Este trabajo analiza la posiblidade del uso de un detector flat panel kV de un LinAc de radioterapia médica para la consistencia en la verificación en la generación del espectro de rayos X con el objeto de garantizar un protocolo de calidad seguro (QA). La medición de la energía del espectro de los tubos de Rayos X es muy complicada debido al efecto de apilamiento producido por la alta fluencia producido por los fotones emitidos, por lo que, hemos considerado la posibilidad de usar el detector flat panel cubierto con un PMMA WEDGE para obtener el gradiente de la curva dedosis correspondiente a las condiciones de trabajo específicas de este tubo de rayos X del LinAc. De esta forma en este trabajo se propone un método novedoso que usa un detector flat panel kV disponible en un LinAc para actuar como un test generador de Rayos X. Esta metodología de reconstrucción del espectro reduce las ineficiencias e irregularidades asociadas con el uso de un tercer detector QA además de permitir un procedimiento automático.
En cuanto a la simulación y medida de dosis debida a los neutrones en pacientes y el entorno de la instalación, previamente se realizó el estudio Evaluation of the response of a Bonner Sphere Spectrometer with a 6LiI detector using 3D meshed MCNP6.1.1 models.
El estudio del espectro de neutrones es de vital importancia en las medidas de la potencial sobredosis recibida por los pacientes que están recibiendo tratamientos de radioterapia con altos niveles de energía. En este estudio se completan los estudios realizados previamente por el grupo de investigación para determinar el espectro de neutrones generado por un acelerador lineal de neutrones (LinAc) Varian TrueBeam utilizando un espectrómetro multiesfera (Bonner Sphere Spectrometer equipo financiado gracias a la ayuda de infraestructuras UPOV13-3E-2312 del Ministerio de Economia y Competitividad).
Y siguiendo esta línea, se ha presentado en la revista científica Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A Accelerators Sepctromemters Detectors and Associated Equipment una aplicación del estudio con el código de Monte Carlo para el estudio de la distribución de neutrones 3D en un bunker de radioterapia y su validación con datos experimentales. Como se sabe, existen diferentes métodos para verificar el diseño de los bunkers de las instalaciones de radioterapia: métodos analíticos basados en ecuaciones simplificadas y métodos de Monte Carlo. En este trabajo se presenta las ventajas del uso de las simulaciones de Monte Carlo para verificar el diseño del blindaje de un bunker de radioterapia. Esta metodología es más precisa y no solamente caracteriza la fluencia y la dosis en 3D, sino que también el espectro de energía de las partículas generadas por el LinAc. Por otro lado, el otro reto de este trabajo es analizar la importancia de los fotoneutrones generado cuando el LinAc emite partículas fotónicas de alta energía (alrededor de 8 MeV), ya que, muchos estudios han visto que estos neutrones pueden exponer al paciente y al gabinete médico a una dosis no despreciable. La principal novedad introducida en este estudio es la creación de modelos de simulación de la geometría más reales para representar la instalación de radioterapia utilizando CAD y tecnologías de mallado que son importadas por el código de Monte Carlo. Los resultados obtenidos utilizando estos modelos de simulación del bunker han sido validados experimentalmente en las instalaciones del Hospital Universitari i Politècnic La Fe de Valencia utilizando 2 detectores de neutrones; el medidor de neutrones LB6411 (diseñado entre Berthold y Karlsruhe) y el detector de neutrones modelo 42-41L (Ludlum, Prescila). Los resultados de dosis de neutrones obtenidas con Monte Carlo y los medidos experimentalmente se ajustan correctamente, validando esta metodología de análisis.
