Análisis de diferentes formas de cálculo de dosis en terapias por captura neutrónica utilizando MCNP

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Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
Universidad Nacional San Martin. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson

Resumen

La Terapia por Captura Neutrónica en Boro (BNCT) es un tratamiento para tumores malignos. Durante las tareas de investigación y de planificación de este tratamiento es necesario realizar un estudio dosimétrico consistente. Uno de los programas más utilizados en dicho cálculo es MCNP (Monte Carlo N-Particle), basado en los métodos numéricos Monte Carlo para simular el transporte de partículas en geometrías complejas. Con el modelado del tejido y de la fuente, esta herramienta permite el cálculo de distribuciones de dosis mediante diferentes rutinas. Existen en la actualidad, distintas versiones de MCNP y diferentes herramientas para el cálculo de dosis en cada una de las versiones. En este trabajo se estudiaron y compararon diferentes formas de calcular distribuciones de dosis en fantomas, utilizando las versiones de MCNP X 2.7.0, 5 1.6, 6 1.0 y 6 1.1 beta. Para realizar tal estudio, en primer lugar, se cuantificaron las diferencias en los resultados de las dosis obtenidas al realizar las simulaciones con las diferentes versiones de MCNP. En segundo lugar, se estudió la sensibilidad en los resultados al cambiar la semilla generadora de los números pseudoaleatorios utilizados para seguir la trayectoria de la partícula. Luego, se compararon los resultados de las dosis calculadas con diferentes tallies de MCNP. Finalmente, se estudiaron las diferencias en los resultados obtenidos al variar la composición del tejido, es decir, al utilizar diferentes bases de datos para la composición del tejido en el fantoma. Los resultados obtenidos permitieron cuantificar las diferencias existentes al utilizar diferentes formas de cálculo para las distribuciones de dosis, determinando en qué casos tales diferencias eran significativas. Otro de los objetivos de este trabajo fue el aprendizaje y uso de la herramienta MCNP, muy utilizada en BNCT y en cálculos de reactores nucleares. Este aprendizaje estuvo acompañado de una búsqueda bibliográfica relacionada al tema y del estudio de los fundamentos teóricos de la dosimetría y de los métodos Monte Carlo. Finalmente, se puede tomar este trabajo como punto de partida para siguientes investigaciones en el tema, comparando y analizando diferencias bajo otras formas de cálculo de dosis y en otros fantomas de interés.

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