Diseño de una sala de tratamiento dedicada a la Terapia por Captura Neutrónica en Boro (BNCT) basada en un acelerador de partículas

S. GIROLA; A.A. VALDA; D.M. MINSKY; A.J. KREINER ; G. SÁNCHEZ

Montevideo

Congreso; XII Reunión de la SUF - 96ª Reunión Nacional de de Física de la AFA; 2011

Sociedad Uruguaya de Física - Asociación Física Argentina

La terapia por captura neutrónica en boro o BNCT (por Boron Neutron Capture Therapy) es una terapia binaria que se lleva a cabo en dos etapas: primero se introduce selectivamente en el tejido tumoral el isótopo estable 10B y luego, se irradia el tejido con un haz de neutrones de energía apropiada a la profundidad donde se encuentra el tumor (neutrones térmicos para tumores superficiales y epitérmicos para tumores profundos). Los neutrones deben alcanzar al tumor con energías térmicas para que se produzca, con alta probabilidad, la reacción de captura en 10B tras la cual se liberan dos iones (4He y 7Li) cuyas distancias de frenado son del orden del tamaño celular. Estas partículas son de alto LET (Linear Energy Transfer ) y producen un daño letal muy localizado. El presente trabajo se enmarca dentro de un proyecto llevado a cabo por la Comisión Nacional de Energía Atómica en colaboración con la Escuela de Ciencia y Tecnología (UNSAM) y el CONICET, tendiente al desarrollo y construcción de un acelerador de protones de alta corriente para BNCT y de las instalaciones necesarias para el tratamiento de pacientes. En particular se describen aquí los pasos desarrollados para el diseño de una sala de irradiación para tratamientos BNCT que cumpla con las restricciones de diseño estipuladas por la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN), tanto para el público como para los trabajadores, según la norma AR 8-2-2 (2002) de Operación de aceleradores de uso médico. Estos valores deben ser de 0,2 y 6 mSv/año con una tasa de dosis de 1 · 10-4 y 3 · 10-3 mSv/h respectivamente (carga de trabajo de la instalación de 2000 h/año). Las etapas realizadas fueron: a) caracterización experimental del haz en el acelerador TANDAR de la CNEA; b) estudio de la tasa de dosis asociada a la fuga de radiación por las caras laterales del sistema de moderación y conformación del haz de neutrones (BSA) y posterior diseño de un recubrimiento para el mismo y c) diseño final de la sala de irradiación. Estos últimos dos pasos se realizaron mediante simulaciones numéricas Monte Carlo utilizando el código MCNP. La caracterización experimental del haz validó simulaciones Monte Carlo previas con lo cual se espera, para la versión final del acelerador de 2,4 MeV y 30 mA de protones, un flujo de neutrones superior a 1 · 109 cm-2 · s-1, valor recomendado por el OIEA (Organismo Internacional de Energía Atómica). A partir del análisis de la radiación de fuga del BSA se diseñó un blindaje apropiado compuesto por materiales de moderación y absorción de neutrones y de absorción de fotones. La sala propuesta, dise˜nada con muros de hormigón, es capaz de aceptar un haz de neutrones de características terapéuticas y de blindar la radiación secundaria producida principalmente por interacción de los neutrones con la materia. Las simulaciones realizadas muestran que la tasa de dosis total en el exterior de la sala es debida fundamentalmente a fotones y que ésta se encuentra en el orden de magnitud del valor de restricción de diseño requerido para el público y muy por debajo del requerido para los trabajadores.