dosimétricas mediante
el código de simulación Monte Carlo PENELOPE y MCNP
de fotones emitidos de una Unidad de Cobalto 60; bajo ciertas condiciones
de referencia como es el tamaño de campo de 10 x 10 cm2 y 35
x 35 cm2 definida a la distancia fuente-superficie SSD = 80 cm. Se
simulan al menos 107 partículas, obteniéndose curvas
de porcentaje de dosis en profundidad PDD en un fantoma de agua de
40 x 40 x 40 cm3. Los resultados simulados son comparados entre si
y con mediciones experimentales con incertidumbres muy pequeñas.
En los últimos
años se ha incrementado los centros médicos que cuentan
con acelerador lineales para tratamiento radioterapéutico;
las altas dosis suministradas al paciente y la seguridad en los diferentes
puntos de cálculo hace necesaria la realización de un
control sobre los diferentes parámetros que caracterizan a
estas unidades de tratamiento, es por ello que el objetivo del presente
trabajo es describir las mediciones dosimétricas que se han
realizado a un haz de fotones de 6 MV de un acelerador lineal de electrones,
el cual se encuentra en el Instituto Oncológico del Centro
en la ciudad de Huancayo – Junín. Los equipos utilizados han
sido: una cámara de ionización cilíndrica PTW
modelo 31003, un electrómetro CNMC modelo 1100, un acelerador
lineal de electrones marca Varian Clinac modelo 600C y una computadora
Pentium IV para el procesamiento de datos. Los datos obtenidos y debidamente
trabajados han sido llevados a tablas para una diversidad de medidas
de campo y profundidad, generándose los porcentajes de dosis
en profundidad, perfiles de dosis y output factor para finalmente
obtener las razones de dosis máximo en tejido que serán
necesarias para la planificación del tratamiento.
El cáncer
actualmente es una de las enfermedades más comunes y una de
las causas más altas del fallecimiento de los seres humanos;
las tres armas más efectivas con las que cuenta el hombre en
la lucha contra este terrible mal son: la cirugía, la radioterapia
y quimioterapia. La cirugía es, en la mayoría de los
casos, el tratamiento de elección; y consigue buenos resultados
terapéuticos para tumores no metastáticos. La radioterapia
ha sustituido o es complemento de la cirugía en el tratamiento
de numerosos tumores, en los que logra probabilidades de control a
largo plazo razonables con buenos resultados cosméticos y funcionales;
además, es una buena herramienta eficaz en el tratamiento oncológico
de carácter paliativo. La quimioterapia, empleada en algunas
fases de los tratamientos oncológicos, evita o ralentiza la
diseminación de la enfermedad y reduce sus síntomas.
El Servicio de
Radioterapia de la Clínica San Pablo dispone desde 1999 con
un Acelerador Lineal Varian Clinac 2100 C/D. Luego de la toma de datos
dosimétricos iniciales, y según la Norma Nacional, se
han realizado los controles de calidad respectivos a fin de verificar
la reproducibilidad de los datos.
El presente trabajo
evalúa la tasa promedio de número de pacientes atendidos
en las unidades de tratamiento por hora, considerando el rendimiento
del equipo, diagnostico del paciente, números de campos, dosis
por campo y el tiempo de tratamiento, con el objeto de optimizar la
calidad de atención del paciente y la seguridad radiológica
de los pacientes oncológicos tratados en las unidades de cobaltoterapia
del Instituto Nacional de Enfermedades Neoplásicas.
El presente trabajo
fue realizado en el Instituto de Ciencias Neurológicas teniendo
como objetivo determinar la Dosis y la tasa de exposición de
las fuentes de Iridio 192, Yodo 125 y Paladio 103; las cuales se utilizan
para realizar implantes en la Braquiterapia Intersticial según
el TG43.
El análisis
de los diversos factores que determinan la forma y precisión
con la cual se administra la dosis recibida por un paciente sometido
a un tratamiento de radioterapia, sirven de base para determinar la
calidad del tratamiento administrado.
La Tomografía
Computarizada (TC) es una técnica de imágenes tridimensionales
o cortes bidimensionales, donde la imagen se consigue por medio de
la absorción de rayos X y el procesamiento de la información
es captada por un sistema de detectores o cámara de ionización;
la práctica de ésta técnica lleva consigo altos
niveles de dosis los cuales son impartidos a los pacientes, los organismos
internacionales dedicados a la protección radiológica
recomiendan poner mayor cuidado en las dosis administradas dando para
esto algunos valores orientativos de dosis.
Con el objetivo
de avaluar el estado situacional de los equipos de rayos x de las
salas de Radiodiagnóstico del Hospital Nacional Edgardo Rebagliati
Martins, se realizaron pruebas de control de calidad a 26 equipos
de rayos x (17 convencionales, 5 fluoroscópicos, 2 dentales
y 2 mamógrafos). Los resultados de la evaluación mostraron
que el 57,69% no cumplían con algunas de las tolerancias establecidas
por los protocolos de control de calidad utilizados en este estudio,
observándose un mayor número de deficiencias en los
tiempos de exposición, rendimiento y coincidencia de campo
radiación-luminoso, ocasionando que la calidad de imagen presente
variaciones no deseadas en contraste, resolución y detalle,
repitiéndose así el examen radiográfico con dosis
innecesarias al paciente y pérdidas a la institución
por el incremento de la tasa de rechazo.
Los equipos generadores
de radiaciones médicas requieren de una metodología
adecuada para evaluar las cantidades: dosis absorbida, capa semirreductora
(CS), rendimiento, entre otras para asegurar las condiciones óptimas
de uso. Este trabajo tiene como objetivo desarrollar métodos
de parametrización para evaluar la dosis absorbida, la capa
semirreductora y el rendimiento del equipo. Para medir las cantidades
propuestas se utilizó una cámara de ionización
PTW Freiburg TW23342 (calibrado para rayos X de baja energía).
Los haces de rayos X diagnósticos evaluados son producidos
por los equipos Shimadzu modelo Radiotex, y Philips modelo SRO 2550.
Las medidas obtenidas de las cantidades propuestas son ajustadas a
funciones que contienen tres parámetros de ajuste las cuales
dependen de la distancia y del kilovoltaje, y son ajustadas con el
programa “ajuste_cf” basado en el modelo de Grid Search Method. Mediante
el método desarrollado se ha encontrado una corrección
en la distancia foco – superficie del paciente del 0.6 cm lo cual
permite corregir la estimación de la dosis absorbida de entrada
en la superficie del paciente. Así como, también se
han encontrado funciones parametricas que permiten la estimación
de la capa semirreductora y del rendimiento de los equipos de rayos
X diagnósticos empleados.
En nuestra institución
hay una considerable cantidad de pacientes con carcinomas de piel,
para los cuales, el tratamiento de radioterapia con campos pequeños
de electrones de alta energía es una de las opciones mas comunes
de tratamiento.
En el presente
trabajo se muestra los resultados de los controles rutinarios que
se deben realizar en un equipo Deluxe Isotope (Calibrador II) con
unas fuentes de Cesio 137 y Bario 133, realizado en un Centro de Medicina
Nuclear que opera desde el año 1983 en una moderna edificación
en el interior del Instituto de Enfermedades Neoplásicas (INEN).
Tomando en cuenta las medidas de Protección Radiológicas
para verificar si el equipo responde a las exigencias del personal
en las mediciones de actividades de los diversos radio nucleidos que
se emplea en distintos tipos de exámenes que se realiza en
este Centro de Medicina Nuclear son los objetivos de este trabajo.
Con el objetivo
de conocer cual es la percepción del riesgo radiológico,
en los pacientes. se ejecutó
El uso de fuentes
radiactivas abiertas, para diagnostico y tratamiento, trae como consecuencia
la generación de desechos radiactivos, los cuales son materiales
restantes contaminados con sustancias radiactivas, para los cuales
no se prevee ningún uso posterior y el cual contiene niveles
mayores de exención. Estos desechos radiactivos requieren ser
almacenados para su decaimiento respectivo. El objetivo de esta gestión,
es no poner en riesgo la salud del hombre y de su medio ambiente,
conocer los principios generales de la manipulación y seguridad
de los desechos radiactivos y ser capaces de identificar, almacenar
y evacuar los diferentes tipos de desechos generados en el departamento.
La gestión de desechos radiactivos esta comprendida por las
siguientes etapas: monitoraje, recolección, segregación,
transporte, almacenamiento y disposición final; dentro de estas
etapas se realizaron los siguientes acondicionamientos: ubicación
de fuentes radiactivas en desuso y ubicación de zonas especificas
de los desechos radiactivos sólidos heterogéneos, teniendo
en cuenta el tipo de radioisótopo, el tipo de radiación,
la actividad, el periodo de semidesintegracion, la naturaleza y propiedades
físicas de estos. Por otra parte el diseño de la instalación
del cuarto de almacén, constituyo una etapa fundamental para
la gestión ya que las características de los pasajes
de acceso y los lugares adyacentes a las paredes del cuarto, fueron
puntos importantes que contribuyeron a una adecuada ubicación
de los desechos radiactivos optimizando así la protección
del personal y garantizando la protección del publico. Por
ello se realizan las siguientes mediciones: evaluaciones periódicas
de los niveles de radiactividad en los lugares ya mencionados o zonas
de emplazamiento, y un análisis radiológico de frotis
de las superficies de las áreas de trabajo con posible contaminación
producto de los desechos radiactivos. Los principios generales que
orientan la protección radiológica del personal ocupacionalmente
expuesto, tienden a mantener bajo control, todas las situaciones de
inevitable exposición y contaminación de las radiaciones.
Muchas situaciones de riesgo pueden ser evitadas o limitadas mediante
adecuadas normas de disposición de los desechos radiactivos.
Entre los servicios
que presta el IPEN, esta la dosimetría que se realiza en diferentes
equipos de irradiación en el Perú. De los 04 tipos de
irradiadores en los cuales se clasifican estos equipos, el Servicio
de Sanidad Agraria del Perú (SENASA) 03 equipos autoblindados
(TIPO I) y un equipo Gammabeam (TIPO II). En Piura al Norte del Perú,
hay 02 equipos autoblindados uno que posee fuentes de Co-60 y otro
de Cs-137; siendo una característica especial de este último;
la posición Horizontal de todo el blindaje y la cámara
de irradiación. Este equipo no contaba con datos oficiales
actualizados de la tasa de dosis, por lo que fue necesario determinar
la tasa de dosis en aire en la parte central de la cámara.
La cual se comparo con una dosimetría realizada por el IPEN
el año 1992. Debido a que la principal aplicación del
equipo de irradiación en las instalaciones de SENASA-Piura,
es la irradiación de pupas de mosca de la fruta, con el objetivo
de esterilizarlas, fue necesario realizar la dosimetría con
este producto como material de trabajo. De Acuerdo a las pruebas experimentales
se obtuvieron los siguientes resultados al 14 de agosto del 2005:
La Tasa de Dosis en Aire en el Irradiador fue de 1.07943 kGy/h y su
desviación comparada con la dosis teórica realizada
el 31 de marzo de 1992 (1.5525 kGy/h) es de 5.45%. Cuando se trabaja
con el factor de la ASTM la desviación es del 4.54% y la tasa
de dosis obtenida es de 1.08976 kGy/h. La Tasa de Dosis Mínima
en pupas de mosca al 14 de agosto del 2005; con un peso de 631 gramos
de pupas de mosca, fue de 0.71085 kGy/h y la Tasa de Dosis Máxima
es 0.98354 kGy/h, siendo la Uniformidad de Dosis de 1.38357.
Debido al uso
de fuentes radiactivas no selladas en la industria, en medicina nuclear
e investigación, existe el riesgo de incorporación de
radionucleidos en las personas que los manipulan. Para el control
de los trabajadores ocupacionalmente expuestos, es necesario que el
personal involucrado se encuentre dentro de un programa de vigilancia
radiológica individual, a los fines de evaluar la dosis comprometida
debido a la incorporación de radionucleídos en las diferentes
prácticas que involucran la manipulación de fuentes
radiactivas abiertas, cuando sea necesario.
En las aplicaciones
que tiene la Energía Nuclear; se esta observando un crecimiento
acelerado y constante en la irradiación de alimentos y la radio-esterilización
de productos médicos. Los equipos de irradiación se
clasifican de acuerdo a la forma de almacenamiento de la fuente y
de la cámara de irradiación en: TIPO I, TIPO II, TIPO
III y TIPO IV. El IPEN cuenta con un Gammacell 220 Excel, TIPO de
última generación, de fabricación canadiense
que a Febrero del 2006 posee una actividad de 17250 Ci. De acuerdo
a las características del mismo, a la actividad, emplazamiento
en las instalaciones del Centro Nuclear, se hicieron necesario tener
en cuenta diferentes aspectos de protección radiológica,
así como los de protección física para cumplir
con las directrices dadas por la Autoridad Nacional en lo que respecta
a la Licencia de Operación y de servicios que puede prestar
un equipo de irradiación auto blindado Tipo I.
En las sociedades
modernas se utilizan abundantemente materiales peligrosos. Casi siempre
estos materiales deben ser transportados desde donde se los extrae,
fabrica o almacena hasta algún otro sitio para su posterior
utilización o evacuación. Las estadísticas del
tráfico mundial de mercancías peligrosas indican que
su magnitud es considerable. Sustancias explosivas, combustibles,
corrosivas, tóxicas y de otras características peligrosas
se transportan intensamente. El transporte de materiales radiactivos
representa una pequeña fracción del total.
El I-131 es un
radioisótopo que se emplea para el tratamiento del cáncer
y otras patologías de la tiroides; se produce en nuestro país
en el Centro Nuclear Oscar Miró Quesada de la Guerra “RACSO”.
Debido a sus características físico-químicas,
personas ocupacionalmente expuestas lo incorporan a través
del aire y es fijado en la glándula tiroides; asimismo, durante
su producción se ha verificado la liberación al ambiente
en concentraciones que no representan riesgo radiosanitario. Sin embargo,
es necesario contar con procedimientos analíticos debidamente
validados que permitan determinar la concentración de I-131
en las personas y en los diferentes componentes ambientales, con la
finalidad de estimar el impacto radiosanitario que esta actividad
puede generar. Muchos países en la región utilizan el
Ba-133 como fuente de calibración para las determinaciones
instrumentales de I-131 en bioensayos in vivo y análisis ambientales,
utilizando sistemas de espectrometrìa gamma de centelleo sólido;
sin embargo, en la práctica se puede observar que no es conveniente
el empleo de este radioelemento debido a que los fotopicos característicos
se encuentran muy cercanos entre sí y con una probabilidad
de emisión gamma elevada, la contribución de incertidumbres
asociadas debido a cada fotopico aumenta la incertidumbre combinada
total a diferencia de las fuentes de calibración de I-131 o
de Eu-152 y porque no es posible evaluar el comportamiento gaussiano
del fotopico. Con la finalidad de comprobar las ventajas del empleo
del Ba-133, se llevó a cabo una evaluación instrumental
comparativa en dos sistemas de espectrometría gamma (semiconductor
y centelleo sólido). Se realizaron los ajustes y correciones
recomendadas encontrando que los resultados son muy poco satisfactorios
por lo que se recomienda el empleo de otra fuente de calibración
alternativa.
El futuro incierto
de los hidrocarburos como fuente principal de energía, nos
obliga a pensar en la energía nuclear como el sustituto idóneo
que podemos heredar a las generaciones futuras. México debe
por tanto multiplicar el número de centrales nucleoeléctricas
y estar así preparado para los nuevos retos, sin embargo, es
necesario y recomendable, replantear el plan nuclear mexicano, que
incluya principalmente la transparencia. Si bien es cierto que la
falta de información ha ocasionado la emisión de juicios
incorrectos que han satanizado la industria nuclear, esto nos debe
motivar a realizar una reflexión para cuestionar si vamos por
el camino correcto y si el hermetismo que ha caracterizado a nuestra
industria nuclear es saludable. El “Informe WANO” (Asociación
Mundial de Operadores Nucleares- por sus siglas en inglés),
resultado de una auditoria técnica a la Central Nuclear de
Laguna Verde (CNLV), es otro tema polémico, pues de acuerdo
con David Lochbaum de “The Union of Concerned Scientists” de los Estados
Unidos de América y de John Large de “Large and Associattes”
de la Gran Bretaña, la seguridad en la CNLV es cuestionable.
Los pronunciamientos de preocupación de Abel J. González
y Ken E. Brockman, altos funcionarios del Organismo Internacional
de Energía Atómica, quienes tomaron conocimiento de
diversas irregularidades en la CNLV, deben ser motivo de análisis
para tomar acciones en pro del futuro de la energía nuclear
en México. La opinión, experiencia y respetabilidad
de los anteriores 4 expertos pronucleares, así como ciertos
cuestionamientos de la sociedad mexicana, pueden tomarse como punto
de partida para poder aspirar a contar con un fuerte y consolidado
plan nuclear que esté constituido por diversas centrales nucleoeléctricas
en todo el país. El acallar las voces de pronucleraes críticos
interesados en desarrollar y promover los usos pacíficos de
la energía nuclear, es una alternativa contraproducente.
En los últimos
años en el Perú se ha llevado a cabo una gran ampliación
de la frontera eléctrica lo que representa una mayor capacidad
de generación, transmisión y distribución por
parte de las redes de energía eléctrica. Sin embargo
este desarrollo ha implicado el incremento de ciertos impactos ambientales
entre los cuales se encuentra el impacto de los campos electromagnéticos.
Al respecto en el ámbito internacional y nacional hay serias
preocupaciones por parte de la población con respectos a los
efectos sobre la salud de dichos campos, lo que en muchas ocasiones
ha significado una gran oposición por parte de la población
a la expansión de las redes de energía eléctrica
o la implementación por parte de las autoridades como en el
caso de Italia de normatividad muy restrictiva imposible de ser cumplida.
Este estudio resume los resultados de investigaciones realizadas por
el INICTEL a nivel nacional e internacional de los campos electromagnéticos
de las redes de energía eléctrica incluyendo un análisis
de los resultados de las investigaciones sobre los efectos en la salud
entre los cuales se destacan las conclusiones de ICNIRP en el año
1998 que concluyeron con los estándares actuales y las conclusiones
de la IARC en el año 2001 (2002) que como resultado de algunos
estudios epidemiológicos define a los campos magnéticos
de las líneas de energía como cancerigenos 2B, los resultados
de mediciones de los niveles de campo electromagnético realizadas
en Lima y provincias en centrales hidroeléctricas y térmicas,
sub-estaciones y líneas eléctricas, la regulación
existente en el ámbito nacional e internacional que principalmente
nos conduce a las normas ICNIRP, y las conclusiones y recomendaciones.
Este trabajo está
orientado a la Capacitación, Educación y Comunicación
en áreas relacionadas a la Física Nuclear. El objetivo
del Programa de Capacitación en Salvaguardias del Organismo
Internacional de Energía Atómica es aumentar las habilidades
y las competencias técnicas de los participantes en la implementación
de las salvaguardias en instalaciones nucleares. El Programa brinda
la oportunidad de expandir los conocimientos en la aplicación
de técnicas nucleares y la implementación de las mismas
en los paises miembros respectivos. Así, el campo de estudio
es: física e ingeniería nucleares; características
de la radiación ionizante y protección radiológica;
física de reactores; física médica y radioquímica;
características operacionales de instalaciones nucleares; ciclo
del combustible nuclear; Además, la instrucción en áreas
específicas de la implementación de salvaguardias, inclusive
los principios de las Salvaguardias, las prácticas y el procedimiento.
La dosimetría
in vivo permite verificar la dosis o detectar la sub o sobredosificación,
comenzando el tratamiento de radioterapia, de modo que las correcciones
puedan ser hechas en fracciones posteriores. Esto contribuye a la
evaluación de incertidumbres en la planeación y liberación
de dosis en un sitio de tratamiento específico, o en un equipo
dado de radioterapia. En este trabajo se evaluaron las características
de un sistema dosimétrico usando un haz de fotones de Co60
para los TLD y un haz de fotones de 6 MV para los MOSFET, teniendo
en cuenta diferentes propiedades físicas tales como: la respuesta
del detector a dosis en el rango de 20 a 400cGy , la respuesta según
la energía del haz, la perdida gradual de intensidad en la
curva de brillo con respecto al tiempo, la dependencia angular, el
comportamiento del detector cuando se cambian parámetros como
la distancia fuente-piel, el tamaño del campo de radiación
y el uso de cuñas. Luego de la calibración, se evaluó
la tasa de dosis liberada en las patologías de mayor incidencia
en el país, tales como cáncer de cervix, cabeza y cuello.
Finalmente se realizó una comparación entre los detectores
TLD y los MOSFET, de lo cual se concluyó que los MOSFET tienen
ventajas significativas, como su lectura inmediata, permanente almacenamiento
de dosis y su conformación física a prueba de agua.
Todas las personas
que trabajan con radiaciones ionizantes deben contar con una Licencia
Individual según lo establecido en las normas legales vigentes
en el Perú. Esta autorización es otorgada por el Instituto
Peruano de Energía Nuclear (IPEN) luego de que el postulante
demuestra que puede trabajar en forma segura en la aplicación
donde emplea radiaciones ionizantes. |