Resumen:
Actualmente en el mundo hay millones de personas que viven con cáncer. El glioblastoma
multiforme es el más común y agresivo de los tumores cerebrales, además, es muy difícil de
tratar mediante cirugía, quimioterapia o radioterapia convencional. La única alternativa
viable es un tratamiento a través de la Terapia por Captura de Neutrones en Boro, que
requiere de un fármaco con 10 B y un haz de neutrones modulado. Uno de los problemas
asociados a esta terapia es contar con un haz de neutrones con el flujo y el espectro adecuado.
En el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, se cuenta con un reactor nuclear de
investigación, modelo TRIGA Mark III que tiene varios haces de irradiación. En este trabajo
se utilizó el código Monte Carlo MCNP5 y el MCNP6, para simular y estudiar el efecto de
filtros en el espectro de neutrones producidos en el tubo del haz “Este 1 ” del reactor en
mención, utilizando diferentes materiales, y en diferentes posiciones a lo largo del tubo. De
las diferentes combinaciones utilizadas, los mejores resultados fueron los Casos A y B, donde
cada filtro se hizo con la misma cantidad y tipo de materiales: acero y grafito para el filtro 1,
y aluminio y cadmio para el filtro 2. En ambos casos, el filtro 2 era el mismo (Cd+Al+Cd),
pero en el filtro 1, en el Caso A, era de 30 cm de acero y 30 cm de grafito, mientras que, para
el Caso B, era de 15 cm de acero, 15 cm de grafito, 15 cm de acero y 15 cm de grafito. Los
espectros de neutrones se calcularon en tres sitios a lo largo del tubo del haz y dos sitios fuera
del tubo del haz; aquí, también se estimó el equivalente de dosis ambiental, el equivalente de
dosis personal y la dosis efectiva. A la distancia de 517 cm, en el Caso B, resulta una relación
de fluencia entre neutrones epitérmicos y térmicos de 30.39, siendo mayor a 20, según la
recomendación por el Organismo Internacional de Energía Atómica.
Descripción:
Currently in the world there are millions of people living with cancer. Glioblastoma
multiforme is the most common and aggressive of brain tumors and is very difficult to treat
with surgery, chemotherapy, or conventional radiation therapy. The only viable alternative
is a treatment through Boron Neutron Capture Therapy, which requires a drug with 10 B and
a modulated neutron beam. One of the problems associated with this therapy is having a
neutron beam with the proper flux and spectrum. At the Instituto Nacional de Investigaciones
Nucleares, there is a TRIGA Mark III nuclear research reactor that has several irradiation
beams. In this work, the Monte Carlo code MCNP5 and MCNP6 were used to simulate and
study the effect of filters on the neutron spectrum produced in the beam tube “East 1” of this
reactor, using different materials, and in different positions along of the tube. Of the different
combinations used, the best results were Cases A and B, where each filter was made with the
same amount and type of materials: steel and graphite for filter 1, and aluminum and
cadmium for filter 2. In both cases, filter 2 was the same (Cd + Al + Cd), but in filter 1, in
Case A, it was 30 cm of steel and 30 cm of graphite, while, for Case B, it was 15 cm of steel,
15 cm of graphite, 15 cm of steel and 15 cm of graphite. Neutron spectra were calculated at
three sites along the beam tube and two sites outside the beam tube; here, the environmental
equivalent dose, the personal equivalent dose and the effective dose were also estimated. At
the distance of 517 cm, in Case B, the result is a fluence ratio between epithermal and thermal
neutrons of 30.39, being greater to 20 recommended by the International Atomic Energy
Agency.
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