6 CONGRESO CONJUNTO SEFM-SEPR. Burgos.

11 Jun 2019, 13:50 → 14 Jun 2019, 16:00 Europe/Madrid

Auditorio (Fórum Evolución Burgos)

Facundo Ballester Pallarés (Universitat de València), Juan Carlos Mora Cañadas (CIEMAT)

Congreso Bienal de la Sociedad Española de Física Médica y de la Sociedad Española de Protección Radiológica

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Tuesday, 11 June

14:00 → 15:00 Entrega de documentación: Horario de Secretaría de 14.00h a 21.00h

Horario de Secretaría de 14h a 21h

15:00 → 18:30 Curso pre-congreso: Dosimetría interna en terapia con radionucleidos

Conveners: Josep María Martí i Climent (Clínica Universidad de Navarra), Pablo Mínguez Gabiña (Hospital Universitario Cruces/Gurutzeta)

15:00 Aspectos clínicos y visión de la Medicina Nuclear sobre la dosimetería en terapias radiometabólicas

Tras una breve introducción sobre la terapia en medicina nuclear en general y la dosimetría en particular, abordaremos la parte cínica de los cuatro tratamientos de los que posteriormente se presentarán los aspectos dosimétricos:
• la radioembolización con Y-90
• el tratamiento con Ra-223 de las metástasis óseas en el cáncer de próstata
• el tratamiento de tumores neuroendocrions con Lu177-DOTATATE
• el tratamiento de tumores neuroendoccrinos con I131-MIBG
Las indicaciones de estos tratamientos, los aspectos fisiopatológicos y el fundamento biomolecular de los mismos, y del protocolo médico de cada uno de ellos, se presentarán a continuación
Por último, se discutirá desde el punto de vista de médico nuclear sobre la necesidad de la dosimetría.

Speaker: Dr Amparo García Burillo (Hospital Universitari Vall d'Hebron)

1. AMPARO GARCIA.pptx

15:30 Metodología MIRD

Los procedimientos radioterapéuticos en Medicina Nuclear requieren conocer las dosis absorbidas en la fase de planificación y de verificación de cada tratamiento. El curso presenta una descripción general de los métodos dosimétricos basados en imagen PLANAR (MIRD16) y en imagen tridimensional SPECT (MIRD 23) así como los requisitos para evaluar la dosimetría a nivel de voxel (MIRD 17). Se enfatizan los métodos combinados basados en imágenes SPECT/CT ya que la información anatómica derivada del TC permite abordar los factores que afectan a la CUANTIFICACIÓN de SPECT al mismo tiempo que facilitan el cálculo de la masa específica de cada tumor en cada paciente.

Speaker: Raquel Barquero (Hospital Clínico Universitario Valladolid)

2. RAQUEL BARQUERO SANZ.pptx

16:00 Dosimetría en el tratamiento de radioembolización con Y-90

La radioembolización (RE) consiste en la administración de microesferas marcadas con 90Y por vía arterial. En un tratamiento de RE se llevan a cabo varios procesos: valoración de la vascularización hepática, planificación y simulación del tratamiento, cálculo de la actividad a administrar, administración del tratamiento, y evaluación de la distribución del mismo.
Una evaluación dosimétrica adecuada es fundamental para el desarrollo de un plan de tratamiento individualizado y para la optimización de la eficacia de la RE con una toxicidad aceptable.
El objetivo de esta sesión es hacer una descripción de los diferentes modelos dosimétricos actualmente disponibles (empírico, de la superficie corporal, y modelos mono y multicompartimentales), incluyendo la dosimetría tridimensional a nivel de vóxel.

Speaker: VERONICA MORAN VELASCO (CLINICA UNIVERSIDAD DE NAVARRA)

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16:30 Café

17:00 Dosimetría en el tratamiento de metástasis óseas con Ra-223

La dosimetría se realiza a partir de imágenes planares estáticas. En las medidas en la gammacámara, previas a hacer la dosimetría hay que medir al menos la sensibilidad, y la curva de transmisión para determinar el coeficiente de atenuación en geometría de haz ancho. La actividad se determina con el método de la imagen conjugada, o usando sólo de una de las dos proyecciones. A partir de los valores de la actividad en diferentes adquisiciones se obtiene la actividad integrada en el tiempo. Para determinar el valor S, el volumen de la lesión puede obtenerse de las imágenes SPECT/CT obtenidas con 99mTc-HDP.

Speaker: Pablo Mínguez Gabiña (Hospital Universitario Cruces/Gurutzeta)

17:30 Dosimetría en el tratamiento de tumores neuroendocrinos con Lu-177-DOTA

El tratamiento con 177Lu-DOTATATE ha demostrado ser efectivo para tumores neuroendocrinos. El objetivo es presentar los procedimientos dosimétricos a partir de la biodistribución del radiofármaco tras el tratamiento.
Con el fin de conocer la biodistribución del radiofármaco se utilizan imágenes gammagráficas de cuerpo entero y de equipo SPECT/CT, así como un contador de pozo para muestras de sangre. Se realiza un estudio de retransmisión para corregir la atenuación.
El procedimiento requiere calibrar la gammacámara con una fuente cilíndrica de 177Lu medida en aire y/o dentro de un maniquí equivalente a agua, y determinar los coeficientes de atenuación del 177Lu y del 57Co.
Se emplea el programa OLINDA para determinar las dosis absorbidas.

Speaker: Josep María Martí i Climent (Clínica Universidad de Navarra)

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18:00 Dosimetría en el tratamiento de tumores neuroendocrinos con I-131-mIBG

Las medidas básicas de la gammacámara previas a hacer la dosimetría con pacientes incluyen el factor de calibración, los factores de recuperación y el tiempo muerto. La dosimetría de las lesiones se realiza a partir de imágenes SPECT/CT o un método híbrido con imágenes planares y SPECT/CT. La dosimetría de la médula roja, que es el principal órgano de riesgo, puede realizarse a partir de imágenes SPECT/CT (si hay captación en hueso o médula roja), o a partir de medidas de actividad en sangre y cuerpo. El segundo método a veces se sustituye por dosimetría de cuerpo, debido a su simplicidad.

Speaker: Pablo Mínguez Gabiña (Hospital Universitario Cruces/Gurutzeta)

15:00 → 18:30 Curso pre-congreso: Novedades en la protección contra las radiaciones no ionizantes

Convener: Alejandro Ubeda (Hosp Ramon y Cajal)

15:00 Novedades en la protección contra las Radiaciones No Ionizantes

Es predecible que la exposición residencial y ocupacional a RNI en continuará incrementado sustancialmente, tanto en número y diversidad de fuentes, como en intensidad y duración de las exposiciones, las cuales se vienen iniciando en etapas tempranas de la infancia y pueden prolongarse hasta las fases finales de la trayectoria laboral y biológica. Solo un conocimiento suficiente de los mecanismos implicados en los bioefectos de las RNI permitirá avanzar adecuadamente en la protección radiológica del público y de los trabajadores, así como en el desarrollo de nuevas aplicaciones médicas de estas radiaciones. El curso abordará las siguientes materias:
1. La protección del público y de los trabajadores ante RNI en el espectro DC - MW. La legislación basada en criterios ICNIRP.
2. La exposición a RNI en ámbitos residenciales y ocupacionales. Cumplimiento de la legislación. Casos y condiciones de potencial sobreexposición
3. Limitaciones en la legislación. Evidencia epidemiológica y experimental sobre efectos a dosis subumbral. Posibles mecanismos implicados en tales efectos. Discrepancias entre agencias y comisiones internacionales.
4. La exposición a RNI en el espectro IR – UV: Cáncer mamario y cutáneo
5. Retos emergentes y evolución de la sociedad en el enfoque de la problemática: los legisladores, los investigadores, los medios de comunicación y la ciudadanía

Speaker: Alejandro Ubeda (Hosp Ramon y Cajal)

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16:30 café

17:00 Novedades en la protección contra las Radiaciones No Ionizantes

Es predecible que la exposición residencial y ocupacional a RNI en continuará incrementado sustancialmente, tanto en número y diversidad de fuentes, como en intensidad y duración de las exposiciones, las cuales se vienen iniciando en etapas tempranas de la infancia y pueden prolongarse hasta las fases finales de la trayectoria laboral y biológica. Solo un conocimiento suficiente de los mecanismos implicados en los bioefectos de las RNI permitirá avanzar adecuadamente en la protección radiológica del público y de los trabajadores, así como en el desarrollo de nuevas aplicaciones médicas de estas radiaciones. El curso abordará las siguientes materias:
1. La protección del público y de los trabajadores ante RNI en el espectro DC - MW. La legislación basada en criterios ICNIRP.
2. La exposición a RNI en ámbitos residenciales y ocupacionales. Cumplimiento de la legislación. Casos y condiciones de potencial sobreexposición
3. Limitaciones en la legislación. Evidencia epidemiológica y experimental sobre efectos a dosis subumbral. Posibles mecanismos implicados en tales efectos. Discrepancias entre agencias y comisiones internacionales.
4. La exposición a RNI en el espectro IR – UV: Cáncer mamario y cutáneo
5. Retos emergentes y evolución de la sociedad en el enfoque de la problemática: los legisladores, los investigadores, los medios de comunicación y la ciudadanía

Speaker: Alejandro Ubeda (Hosp Ramon y Cajal)

15:00 → 18:30 Curso pre-congreso: Radioterapia guiada por superficies

Convener: Dr Benigno Barbés

15:00 Grupo de trabajo de Radioterapia Guiada por Superficie

Se presentarán las tareas encomendadas al grupo de trabajo y expondrán el estado actual del trabajo.

Speaker: Benigno Barbés Fernández

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15:10 Implementation of Surface Guidance for Stereotactic Body Radiotherapy - Physics Perspective

Surface Guidance might be especially beneficial for hypofractionated deliveries (e.g. SBRT). However, a correlation between tumour motion and breathing is for SBRT challenging. Therefore, we suggest treating using deep-inspiration breath-hold (DIBH), daily imaging, and monitoring the treatment delivery using AlignRT (VisionRT). To safely implement this technique, a linac-specific commissioning protocol need to be established and a clinically feasible workflow defined.
The aim of this talk will be to present the different aspects that should be part of the consignment and validation of the use of AlignRT for SBRT patients. Our commissioning protocol included: 1) evaluation of the accuracy of Align RT vs Cone-Beam CT; 2) definition of imaging presets; 3) performance of the system for VMAT and 3DCRT plans (i.e. gantry occlusion, couch rotation impact); 4) definition of an adequate regions-of-interest (size and location); and 5) establishment of a clinical Workflow.

Speaker: Dr Vania Santos Batista (Heidelberg University Hospital)

15:50 Dosimetric effects of intrafractional isocenter variation during Deep Inspiration Breath-Hold for breast cancer patients using surface guided radiotherapy

The lecture will cover potential dose reductions to organs at risk for left-sided breast cancer using visually guided deep inspiration breath hold (DIBH) with the optical scanning system Catalyst, and how these potential dosimetric benefits are affected by intrafractional motion in between breath holds. Both tangential and locoregional breast cancer will be discussed.

Speaker: Malin Kügele (Skåne University Hospital)

16:30 Café

17:00 Development, calibration, quality assurance and commissioning of a SGRT system

James will present an brief history of SGRT, an overview of the technologies used in commercially available SGRT systems and the calibration and QA procedures. He will also provide an overview of the current recommendations for commissioning, as well as other considerations that affect the performance of SGRT systems.

Speaker: James Turner (Varian Medical Systems)

17:30 Mesa redonda: experiencia sobre el uso de RTGS

Speakers: Daniel Zucca Aparicio (Hospital Universitario HM Sanchinarro), JOAN VICENT ROSELLO FERRANDO, OLIVIA JORDI OLLERO (INSTITUTO CATALAN DE ONCOLOGIA - HOSPITAL DURAN I REYNALS)

Daniel Zucca Aparicio - Implantación y uso de un sistema de SGRT.ppsx

15:00 → 18:30 Curso pre-congreso: Uso avanzado de MCNP en Dosimetría de radiaciones

Convener: José María Gómez Ros (CIEMAT)

15:00 Cálculo de dosis al paciente con MCNP

Discusión de conceptos fundamentales relacionados con el cálculo de dosis absorbida mediante MCNP: transporte de partículas secundarias, equilibrio de partículas cargadas, equivalencia a tejido, transporte de electrones de baja energía (E < 1 keV), reducción de varianza y maniquíes voxelizados.

Speaker: José María Gómez Ros (CIEMAT)

4. JOSE Mª GOMEZ ROS.pptx

16:30 Café

17:00 Cálculo de blindajes con MCNP

Actualmente, cada vez se aprecia un mayor grado del detalle requerido en el desarrollo de los estudios de transporte de radiación. El incremento en la complejidad de los modelos, así como la necesidad de códigos, recursos computacionales y datos nucleares más potentes y precisos enmarcan la simulación en un entorno cambiante.
El conocimiento en entornos complejos requiere de la mejor información disponible de manera que se puedan proporcionar los elementos de juicio adecuados para la toma de decisiones acertadas por parte de los responsables.
Hablando en particular de las actividades relacionadas con la Protección Radiológica, esa información necesaria se puede basar en la resolución de la denominada Ecuación de Transporte aplicada en los diferentes escenarios determinados por el término fuente y por la interacción que se produzca con los materiales con los que interactuará.
Hoy día, ayudados por códigos sobradamente probados, validados y actualizados con diligencia, los expertos dedicados a la resolución de problemas de análisis de radiaciones son capaces de determinar o prever cuales van a ser las magnitudes de diferentes parámetros como pueden ser la dosis, daño atómico a los materiales, deposición de calor, etc. o incluso determinar una vez conocida la activación inducida, la dosis operacional en actividades relacionadas con el desmantelamiento.
Todo ello tiene su origen en el conocimiento del flujo obtenido por la resolución de la Ecuación de Transporte, que en el caso particular de este trabajo se ha llevado a cabo por técnicas estocásticas mediante el código MCNP, si bien estrictamente hablando, no se resuelve la ecuación citada.
Para el caso concreto que ocupa este trabajo se ha seleccionado una instalación nuclear genérica y se ha elaborado el “mapeado” de la tasa de dosis en las cercanías de los términos fuente considerados, que han sido la emisión de radiación por parte del núcleo en operación nominal, constituido por neutrones y fotones, así como la activación del refrigerante y los productos de fisión transportados que circulan por las tuberías del circuito de refrigeración.
Construcción del modelo de transporte:
el primer paso consiste en el análisis de los planos o modelos en CAD/CATIA y la conversión de estos a un formato legible por el código de transporte. Habitualmente los modelos de transporte de radiación no necesitan un grado de detalle excesivo y por lo tanto se realiza una simplificación de las partes del modelo que no interferirían en gran medida con el transporte.
Además de la geometría, es evidente que la selección de los materiales es de suma importancia, ya que junto con el término fuente define la otra parte del estudio de la interacción de la radiación con la materia.
El término fuente aplicable al problema es uno de los principales datos de partida. En este caso se tratarían de dos términos fuente diferentes. Por un lado, se encuentra el espectro de fisión térmica del 235U según la aproximación de Watt y por otro lado está el término fuente debido a la activación del refrigerante a su paso por el núcleo, cuyo principal contribuyente es el 16N. El término fuente de fisión tiene en cuenta las interacciones neutrónicas y los fotones inducidos en reacciones con emisión instantánea, bremsstrahlüng, aniquilación, dispersión, etc.
Hallazgos significativos y optimización del diseño:
El cálculo de transporte se ha centrado fundamentalmente en el estudio de las tasas dosis en puntos situados en la zona accesible a los trabajadores, aunque también se ha considerado necesario la inclusión de mallados de datos envolventes de toda la geometría que permitieran conocer los flujos preferentes y las zonas donde se podría optimizar el diseño.

Speaker: Mr Cesar Hueso ORdoñez (IDOM)

18:45 → 19:30 Sesión plenaria: Claves de la Evolución Humana

Convener: José María Bermúdez de Castro Risueño (Centro Nacional de Investigación de la Evolución Humana (CNIEH))

19:30 → 20:00 Acto inaugural

20:00 → 20:45 Espectáculo Inaugural: A cargo de Fetén-Fetén

20:45 → 21:45 Cóctel-Cena de Bienvenida: 2ª Planta

Wednesday, 12 June

08:00 → 09:00 Curso de actualización: Medidas y predicción de radón en el interior de edificios

Medidas y predicción de radón en el interior de edificios

Convener: Mr Juan Carlos Mora Cañadas (CIEMAT)

08:00 Curso de Actualización: Medidas y predicción de radón en el interior de edificios

La exposición al gas radón en viviendas y puestos de trabajo constituye a nivel global la principal contribución a la dosis efectiva recibida por la población. Desde hace más de 30 años se ha establecido científicamente la relación entre dicha exposición y el incremento de riesgo de cáncer de pulmón. Por ello, actualmente se considera al radón como segunda causa de cáncer de pulmón a nivel mundial por detrás del consumo de tabaco, siendo la primera causa en personas no fumadoras.
En este curso de actualización se tratarán sucintamente las características físicas y el comportamiento en ambientes interiores del gas radón y sus descendientes, así como algunos aspectos generales sobre su dosimetría. Igualmente se dará cuenta de los aspectos más relevantes de la implementación de la Directiva 2013/59/EURATOM de normas básicas de seguridad en lo referente al Plan Nacional contra el Radón. En su Anexo XVIII, la Directiva indica la lista de los principales campos que deberán contemplar todos los planes nacionales que se implementen en los países miembros de la UE.

Speaker: Carlos Sainz (Univ. Cantabria)

08:00 → 09:00 Curso de actualización: Nuevas tecnologías y Radiofármacos en PET

Nuevas tecnologías y Radiofármacos en PET

Convener: Víctor González Pérez (Fundaicón Instituto Valenciano de Oncología)

08:00 Nuevas tecnologías y Radiofármacos en PET

El PET (tomógrafos por emisión de positrones) es una técnica de imagen molecular, directamente relacionada con la medicina nuclear, que permite observar los procesos fisiológicos y bioquímicos en los pacientes. En este curso se repasarán las diferentes configuraciones de la instrumentación PET. Se describirá la evolución de estos sistemas basada en sus componentes; cristales centelladores, fotosensores, o electrónica asociada. Se describirán los diferentes tipos de sistemas híbridos, como su combinación con TAC o simultáneamente con Resonancia Magnética. Se hará especial énfasis en el estado del arte en sistemas clínicos, pero también los que se usan en investigación con pequeños animales o los específicamente dedicados a órganos (mama, próstata, cerebro). Se describirán los avances en PET y Tiempo de Vuelo, así como las nuevas propuestas de PET de cuerpo completo.

Speaker: Dr Antonio Javier González (Instituto de Instrumentacion para Imagen Molecular)

08:00 → 09:00 Curso de actualización: TRS 483 & ICRU 91

Cursos de actualización

Conveners: Daniel Zucca Aparicio (Hospital Universitario HM Sanchinarro), Dr Pablo Carrasco de Fez

08:00 TRS 483: Dosimetry of Small Static Fields Used in External Beam Radiotherapy

La utilización de campos pequeños ha incrementado paulatinamente su utilización desde que empezaron a utilizarse los campos pequeños en Radiocirugía hace ya tres décadas. La necesidad de incrementar la conformación y la modulación nos ha llevado a que la utilización de campos pequeños en estos momentos se presenta como la base de casi cualquier tratamiento radioterápico. De aquí su importancia desde el punto de vista dosimétrico.
Una de las peculiaridades de los campos pequeños es que no cumplen con las condiciones convencionales sobre las que se había establecido la determinación de la dosis absorbida y durante estos años ha habido una controversia importante sobre la mejor aproximación a la determinación espacial de la dosis absorbida.
Por otro lado, han aparecido en el mercado sistemas de conformación y modulación cada vez más sofisticados y un equipamiento dedicado (Tomoterapia, Cyberknife), con características ligeramente diferentes a los aceleradores convencionales. Estos desarrollos han aumentado la incertidumbre de la dosimetría clínica y debilitado la trazabilidad de la dosimetría de referencia basada en protocolos para dosimetría convencional.
El Organismo Internacional de Energía Atómica (IAEA) en colaboración con la Asociación Americana de Físicos en Medicina (AAPM) en un afán de establecer criterios comunes en la determinación espacial de la dosis absorbida y establecer criterios para la metrología de campos pequeños pone a disposición de los profesionales el documento TSR-483,como un código de practica Internacional para la dosimetría absoluta y relativa de campos pequeños.
Este formalismo está basado en el documento publicado por Alfonso et al. en 2008, introduce el concepto de dos nuevos campos de calibración intermedios: El campo de referencia estático específico de la máquina para aquellas modalidades que no pueden establecer condiciones de referencia convencionales y un campo de referencia (class-plan) más cercano a los campos clínicos específicos del paciente, lo que facilitaría la estandarización de la dosimetría de los campos compuestos. En el segundo caso el documento TRS483 ha preferido esperar a disponer de más información y limitarse a campos estáticos con y sin filtro aplanador.
Un aspecto de sumo interés es el relativo a las características de los detectores y su importancia y caracterización para la metrología de los campos pequeños, dando recomendaciones relativas a los factores de corrección que deben usarse en cada caso.

Speaker: Jose Miguel Delgado Rodriguez (GenesisCare)

08:30 ICRU 91: Prescribing, Recording, and Reporting of Stereotactic Treatments with Small Photon Beams

Esta nueva publicación cubre de forma extensiva los distintos aspectos relativos al tratamiento con haces de campos pequeños aplicados a las técnicas Estereotácticas: Radiocirugía craneal (SRS) y extra-craneal (SBRT).
Recoge en detalle las pautas para realizar la dosimetría y comisionado de los haces pequeños publicadas con anterioridad en protocolos de la IAEA y AAPM.
Presenta las recomendaciones de los algoritmos de cálculo de los planificadores que deben y que no deben emplearse según las diferentes condiciones de heterogeneidad o localización anatómica.
Resume protocolos de control de calidad publicados por sociedades internacionales, hasta terminar con las recomendaciones de las técnicas de imagen guiada necesarias para conseguir la aplicación de los tratamientos de una forma exacta y reproducible.
Así mismo da pautas claras para la creación de los distintos volúmenes que definen el tratamiento, aportando las guías para registrar y crear informes de los tratamientos de SRT.

Speaker: M carmen Baños Capilla (hospital Vithas Virgen del Consuelo - S. Radiofísca)

ICRU 91- Prescribing, Recording, and Reporting of Stereotactic Treatments with Small Photon Beams.pdf

08:00 → 09:00 Orales: Radiodiagnóstico: Control de calidad en diagnóstico por la imagen (1)

Conveners: Fernando Caudepón Moreno (Complejo Hospitalario de Pamplona), Julia Garayoa Roca (Fundación Jiménez Díaz)

08:00 Método de cálculo del kerma en aire incidente sobre el receptor de imagen

1. Intoducción
   El objetivo del trabajo fue desarrollar un método de calculo del kerma en aire incidente sobre el receptor de imagen, para cualquier tamaño de paciente, técnica y vista radiográfica, que implicara un número de medidas lo más reducido posible.
2. Material y Métodos
   La cadena de imagen está formada por los siguientes elementos: haz sin filtración añadida, filtración añadida Al y/o Cu, paciente, tablero, rejilla, cámaras del CAE y receptor de imagen.
   El método de cálculo se basa en la separación de la contribuciones de la radiación primaria ($K_p^{receptor}$) y dispersa ($K_s^{receptor}$) al kerma total en el receptor ($K_t^{receptor}$), de acuerdo con la siguiente ecuación:
   $K_t^{receptor} (U_p,z,r,f,a)=\frac{K_{p,med}^{receptor} (80,0,100)}{K_{p,cal}^{receptor} (80,0,100)} \times \frac{K_p^{receptor} (U_p,z,f)}{1-S_{receptor} (U_p,z,r,f,a)}$
   donde $S_{receptor}=K_s^{receptor}/K_t^{receptor}$ es la fracción de radiación dispersa en el plano de entrada del receptor de imagen. $K_{p,med}^{receptor} (80,0,100)$ y $K_{p,cal}^{receptor} (80,0,100)$ son los rendimientos del tubo medido y calculado respectivamente. $U_p$ es la tensión pico del tubo, $z$ es el espesor equivalente a agua del paciente, $r$ es el tamaño de campo en el plano de entrada del paciente, $f$ es la distancia del foco al receptor de imagen y $a$ es el espacio de aire entre el plano de salida del paciente y el receptor de imagen (gap). $K_p^{receptor}$ se obtiene a partir de la siguiente expresión:
   $K_p^{receptor}=\int_0^{E=e \cdot U_p} \Phi_E^{receptor} \cdot E \cdot \frac{\mu_{tr}(E)}{\rho} \cdot dE$
   donde $E$ es la energía, $e$ es la carga del electrón, $\frac{\mu_{tr}(E)}{\rho}$ es el coeficiente másico de transferencia de energía del aire y $\Phi_E^{receptor}$ es el espectro en energía a la entrada del receptor de imagen. $\Phi_E^{receptor}$ viene dado por:
   $\Phi_E^{receptor}=\Phi_E^{tubo} \cdot e^{-\sum_i \mu_i(E) \cdot z_i}$
   donde $\Phi_E^{tubo}$ es el espectro en energía a la salida de un tubo con un ánodo de W/Re y una filtración total de 2.5 mm Al (Aichinger,2004), $\mu_i$ y $z_i$ son el coeficiente de atenuación lineal y el espesor del i-ésimo elemento de la cadena de imagen. $S_{receptor}$ se obtiene a partir de la fracción de radiación dispersa en el plano de salida del paciente, $S_{paciente}$, de acuerdo con la siguiente ecuación:
   $S_{receptor} (U_p,z,r,f,a)=\frac{S_{paciente} (z,r)}{S_{paciente} (z,r)+[1-S_{paciente} (z,r)] \cdot \Sigma_{rejilla} (U_p) \cdot \Sigma_{gap} (f,a)}$
   Los valores de $S_{paciente}$ se obtuvieron de la literatura (Aichinger,2004). $\Sigma_{rejilla}= {T_p}_{rejilla}/{T_s}_{rejilla}$ y $\Sigma_{gap}={T_p}_{gap}/{T_s}_{gap}$ son las selectividades de la rejilla y del gap respectivamente. ${T_p}_{rejilla}$, ${T_s}_{rejilla}$, ${T_p}_{gap}$ y ${T_s}_{gap}$ son la transmisión de la radiación primaria y dispersa por la rejilla y el gap respectivamente. $\Sigma_{gap}$ y $\Sigma_{rejilla}$ se determinan utilizando el método de medida descrito en el póster #224 titulado: "Estudio de la dependencia funcional de la selectividad de los métodos de rechazo de la radiación dispersa". Los resultados de la aplicación del método de cálculo a las vistas radiográficas más comunes se compararon con medidas realizadas con un detector de estado sólido.
3. Resultados
   
4. Discusión y Conclusiones
   A partir de medidas del rendimiento y la filtración, obtenidas del control anual, y de $\Sigma_{rejilla}$ (10 imágenes), se puede determinar con exactitud $K_t^{receptor}$ para cualquier vista radiográfica.

Speaker: Mr Enrique Marqués Fraguela (Hospital Universitario Marqués de Valdecilla)

Comunicacion oral Enrique Marques.pptx

08:09 Tasa de rechazo en equipos digitales de rayos X dedicados a exploraciones simples

Introducción

En el ámbito del radiodiagnóstico deben existir programas de garantía de calidad en las unidades asistenciales, elaborados según lo indicado en el Real Decreto 1976/1999 y en el protocolo español de control de calidad en radiodiagnóstico (PECCRD).
Uno de los indicadores de calidad en dichos programas es la tasa de rechazo, definida como el porcentaje de imágenes que se consideran inadecuadas para su uso en radiodiagnóstico. El objetivo de este trabajo es presentar los valores de la tasa y analizar los motivos de rechazo en los equipos dedicados a exploraciones simples del Hospital de la Santa Creu i Sant Pau, que son todos digitales.

Material y métodos

Se han obtenido datos del rechazo de imágenes de cinco equipos, instalados en 2010, del Servicio de diagnóstico por la imagen dedicados a exploraciones simples y dos portátiles, instalados en 2015 y 2018.
En radiología digital únicamente es posible obtener este indicador mediante la implementación de soluciones informáticas específicas que, inicialmente, sólo estaban disponibles en los equipos portátiles. En los otros equipos se hizo una actualización del software en junio del 2018, instalando la herramienta “QA Tool” para contabilizar las imágenes rechazadas y clasificarlas según el motivo de rechazo.
Los datos se han recopilado durante un periodo de 6 meses desde la actualización del software.

Resultados

El porcentaje de imágenes rechazadas es del 5,9% de un total de 79419 exploraciones realizadas. La figura 1 desglosa la tasa para cada equipo estudiado junto con la zona explorada más rechazada.

La figura 2 muestra los porcentajes de los principales motivos de rechazo para todos los equipos.

Discusión

El PECCRD considera que el porcentaje de rechazo debería estar, para sistemas digitales, alrededor del 2-3% del total de imágenes. Los resultados obtenidos en este estudio sitúan la tasa de rechazo por encima de esta recomendación.
Uno de los equipos que presentan una mayor tasa de rechazo es el equipo dedicado a consultas externas. Los técnicos de este equipo se encontraron con dificultades para realizar exploraciones telemétricas, lo que se ve reflejado en la figura 1 con la zona explorada más rechazada “Extremidades inferiores” y el motivo “Reajuste series de combinación” de la figura 2.
El tipo de exploración que presenta mayor tasa de rechazo es “Tórax” en los equipos portátiles y el destinado a hospitalización, cuyo uso queda reservado a pacientes con poca movilidad, lo que puede hacer aumentar los rechazos por "Error de posición".

Conclusiones

El análisis de la tasa de rechazo ha evidenciado unos valores por encima de la recomendación dada en el PECCRD. No obstante, hay estudios que muestran valores globales mayores a esta recomendación.
Es por eso que, mediante las comisiones de seguimiento del Programa de Garantía de Calidad y de Seguridad del Paciente, se ha decidido impartir sesiones formativas al personal técnico de Diagnóstico por la Imagen del hospital.

Speaker: Ms Marta Barceló-Pagès (Hospital de la Santa Creu i Sant Pau)

2. Marta Barcelo-Pages.pptx

08:18 Comparativa de la capa hemirreductora en mamografía para distintas purezas de aluminio

Introducción

La estimación de la dosis absorbida por el tejido glandular mamario viene dada por la dosis glandular media (DGM), que representa el riesgo de carcinogénesis debido a la radiación ionizante en mamografía. Uno de los factores de los que depende la estimación de la DGM es la calidad del haz de radiación definida por la capa hemirreductora (HVL).
En este trabajo se hace una comparativa entre los valores de la HVL obtenidos con diferentes combinaciones de filtros de aluminios de distinta pureza, posiciones de los filtros y permutando el orden de los mismos para las calidades de haz W/Rh y W/Ag utilizadas en el modo 2D.

Material y métodos

Se utilizó el mamógrafo Hologic Selenia Dimensions para todas las medidas. Para las medidas de dosis se utilizó una cámara de ionización de 6 cc conectada a un NOMEX dosimeter, ambos de PTW.
Se obtuvieron los valores de HVL colocando los aluminios tanto a la salida del colimador como sobre la pala compresora situándola en la posición más alta posible. Los valores de HVL se obtuvieron en el rango de energías de 25-35 kV en intervalos de 1 kV. Se repitieron todas las medidas para tres juegos de aluminio, proporcionados por RADCAL, ARTINIS y SCANDITRONIX.

Resultados

Variación con la posición de los aluminios:
Con el ánodo-filtro W/Rh y atendiendo a la posición de los aluminios, las diferencias porcentuales que aparecen en los valores de HVL obtenidos al colocarlos a la salida del colimador y en la pala compresora oscilan entre 1.4%-1.7%, con ARTINIS, entre 1.8%-2.1% con SCANDITRONIX y entre 1.8%-2.0% con RADCAL. De la misma forma, con W/Ag las diferencias oscilan entre 1.9%-2.2% con ARTINIS, entre 1.1%-1.4% con SCANDITRONIX y entre 1.8%-2.1% con RADCAL. En los seis casos, los valores de HVL son mayores con los aluminios sobre la pala compresora (muestra en figura 1).

Variación con los sets de aluminio:
Comparando los valores de HVL obtenidos con ARTINIS y SCANDITRONIX, se obtienen diferencias entre 8.0%-10.4% para las diferentes combinaciones ánodo-filtro-posición de los diferentes juegos de aluminio. De igual forma varían con SCANDITRONIX y RADCAL entre 7.1%-10.0%, encontrándose la diferencia con ARTINIS y RADCAL entre 0.1%-1.3%. En todos los casos, los valores de HVL obtenidos con SCANDITRONIX son mayores (muestra en figura 2).

Discusión y conclusiones.
Los valores de HVL para todas los juegos de aluminio y las dos combinaciones ánodo-filtro son mayores colocando el aluminio sobre la pala compresora que a la salida del colimador. Aún así, la diferencia es mínima. No hay diferencia apreciable entre los valores de HVL obtenidos con el set de ARTINIS y RADCAL, pero éstos son de media un 9% menor que con el de SCANDITRONIX. Los valores obtenidos de HVL no varían de forma significativa al permutar el orden de las planchas para cada juego de aluminio.
Es fundamental conocer el equipamiento de trabajo pues condiciona los valores de parámetros que influirán en la estimación de la DGM.

Speaker: Mr Diego Jiménez Vegas (Hospital Universitario Nuestra Señora de la Candelaria)

3. DIEGO JIMENEZ VEGAS.ppsx

08:30 Validez del método de Robson en polinomios de ajuste de grado 2

Introducción

K.J. Robson propuso un método para reducir el número de medidas requeridas para caracterizar el rendimiento y la capa hemirreductora (CHR) de un mamógrafo, de forma que sólo fuera necesario conocer los valores a un kV de referencia y disponer de curvas de ajuste obtenidas en controles anteriores para caracterizar el equipo. Además, Robson propone que dichos ajustes sean potencial para el rendimiento y polinómico de grado 2 para la CHR.

El objetivo de nuestro trabajo es comprobar la validez del método de Robson empleando ajustes polinómicos de grado 2 en vez de uno potencial para el rendimiento, comparando los resultados obtenidos de una y otra forma.

Material y métodos

Para este trabajo se realizaron medidas en un mismo mamógrafo para obtener un total de 78 polinomios de ajuste de grado 2, con un coeficiente de correlación promedio de dichos ajustes de 0,9832.

Con las curvas anteriores se aplicó el método de Robson. Para ello, se seleccionaron los primeros ajustes realizados como referencia inicial y se supuso que los coeficientes del término cuadrático y lineal serán los mismos para todos los ajustes posteriores. Finalmente, el término independiente del polinomio de cada caso se obtuvo imponiendo que pasase por el valor de la medida con 30 kV, de forma que:

c = M(30kV) - aref *kV^2 -bref * kV

Por último, se compararon los valores de rendimiento, CHR y DGM obtenidos con el método de Robson y con la curva de ajuste medida.

Resultados

Los resultados obtenidos comparando los ajustes reales y los obtenidos por el método de Robson son los siguientes:

A modo de referencia, K.J. Robson ofrece los siguientes resultados en su artículo:

Discusión

Si comparamos nuestros resultados con los ofrecidos por Robson en su artículo, vemos que las desviaciones obtenidas empleando un polinomio de ajuste de grado 2 para el rendimiento son inferiores a las obtenidas por un ajuste potencial. Además, aplicando nuestro método vemos que las diferencias en la DGM calculada son pequeñas, lo cual lo valida como forma de reducir el tiempo necesario para comprobar que el funcionamiento de un equipo es correcto.

Conclusiones

Nuestro trabajo demuestra que el método de Robson es aplicable a ajustes polinómicos de grado 2. Empleando este método es posible reducir el tiempo necesario para comprobar la dosis glandular media que nos ofrece un equipo de mamografía sin introducir errores considerables en los resultados obtenidos.

Speaker: Daniel Martínez González (Complejo Hospitalario de Navarra)

Método de Robson.ppsx

08:40 Evaluación del funcionamiento de un software de rejilla virtual para la mejora de la calidad de imagen en radiología portátil

Introducción

La rejilla antidifusora permite reducir la radiación dispersa que llega al detector, mejorando el contraste. Pero en radiología portátil puede ocasionar artefactos por mal alineamiento tubo-detector. Para mejorar la calidad de imagen, algunos fabricantes han desarrollado algoritmos de corrección de la radiación dispersa que simulan el comportamiento de la rejilla. En este trabajo se evalúa la eficacia de un algoritmo, analizando la relación contraste-ruido (RCR) obtenida en un maniquí de contraste-detalle para diferentes técnicas de adquisición y espesores de PMMA.

Material y métodos

Se utiliza un maniquí de contraste-detalle CDRAD 2.0 (Artinis) y un equipo de radiología portátil FDR Go (Fujifilm), que dispone de tecnología de rejilla virtual “Virtual GridTM”. Se adquieren radiografías, con el mismo kerma en el detector para 80kV y 10cm de PMMA (referencia) modificando los espesores de PMMA, tensiones y valores de kerma. Se analiza cada imagen con y sin corrección de rejilla, calculando la RCR para el objeto de mayor profundidad y diámetro: $RCR=\frac{VMP_{objeto}-VMP_{fondo}}{\sqrt{DTP^2_{objeto}+DTP^2_{fondo}}}$. Además, se determina su valor en las tres primeras filas para estudiar la dependencia con el contraste y el tamaño. El software permite seleccionar kV y mAs virtuales para aplicar la corrección.

Resultados

En la tabla se incluye la RCR del objeto para 18 imágenes, clasificadas según varía el espesor de PMMA, kerma o kV. Se calcula la mejora de RCR para cada pareja de imágenes, con y sin corrección de rejilla virtual. En la gráfica se representa la RCR para objetos de diferente contraste y tamaño.

Discusión

Se observa una mejora de la calidad de imagen al aplicar la corrección de rejilla virtual en todos los casos. Estudiando la diferencia relativa de RCR, se considera:

• Variación con espesor de PMMA: la rejilla virtual mejora la RCR para espesores grandes (más radiación dispersa), alcanzando una diferencia relativa del 35.9% para 20cm, frente al 13.3% para 5cm.
• Variación con el kerma: en condiciones similares de espesor y kV, la
  RCR aumenta con la dosis. Sin embargo, la diferencia relativa con y
  sin rejilla aumenta para menores valores de dosis, siendo un
  28.2% para 1.18μGy frente al 8.43% para 10.03μGy. El algoritmo resulta más eficaz para valores pequeños de kerma.
• Variación con el kV: mientras que la RCR sin rejilla disminuye al
  aumentar el kV, debido al aumento de la radiación dispersa, la RCR
  con rejilla apenas sufre variaciones. Se produce una mejora del 22.4%
  para 99kV, siendo el efecto beneficioso de la corrección mayor para
  kV altos.

No se aprecia una diferencia importante al modificar los parámetros estándar de procesado sobre la imagen de referencia.

Conclusiones

El análisis realizado demuestra que la corrección de rejilla virtual mejora la calidad de imagen, sin necesidad de aumentar la dosis a paciente, en todos los casos considerados. El efecto del algoritmo Virtual GridTM es mayor cuando el kerma a la entrada del detector es bajo y en situaciones de mayor radiación dispersa (espesores grandes y altos kV). En futuros trabajos se comparará con otros algoritmos.

Speaker: Mr Raúl Sánchez López (Complejo Asistencial Universitario de Salamanca)

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08:50 Ajuste del CAE empleando la relación señal ruido obtenida indirectamente a partir del índice de exposición en equipos de radiología digital con paneles planos extraíbles.

Introducción

La optimización de los procedimientos en radiología digital se basa en alcanzar un compromiso entre calidad de imagen y dosis impartida. Para ello es necesario realizar un ajuste del control automático de la exposición (CAE) para cada procedimiento.

Realizamos un ajuste del CAE empleando como indicador de calidad de imagen la relación señal ruido (RSR) y como indicador de dosis el kerma en aire ($K_a$) a la entrada del receptor obtenidos a partir del índice de exposición (IE).

Materiales y métodos

Equipos de radiología digital, cinco Discovery 656 (General Electric Healthcare, US) y tres DRX-Evolution Plus (Carestream, US), con dos paneles planos extraíbles de CsI. Evaluamos la respuesta espectral de los paneles planos a las tensiones y filtraciones de PMMA a la salida del haz mostradas en la Tabla 1. Para cada combinación adquirimos cuatro imágenes con distintos valores de mAs. Para cada imagen “for processing” obtenemos el valor de la RSR a partir del valor medio de píxel (VMP) y la desviación estándar (SD) y el valor del $K_a$ a partir del IE. Tomamos como referencia la tensión de 80 kV y la filtración de 15 cm de PMMA y realizamos un ajuste lineal para obtener una relación de transferencia entre la RSR y el $K_a$. Calculamos la RSR de referencia para $K_a$ igual a 1.5, 2, 2.5 y 3 μGy. Una vez obtenidas estas $RSR_{ref}$, realizamos otro ajuste para obtener el $K_a$ que produce la misma RSR que las condiciones de referencia para las diferentes combinaciones. Por último, evaluamos el error cometido en la obtención de la RSR para las diferentes combinaciones al emplear la relación de transferencia en condiciones de referencia.

Resultados y discusión

La respuesta de los paneles planos para un mismo valor de $K_a$ depende de la calidad del haz y la eficiencia del detector.

En la tabla 1 se recogen los valores de $K_a$ necesarios para obtener una RSR igual a $RSR_{ref}$ para los equipos empleados.

En la tabla 2 se recogen las diferencias relativas entre la RSR obtenida a partir de la relación de transferencia para las diferentes tensiones y filtraciones y la $RSR_{ref}$ para los equipos empleados.

Conclusiones

Se ha obtenido una relación entre el IE y la RSR, que evita tener que realizar medidas de VMP y SD en las imágenes “for processing”, de difícil obtención en la mayoría de sistemas. Esta relación evita linealizar las imágenes.
Los resultados de la Tabla 1 muestran que para obtener una misma respuesta en RSR, el $K_a$ necesario es mayor para espesores y tensiones bajas.

Según la Tabla 2, emplear una única relación de transferencia para calcular la RSR a partir del IE implica cometer errores por encima del 10 % en tensiones y espesores por debajo de 60 kV y 5 cm de PMMA para los equipos GE, y de 80 kV y 10 cm de PMMA para los equipos Carestream. En protocolos pediátricos es interesante tener en cuenta estas diferencias de respuesta.

Speaker: Mrs María del Carmen Castellet García (Consorcio Hospitalario Provincial de Castellón)

09:00 → 10:30 Orales: Seguridad del paciente y protección radiológica en el medio sanitario: (1)

Seguridad del paciente y protección radiológica en el medio sanitario

Conveners: Manuel Agulla Otero (Hospital Clínico Universitario de Valladolid), Mr Sergio Alberto Lozares Cordero (Hospital Universitario Miguel Servet, Zaragoza)

09:00 Blindaje de una instalación PET en presencia de gammacámaras en zonas anexas

1.- Introducción

El cálculo del blindaje en una instalación PET se centra en la protección a los trabajadores y personal del público.

Sin embargo, cuando existen equipos de imagen detectores de radiación en las zonas anexas, las consideraciones con los blindajes pueden cambiar sensiblemente dado que la radiación emitida por los pacientes puede llegar a interferir en las imágenes de las gammacámaras.

No existen referencias bibliográficas acerca de esta situación, lo que obliga a la realización de ensayos experimentales previos al diseño de los blindajes.

2.- Material y método

Se implanta una instalación PET en el Servicio de Medicina Nuclear, situada en la planta inmediatamente inferior de las salas en las que se encuentran ubicadas las gammacámaras.

El blindaje existente entre ambos niveles es de 32cm de hormigón. Un espesor más que suficiente para mantener las dosis al personal por debajo de los límites legalmente establecidos.

Dada la presencia de las gammacámaras se realiza un estudio previo al cálculo de los blindajes mediante una dosis de Fluor-18-DeoxyGlucosa (FDG) de 3380MBq.

Ambas gammacámaras son modelo Siemens Symbia-T. Se señaliza en el piso inferior la posición de las gammacámaras. Se coloca la dosis de FDG en la zona inmediatamente inferior, y en la zona donde van ubicadas las salas de captación. Se realizan adquisiciones con y sin colimador para reproducir la situación clínica y de calibración.

3.- Resultados

En la zona más próxima al cabezal aparece una señal significativa que alcanza las 7.71cps/MBq en ausencia de colimador.

En la zona donde se encuentran los boxes de captación y en la posición de reposo del paciente, con el colimador de baja energía instalado se obtienen tasas de cuentas más modestas de 3,17 cpmin/MBq.

En los cálculos del blindaje se utiliza como dosis estándar inyectada a un paciente 185MBq y como factor de autoatenuación por el paciente 0,643.

Se establece un límite admisible de contribución a la imagen de un 1% para una imagen clínica. Son habituales estudios clínicos (rastreos) con tasas de 2-4 Kcpmin. En este caso el blindaje existente debería aumentar en 16 mmPb.

Se establece un límite de 0,5% para adquisiciones de calibración y verificación. Existen estudios de verificación y calibración con contajes de 5Kcps. El blindaje adicional estimado en este caso sería de 40 mmPb lo que lo hace poco viable en la práctica.

4.- Discusión

Debe tenerse en cuenta la presencia de gammacámaras en las proximidades de una instalación PET en la valoración del blindaje.

El blindaje requerido para evitar la influencia en las calibraciones y controles de calidad puede ser de tal magnitud que podría ser recomendable realizar estas labores fuera de la actividad de la instalación PET.

5.- Conclusiones

Dada la falta de información y referencias respecto a los blindajes y sensibilidad de las gammacámaras se recomienda efectuar ensayos experimentales previos al diseño de la instalación.

Speaker: Javier Sánchez Jiménez (Hospital Universitario de Burgos)

49 - Blindaje PET Gammacamara.ppsx

09:09 Dosimetría de Área en Quirófanos: Una experiencia de 10 años

Introducción

El RD 783/2001 establece que las dosis individuales de trabajadores cat. B se podrán estimar mediante dosimetría de área si los resultados prueban su correcta clasificación.
En 2009, el Foro sobre PR en el Medio Sanitario publicó un Protocolo de estimación de dosis a trabajadores cat. B con dosimetría de área, basado en un Estudio de Viabilidad. En ellos se establecía que no sería adecuada la estimación de la dosis con dosimetría de área si los valores de dosis asignados superaran 2mSv/año.
Se excluía la aplicación del Protocolo a los trabajadores que en su actividad permanecieran junto al haz de rayos x. En los Quirófanos Generales, la exclusión procedía básicamente de la dificultad para estimar de forma individual las dosis, debido a las dificultades para registrar tiempos, distancias, ... de exposición de cada trabajador.
Sin embargo, es en este entorno (Quirófanos Generales) donde más eficiente es el uso de dosimetría de área, puesto que un solo dosímetro ubicado en el arco puede servir para caracterizar varias dosimetrías individuales debido a la alta ocupación de los quirófanos, con personal de distintas categorías y especialidades.

Material y Métodos

Se sitúan dosímetros de área a 45º sobre la horizontal (posición aproximada del tórax del trabajador),en la parte interior (aprox. 50 cm paciente-dispersor) de cada uno de los arcos quirúgicos de Quirófanos Generales del Hospital Virgen de la Victoria de Málaga, ubicados en cajitas fijadas al arco con tornillos de cabeza especial. El personal del SPR se encarga de la colocación de los dosímetros.Los dosímetros son leídos mensualmente por CND

Se implantó un Protocolo (sujeto a evaluación e inspección del
CSN) de estimación de valor máximo de dosis por especialidad y categoría, en base a los arcos y frecuencia habitual de uso, y factores de reducción por uso de EPI y distancia.
De esta forma, mensualmente, al DUE-tipo de Quirófanos se le asigna dosis máxima igual a la suma de dosis de área (Hp(10)) de todos los arcos que utilizan, corregida por factores 0,25 (supuesto distancia promedio 1 m a paciente) y 0,10 (uso de delantal plomado 0,25 mm Pb mínimo)
Al especialista-tipo más frecuente (COT), dosis máxima igual a la suma de dosis de área (Hp(10)) de todos los arcos que utilizan corregida por factor 0,10 (delantal plomado).
Para otras especialides se establecen factores de reducción por uso ocasional de los arcos.
El resultado mensual se redondea a la décima de mSv, según sistemática de CND.
Las asignaciones son extremadamente conservadoras, por lo que son cotas superiores muy por encima de las dosis reales individuales.

Resultados

Se presentan las estimaciones de dosis máximas anuales (EDMA) (2009-2018) para DUE-tipo quirófanos y facultativo-tipo (COT), y comparación con dosis área en Quirófano de Cirugía Vascular, donde no se aplica el Protocolo y el personal está clasificado A con dosimetría individual.

Discusión

El uso de dosímetros de área calibrados en Hp(10), expuestos sin retrodispersión por tejidos, puede dar a lugar a subestimaciones del orden del 12%. Asumiendo este error, en el caso más limitante, las EDMA son inferiores a 2 mSv/año.
Las EDMA se mantienen similares en años sucesivos, pero se observa tendencia creciente que, en caso de mantenerse, podría llevarnos en el futuro a implementar dosimetría individual.

Conclusiones

En nuestra experiencia (hospital tamaño medio), se puede garantizar la seguridad radiológica en Quirófanos Generales utilizando dosimetría de área como estimador de dosis máximas personales, mediante la aplicación de Protocolo que tenga en cuenta aspectos particulares según categoría profesional y especialidad.

Speaker: José Luis Carrasco Rodríguez (Hospital Virgen de la Victoria - Servicio Andaluz de Salud)

plantilla-ORAL-Comunicacion_Dosis_Area.ppsx plantilla-ORAL-Comunicación Dosis Area.pptx

09:18 Sistema interno de notificación de incidentes en radioterapia externa: puesta en marcha y experiencia preliminar.

Introducción
Los tratamientos de radioterapia son cada vez más complejos. Debido a las dosis elevadas impartidas a los pacientes, la seguridad de estos es un objetivo principal del proceso radioterápico.
A pesar de los controles de calidad y del establecimiento de protocolos de trabajo, se siguen detectando incidentes de menor o mayor importancia.
Con el fin de mejorar la seguridad de los tratamientos, analizar los riesgos y aprender de los incidentes detectados, se ha puesto en marcha un sistema interno de notificación de incidentes en radioterapia (SINIRT).
El objetivo de este trabajo es describir el funcionamiento y analizar la evolución del SINIRT desde su puesta en marcha.

Material y Métodos
En el año 2017 se fundó el Grupo de Trabajo de Seguridad del Paciente en Radioterapia (GTSP) en el Hospital Universitario Puerta de Hierro Majadahonda, con el objetivo de optimizar la seguridad del paciente en el proceso radioterápico.
Dentro de la actividad del GTSP se decidió poner en marcha el SINIRT y facilitar el acceso a todos los trabajadores implicados para comunicar cualquier incidente de forma anónima, entendiendo como "incidente" cualquier evento o circunstancia que causa o podría causar un daño innecesario a un paciente, tenga o no consecuencias.
Para ello, se elaboró un sistema de registro alimentado por formularios depositados en un buzón o por acceso electrónico directo con los siguientes campos acerca del incidente: fecha, localización, descripción, consecuencias, cierre, etc.
El sistema fue presentado en sesión a todos los miembros de los Servicios de Radioterapia y de Radiofísica para lograr su máxima difusión y pedir la colaboración de los trabajadores.
En cada reunión del GTSP se analizan los incidentes notificados desde la última sesión, para detectar áreas de mejora en la seguridad, a través de la implementación de nuevos protocoles, controles de calidad adicionales, etc.

Resultados
El número de incidentes notificados registrados durante los dos primeros años se resume en la tabla I. La figura 1a) muestra los incidentes notificados por etapas del proceso. En la categoría “verificación” se incluyen los incidentes relacionados con el cálculo redundante o verificación pre-tratamiento así como la preparación del tratamiento en la red de registro y verificación. La figura 1b) recoge el análisis del tipo de consecuencia para el paciente, considerando que hay una consecuencia “dosimétrica” cuando se ha producido irradiación al paciente, incluido la adquisición de imagen, aunque no tenga relevancia clínica.

Discusión
Aunque el SINIRT es aún muy joven, se percibe un aumento notable de las notificaciones durante el segundo año. El número de incidentes ocurrido durante la fase de tratamiento se mantiene estable, siendo el incremento más llamativo en las otras etapas de tratamiento. Asimismo, ha disminuido el número de notificaciones con consecuencias dosimétricas para el paciente y se han incrementado de manera notable los incidentes notificados sin ninguna consecuencia. Esto denota un aumento de la cultura de seguridad y concienciación al notificar los incidentes, especialmente aquellos que no tienen consecuencias y se producen en otras etapas diferentes a la de tratamiento, pero de cuyo análisis se extrae información valiosa para prevenir errores de mayores consecuencias.

Conclusiones
El SINIRT ha mostrado ser una buena herramienta para facilitar la comunicación de incidentes, lo que unido a la difusión de la cultura de seguridad por parte del GTSP, hace que el número de incidentes comunicados se esté incrementando. El análisis de los incidentes es crucial para aprender de los errores, detectar áreas de mejora e implementar nuevas medidas de seguridad.

Speaker: María Pinto Mondedero (S. Radiofísica y Protección Radiológica. Hospital Universitario Puerta de Hiero Majadahonda)

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09:27 Protección radiológica operacional en la puesta en marcha de un acelerador portátil de electrones para Radioterapia Intraoperatoria

INTRODUCCIÓN

La práctica de la Radioterapia Intraoperatoria con electrones (IOeRT) está aumentando últimamente, gracias a los aceleradores portátiles de electrones, que evitan tener que ocupar una instalación de radioterapia externa, facilitan emplear la IOeRT dentro de un quirófano, y disminuyen el tiempo de irradiación.

Se adquirió un modelo Liac HWL12, con energías de electrones de 6-12MeV. Los modelos HWL (High WorkLoad) están construidos para ser utilizados en quirófanos sin blindaje adicional.

En este trabajo analizamos la protección radiológica operacional en el quirófano de IOeRT y en el almacén donde se hace el control de calidad previo al tratamiento. Los controles de calidad semestrales se realizan en un búnker de radioterapia.

MATERIAL Y MÉTODOS
El Liac HWL12 está diseñado para reducir la radiación dispersa. No requiere imanes directores ni focalizadores: tiene una guía de ondas autofocalizada, con el eje hacia el paciente. Su fina hoja dispersora reduce el bremsstrahlung y la creación de neutrones.

Los electrones acelerados son absorbidos por el blindaje, el paciente, y los aplicadores. La principal fuente de radiación dispersa son los fotones de frenado producidos en la hoja dispersora y, en menor medida, en el paciente. Para atenuarlos, se interpone un escudo grueso entre el paciente y el suelo, beam stopper.

El acelerador alcanza una dosis por pulso de 6.3cGy/pulso, a frecuencia de 9.4Hz, con una tasa de dosis de 30.3Gy/min. En consecuencia, se requiere un detector de tiempo muerto corto. Para asegurarlo, se compararon valores de tasa de dosis con cinco detectores (un Geiger y cuatro cámaras de ionización). A tasas bajas, los cinco daban valores comparables; a tasas altas, el Geiger medía tasas menores que las cámaras, que diferían poco entre ellas. Para la dosimetría empleamos dos cámaras calibradas en tasa de dosis ambiental H*(10), una de medida y otra de respaldo.

El quirófano tiene 2mm Pb de blindaje. Medimos dosis en 26 puntos, 18 zonas (fig.1). El almacén no tiene blindaje, y medimos dosis en 15 zonas.

En el quirófano, consideramos una carga de trabajo de cinco tratamientos/semana, 1minuto/tratamiento. En el almacén, estimamos 1.5 minutos de disparo para el QA.

RESULTADOS

La tasas de dosis en el exterior del búnker dieron fondo.

Las tasas de dosis en el entorno de quirófano y almacén se presentan en la fig.2, con sus factores de ocupación T. Los puntos con mayor tasa de dosis fueron el control del quirófano (220µSv/h, T=1) y la puerta del almacén (350µSv/h, T=1/16).

Siguiendo el criterio ALARA, optamos por señalizar varias zonas (con asterisco en la tabla) como de acceso prohibido durante la irradiación.

Sin beam stopper, se alcanza una tasa de dosis de más de 1mSv/h en el piso de abajo.

CONCLUSIONES

Los puntos más comprometidos son los de control del aparato, que reciben 870 y 130µSv/año. Debido al riesgo de exposiciones accidentales, hemos clasificado como profesionalmente expuestos (B) a los profesionales que permanecen en esas áreas durante la irradación.

Un enclavamiento impide irradiar sin el beam stopper. Es importante controlar que funciona.

Speaker: Dr Benigno Barbés (Clínica Universidad de Navarra)

3. Benigno Barbés.pptx

09:36 Puesta en marcha de un sistema de Gestión de Dosis Corporativo de ámbito regional: experiencia y resultados de 4 años

Introducción

La puesta en marcha de un sistema de registro de dosis a nivel corporativo supone resolver importantes retos tecnológicos y organizativos al no existir precedentes a escala regional. Se describen las principales características de las soluciones adoptadas y algunos de los resultados obtenidos en los 4 años de experiencia.

Material y métodos

En 2014 se adopta en el SMS el sistema de registro de dosis DoseWatch® de GE dentro del Programa Regional de Seguridad del Paciente, coordinado desde la Subdirección General de Tecnologías de la Información. Incluyó el hardware de interconexión, el software de registro y tratamiento de la información, y servicios asociados a la coordinación, seguimiento, formación, cohesión, optimización, etc.

Se han interconectado 12 centros a través de una red propia que envía la información a un CPD central. El sistema se configura para cada modalidad y soporta diferentes estándares de conexión.

Paralelo al registro de dosis, el programa se articula en la justificación de alertas (sobre dosis y técnicas), estandarización de protocolos y optimización.

Un comité de dirección de dosis de ámbito regional, formado por radiólogos, radiofísicos, informáticos y administración sanitaria, ordena y vigila el desarrollo y la toma de decisiones. También con comités locales (9) en cada Hospital, 2 a 4 veces al año.

5 puestas en común, talleres de un día con presentaciones de logros y problemas en cada área de salud.

Desarrollo en fases sucesivas, incorporando modalidades y equipos, comenzando por la Tomografía, Mamografía, Radiología Intervencionista (Vascular y Hemodinámica), y por último, radiología convencional.

Resultados

73 equipos conectados y 1.862.158 estudios registrados hasta finales de 2018 (Tabla 1).

18 reuniones del comité de dirección y más de 150 de comités locales, más de 80 personas implicadas. 9 reuniones del comité de Infraestructuras de Tecnologías.

Estandarización de 50 protocolos y mapeo a 120, un 90% de exámenes estandarizados (TC y MG).

Optimización y reducción de dosis en todas las modalidades, un 35% en TC.

Intercomparación entre equipos y hospitales.

Inclusión de la información de dosis en el informe radiológico: DLP (mGy.cm) para TC y DGM (mGy) en Mamografía.

DRL´s de ámbito regional y local para algunas exploraciones y modalidades.

Acciones formativas.

Difusión de resultados.

Discusión

La validación de la información registrada ha sido una de las principales dificultades. La definición de un conjunto de protocolos estándar y el mapeo a los utilizados localmente nos ha permitido afrontar el problema de homogeneización.

La coordinación, así como la supervisión y transferencia de resultados ha sido crucial. La inclusión de estas tareas en el concurso de licitación como servicios asociados a la empresa adjudicataria ha sido clave para alcanzar los objetivos.

Conclusiones

La implantación de un sistema de registro de dosis a nivel corporativo supone un reto importante tanto por la variedad y cantidad de equipos, como por el elevado número de personas implicadas. La coordinación y gestión de las tareas por un órgano creado ad hoc ha sido un modelo exitoso en nuestro caso.

Speaker: Dr Bonifacio Tobarra González (Jefe del Servicio de Radiofísica y Protección Radiológica del Hospital Clínico Universitario Virgen de la Arrixaca.)

Registro Dosis SMS Burgos v5.pps

09:45 Dosis de radiación típicas en pacientes locales tratados con Quimioembolización transarterial

Introducción

Los procedimientos de intervencionismo en radiología (ej. embolización hepática, angiografía, entre otros) sin las correctas medidas de protección radiológica, pueden ser un problema de seguridad radiológica para el paciente y el personal médico. Dentro de los procedimientos de intervención, el TACE (Quimioembolización Arterial Transcatéter; Pacientes con Carcinoma Hepatocelular) implica una dosis de radiación considerablemente alta a los pacientes. El establecimiento de niveles de referencia de dosis (DRLs) en radiología, facilita la optimización de las exposiciones en radiación médica. En México, actualmente, los DRLs nacionales establecidos por ley están desactualizados y no representan la dinámica nacional de la dosis de radiación médica. Siendo necesario el desarrollo de la investigación para analizar las dosis típicas actuales en los procedimientos de intervención mexicanos; lo cual es un paso clave para estimar el riesgo de cáncer asociado a la población con la exposición médica.

Materiales y Métodos

Se reportan los valores de exposición a la radiación de 51 pacientes (adultos, ancianos; 18< edad <60, edad>60) que se sometieron a un procedimiento TACE en un hospital mexicano (durante 35 meses). Los datos recopilados incluyen: producto de Kerma-área (PKA), Kerma en aire en el punto de referencia (Ka,r), tiempo de fluoroscopia entre otros. Se realizó un análisis estadístico descriptivo según sexo, edad y peso. Se obtuvo como nivel de referencia de dosis local (LDRL) al percentil 75 del PKA y se comparó dentro de un marco internacional con DRLs reportados. Se realizaron las pruebas estadísticas de χ2 y la prueba de comparación de medias (prueba t). Se evaluó la correlación entre las variables a través de la correlación de Pearson. La significancia estadística se determinó por un valor de p <0.05. El comité de ética local aprobó el uso y análisis de los datos.

Resultados

El estudio reveló que no hay una diferencia estadísticamente significativa entre los valores de PKA en adultos y ancianos (Figura 1). Factores como: sexo, peso, promedio total de imágenes adquiridas, tampoco tuvieron un efecto estadísticamente significativo sobre la dosis de radiación. El PKA promedio, el percentil 75 de PKA y el tiempo de fluoroscopia fueron 540.1 Gycm2, 728.3 Gycm2 y 26. 50 minutos respectivamente. Hubo una fuerte correlación entre PKA-Ka,r, y una débil correlación entre PKA, Ka,r y el tiempo de fluoroscopia. El LDLR obtenido se encuentra por arriaba de los DLR internacionales (Tabla 1).

Conclusiones.

El presente estudio sentó las bases para el establecimiento de un LDRL para TACE y abrió las puertas a las estrategias de optimización; entre otras: la reducción de las imágenes por serie, dosis por pulso y medidas de protección radiológica; los datos obtenidos deberán considerar el número de arterias embolizadas para mejorar los criterios para establecer el desarrollo de DRL nacionales.

Speaker: Mr Juan García Aguilar (Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares)

Juan Garcia Aguilar.pptx

09:54 Diseño de la protección radiológica operacional en un centro de protonterapia

El objetivo de este trabajo es diseñar la protección radiológica operacional en un centro de protonterapia.

Métodos

La instalación consta de un equipo de protonterapia modelo “Expandible One Gantry System” (Hitachi), con capacidad de acelerar protones a energías de 70 a 230 MeV. Los componentes principales del equipo son, siguiendo el recorrido del haz: acelerador lineal inyector, línea de transporte de baja energía, sincrotrón, línea de transporte de alta energía y gantry.

Las dependencias principales de la instalación son:
- sala del acelerador (AR, planta -2),
- sala de control del acelerador (CA, planta -2),
- pasillo del sistema de transporte del haz (HEBT, planta -2),
- 2 salas de gantry (GR, plantas -3, -2 y -1),
- 2 salas de tratamiento (TR, planta -2),
- 2 salas de control del tratamiento (CR, planta -2),
- sala técnica del equipo (planta -1),
- depósito de residuos líquidos (subterráneo en zona ajardinada),
- almacén de residuos sólidos

Aunque la instalación está pensada para alojar 2 gantries, de momento, se ha instalado un único un gantry compacto de 360º de recorrido.

La instalación se ha diseñado optimizando la protección radiológica del trabajador y del público.

Resultados

Los blindajes de diseñaron considerando los factores de ocupación con una dosis efectiva <1 mSv/año; alcanzándose espesores de 2 m de hormigón (2.33 g/cm3).

Se realiza la vigilancia radiológica ambiental en (1) el depósito de residuos líquidos, diseñado para recoger la posible fuga del agua activada de los sistemas de refrigeración del equipo o de las salas, (2) la chimenea de salida del sistema de ventilación de la instalación; aunque se ha estimado que la producción de Ar-41 no supone un riesgo significativo.

Los dispositivos de seguridad incluyen:
- pulsadores de bloqueo de área (AR, GR, TR, CA),
- pulsadores de búsqueda de área (AR, GR, TR), que al completar el proceso de búsqueda permiten establecer una “área lista para haz”,
- control del estado de las puertas,
- sistema de visualización del estado del área, que indica si hay presencia de haz en las salas de acelerador y de tratamiento, o uso de rayos X
- sistema de llaves personales para entrar en AC y GR que impiden la generación del haz en la sala.

Para la vigilancia radiológica operacional, se dispone de:
- detectores fijos para evaluar, de modo continuo y con registro, la tasa de dosis ambiental, por radiación neutrónica y gamma (AR, GR, TR, CR),
- detectores portátiles (radiación neutrónica y gamma),
- detector de contaminación, para comprobar contaminación tras el
manejo de piezas activadas,
- espectrómetro gamma,
- dosímetros personales de lectura directa.

Además de la dosimetría personal con dosímetros TLD se realizará dosimetría operacional de neutrones, y dosimetría en extremidades con anillo.

Conclusiones

Se ha diseñado la instalación radiactiva de protonterapia para cumplir con los límites de dosis y asegurar la protección radiológica operacional y del público. Está previsto iniciar la vigilancia radiológica en junio y tratar pacientes en el primer trimestre de 2020

Speaker: Josep María Martí i Climent (Clínica Universidad de Navarra)

_PR protonterapia JM Marti.pptx

10:03 Personalización de las restricción y recomendaciones al alta radiológica de pacientes tratados con Lu-177-DOTATATE

1. Introducción

Una de las aplicaciones médicas que da lugar a la exposición de miembros del público a las radiaciones ionizantes son los tratamientos de terapia metabólica, entre ellos los tratamientos con Lu-177-DOTATATE.

El objetivo del presente trabajo es recomendar un valor de la vida media efectiva para este tipo de tratamientos, de modo que se puedan establecer criterios para el alta personalizada de los pacientes en función de su situación familiar y laboral.

2. Métodos

Se analizan las medidas realizadas durante 39 tratamientos relativos a 18 pacientes. Se midió la tasa de dosis a 1 metro de distancia del paciente a nivel abdominal tras la administración del tratamiento, así como transcurridas 1h, 2h, 4h, 8h, 24h, 48h y 96h aproximadamente (figura 1). Se empleó un detector de irradiación calibrado en H*(10). A diferencia de los tratamientos con I-131, no se produce eliminación por sudoración o saliva, por lo que no se ha valorado la exposición por ingestión.

El cálculo de la vida media efectiva se realizó promediando la vida media efectiva de cada uno de los tratamientos, determinada a partir del ajuste exponencial de las tres últimas medidas, correspondientes a las 24h, 48h y 96h.

El cálculo del periodo de restricciones se realizó empleando el formalismo descrito en el documento “Criterios de alta de pacientes y medidas para la protección radiológica del público después de tratamientos metabólicos con I-131” del Foro sobre Protección Radiológica en el medio sanitario. Las condiciones de convivencia del paciente con familiares y otras personas durante los periodos con y sin restricciones, así como los límites de dosis a los distintos colectivos, se han obtenido del mismo documento.

3. Resultados

Se determinó la vida media efectiva $\tau$ (= 1/$\lambda$) a partir de las medidas de todos los pacientes (figura 1), resultando en un valor de $\tau$ = 4.5 días. La vida media correspondiente al percentil 95% tiene un valor $\tau$ (95%) = 7.3 días.

Empleando el periodo efectivo de cada paciente y el valor de $\tau$ (95%), se determinaron las restricciones al alta radiológica para todos los pacientes, tomando como tasa de dosis al alta la medida a las 24 horas tras la administración del tratamiento (figura 2).

4. Conclusión

Una vida media efectiva de $\tau$ (95%) = 7.3 días, junto con la medida de la tasa de dosis al alta radiológica a 1 metro de distancia, permite realizar cálculos realistas, conservadores y de manera particularizada que aseguren que los miembros del público del entorno del paciente no reciban una dosis superior a los límites establecidos legalmente.

Speaker: Josep María Martí i Climent (Clínica Universidad de Navarra)

_Restricciones tto Lu177 PB Aguilar.pptx

10:12 Estimación y control de las dosis de los pacientes de hemodinámica. Obtención de niveles de referencia locales en función del tipo de procedimiento

INTRODUCCIÓN
Los objetivos del trabajo son: obtener el nivel de referencia (NR) de indicadores dosimétricos (IIDD) para procedimientos de hemodinámica en función del grado de dificultad (GD),y de la vía de acceso; realizar el control de dosis a paciente; y aportar datos a un proyecto a nivel nacional llamado DOCCACI liderado desde el Servicio de Física y Protección Radiológica del hospital San Carlos de Madrid.

MATERIAL Y MÉTODO

En la Unidad de Hemodinámica se dispone de un equipo Philips Allura Xper FD10. Para el estudio se ha utilizado el software de registro de dosis DOLQA, unas macros en Excel-VBA desarrolladas por los autores, y el software PASWStatistics_18-Release18.0.0. Los datos aportados por los facultativos de la Unidad de Hemodinámica, cruzados con los registros de DOLQA corresponden a 315 procedimientos realizados de junio a agosto de 2018.
Se han estudiado las relaciones de las magnitudes de influencia, tipo de procedimiento (Angiografía Coronaria(AC),Angioplastia(ACTP),Angiografía+Angioplastia(AC+ACTP)), GD (baja,media,alta) y vía de acceso (femoral,radial_D,radial_I) con los IIDD para establecer NR. Los IIDD estudiados son: PDA, dosisacumulada, tiempodefluoroscopia, y dosismáximaenpiel.
Por otra parte, se ha realizado el control sistemático de la dosis máxima en piel sobre 1189 registros de DOLQA de estudios realizados entre enero y agosto de 2018.

RESULTADOS

En función de la vía de acceso (femoral(11),radial_D(295),radial_I(9)) no se han encontrado diferencias significativas. En función del tipo de intervención AC(137), ACTP(12), AC+ACTP(165), y AOTC(1) solo podemos definir la mediana de los IIDD como NR en AC y AC+ACTP(tabla1). Tras comparar con datos disponibles en la literatura(gráfica1), los resultados obtenidos en nuestra Unidad están dentro de valores aceptables.


Dentro de cada grupo, distinguimos GD. Para AC sólo para el tiempo de fluoroscopia podemos asegurar que las medianas en función del GD sean diferentes, mientras que en AC+ACTP podemos asegurar que los valores de las medianas de las magnitudes estudiadas, son diferentes en función del GD.

El control dosimétrico de 1189 procedimientos llevados a cabo en 2018 ha sido posible gracias al desarrollo de macros en Excel-VBA. Se han encontrado 9 pacientes con dosis en piel entre 2000 y 3000 mGy, y 5 pacientes entre 3000 y 4000 mGy. Ninguno supera los 5000 mGy. Estos pacientes han sido objeto de seguimiento por parte de los facultativos de Hemodinámica y ninguno de ellos ha mostrado efectos tisulares en piel.
Hasta noviembre de 2018, se han tomado datos de más de 2600 pacientes que serán aportados al proyecto DOCCACI.

CONCLUSIONES

El NR para AC y AC+ACTP obtenidos en esta Unidad se hallan dentro de valores aceptables.
El NR para el tiempo de fluoroscopia en intervenciones AC, y para todos los indicadores de dosis en AC+ACTP, en función del GD han sido establecidos.
El control dosimétrico de los pacientes a través de las dosis máximas en piel se ha llevado a cabo sobre 1189 registros de DOLQA.
Más de 2600 registros de IIDD han sido aportados al proyecto DOCCACI.

Speaker: Mr Francisco Javier Jiménez Albericio (HOSPITAL CLÍNICO UNIVERSITARIO "LOZANO BLESA")

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09:00 → 09:30 SImposio: Estrategia del OIEA para fortalecer la seguridad y protección radiológica en América Latina y el Caribe. Resultados, alianzas y perspectivas

Convener: Prof. Juan Carlos Mora Cañadas (CIEMAT)

09:00 Estrategia del OIEA para fortalecer la seguridad y protección radiológica en América Latina y el Caribe. Resultados, alianzas y perspectivas

En línea con su mandato para acelerar y aumentar la contribución de la energía nuclear al desarrollo socioeconómico, el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) asiste a sus Estados Miembros en el uso pacífico y seguro de aplicaciones y tecnologías nucleares. La División para América Latina y el Caribe del Departamento de Cooperación Técnica desarrolla programas de cooperación técnica con los Estados Miembros de la región en siete áreas de intervención, siendo las de mayor volumen salud humana y seguridad y protección radiológica.
Algunas de las prioridades estratégicas en el área de seguridad y protección radiológica formuladas en el marco del Acuerdo Regional ARCAL 2016 - 2021 son, entre otras: (i) la aplicación y puesta en práctica de los principios y requisitos de protección radiológica de acuerdo con lo establecido en las recomendaciones internacionales para el control de la exposición médica;(ii) la implementación de sistemas de calidad en los servicios técnicos; y (iii) la creación y actualización de capacidades para la calibración a niveles de protección radiológica, radioterapia y radiodiagnóstico en los laboratorios secundarios de calibración dosimétrica.
En este contexto, el OIEA promueve las recomendaciones del Llamado de Bonn a la Acción de 2012 y la creación de redes de colaboración siguiendo un enfoque holístico nacional-integral que busca la alianza entre los gobiernos nacionales, los órganos reguladores, los usuarios finales, los servicios técnicos y las asociaciones e instituciones profesionales, así como los organismos y entidades internacionales. El OIEA brinda su apoyo a los Estados Miembros a través de la creación de redes y de cooperación, la elaboración y diseminación de normas internacionales y la educación profesional estratégica que fomenta el liderazgo, la armonización y coordinación de actividades para la creación de un impacto mayor en los países.

Speaker: Mr Raul Ramirez (OIEA)

09:00 → 10:30 Simposio: Dosis a pacientes en Diagnóstico: Indicadores, Registro y Niveles de referencia

Convener: Dr Miguel Angel Peinado Montes (Hospital Universitario Central de Asturias)

09:00 Dosis a pacientes en Diagnóstico: Indicadores, Registro y Niveles de referencia. Una experiencia de usuario

En 2010 Osakidetza-Servicio Vasco de Salud inicia actuaciones internas de cara a sistematizar en sus instalaciones la recogida de datos dosimétricos de sus pacientes, la sensibilización de sus médicos prescriptores sobre la justificación de las exploraciones con uso de radiaciones ionizantes y la optimización del balance dosis-calidad de imagen en las mismas. En la presentación, el ponente, radiofísico de uno de los hospitales participantes en este proceso presenta la situación actual del mismo y lo analiza desde su punto de vista, mostrando los resultados positivos obtenidos y analizando las dificultades halladas y los errores cometidos a su juicio a lo largo de todo el proceso.

Speaker: Francisc Rosales (Hospital Basurto)

Seminario NRD.ppsx

09:20 Experiencia de trabajo en Registro de dosis. Uso de OpenREM.

Desde el año 2010 se vienen realizando tareas asociadas a la preparación, registro y análisis de los indicadores dosimétricos asociados a las exploraciones de diagnóstico por la imagen en el ámbito inicial del Hospital Virgen de las Nieves de Granada y posteriormente de toda la provincia. En la presentación se detallarán las herramientas utilizadas, la historia de este proceso, sus principales hitos y las dificultades y problemas encontrados tanto a nivel técnico como organizativo. Además se mostrarán las posibilidades que brinda un sistema de registro de indicadores dosimétricos open source y gratuito como es OpenREM así como sus limitaciones.

Speaker: Julio Almansa López (Hospital Virgen de las Nieves)

Presentacion_JALmansa.pdf

09:40 Dosis a pacientes en Diagnóstico: Indicadores, Registro y Niveles de referencia.

Speaker: Manuel José Buades Forner

Simposio Dosis a pacientes en Diagnóstico_MJB.ppsx

10:00 Dosis a pacientes en Diagnóstico: Indicadores, Registro y Niveles de referencia

La implementación, utilización y los resultados obtenidos con un Sistema de registro de Indicadores dosimétricos en instalaciones multicéntricas, pude estar a menudo condicionada por dificultades tales como: la inconsistencia en la identificación de pacientes y equipos, la disponibilidad de los estudios, la unificación en la descripción de los estudios-protocolos realizados, la comparación de los parámetros evaluados de cada centro, etc... Este escenario, es particularmente visible cuando la actividad se realiza de forma simultánea en Centros de la red Pública y de la red Privada. Se presenta una experiencia realizada en la Comunidad de Madrid, en la que en base al sistema actualmente en despliegue en la Comunidad, se ha rediseñado y ampliado su funcionalidad para incorporar indicadores que permitan realizar el control de calidad del Programa de Detección Precoz de Cáncer de Mama de la Comunidad.

Speaker: Jose Ignacio Ten Moron (Hospital Clinico San Carlos)

4. Ten.pptx

10:20 Grupo de trabajo de Registro y gestión de dosis en procedimientos radiológicos

Se presenta las tareas encomendados y el estado actual de desarrollo del trabajo.

Speaker: Miguel Angel Peinado Montes (Hospital Universitario Central de Asturias)

5. MA PEINADO.pptx

09:00 → 10:30 Simposio: Planificación automática

Convener: Daniel Zucca Aparicio (Hospital Universitario HM Sanchinarro)

09:00 AutoPlan (Pinnacle)

Auto-Planning, es un módulo de Pinnacle (Philips) que permite automatizar el proceso de planificación haciendo todas las tareas que típicamente realizaría una persona durante una planificación inversa. Así, la colocación de campos, generación de volúmenes auxiliares y la inclusión y modificación de límites de dosis durante distintas rondas de optimización se realizan sin necesidad de intervención humana.
Se presentará también la herramienta PlanIQ, que estima de los histogramas dosis-volumen alcanzables a partir de la geometría del PTV y de los órganos de riesgo y que se integra con el módulo de Auto-Planning.

Speaker: Juan David García Fuentes (Hospital Ramón y Cajal)

Simposio_AutoPlanning.pdf Simposio_AutoPlanning.ppsx Simposio_AutoPlanning.pptx

09:45 Experiencia del Complexo Hospitalario de Ourense en el uso de RapidPlan

RapidPlan es la solución comercial de Varian Medical Systems de planificación basada en el conocimiento (“Knowledge-based planning”) para tratamientos de radioterapia externa con planificación inversa, cuyo uso tiene el potencial de reducir la variabilidad entre planificaciones y optimizar el flujo de trabajo. La herramienta se integra dentro del flujo de optimización y, mediante un modelo predictivo construido a partir de una base de datos de tratamientos previos, proporciona una estimación del DVH y una generación automatizada de objetivos. Se pretende abordar en esta sesión, el proceso de creación y depuración de modelos propios, así como la validación de las estimaciones obtenidas con los mismos para su uso en la práctica clínica seguido en el CHUO.

Speaker: Mr Néstor Cons Pérez (Complexo Hospitalario Universitario de Ourense)

Experiencia del CHUO en RapidPlan.pptx

09:30 → 10:30 Mesa Redonda: Desmantelamiento de instalaciones nucleares y radiactivas

Desmantelamiento de instalaciones nucleares y radiactivas

Convener: Dr Fernando Legarda Ibáñez (UPV/EHU)

09:30 Mesa Redonda: Desmantelamiento de instalaciones nucleares y radiactivas

En España se cuenta con experiencia en desmantelamiento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas, principalmente por las actividades que se han realizado o se están realizando en CN Vandellós 1, CN José Cabrera y el Ciemat.
En el proceso de desmantelamiento se llevan a cabo las actividades de descontaminación, desmontaje de equipos, demolición de estructuras y retirada de materiales, para permitir, en último término, la liberación del emplazamiento.
En esta mesa redonda, se pretende, por un lado, presentar lecciones aprendidas en el desmantelamiento desde el punto de vista radiológico, los aspectos relevantes del proceso de desmantelamiento relacionados con la gestión de los materiales radiactivos, la situación actual del desmantelamiento de José Cabrera y los criterios radiológicos para la liberación del emplazamiento y finalmente las líneas generales del desmantelamiento de CN Santa María de Garoña.
Por otro lado, se pretende presentar la experiencia obtenida en el proyecto PIMIC (Plan de Mejora de las infraestructuras del CIEMAT) que se inició en el año 2000 con el objetivo impulsar los desmantelamientos de antiguas instalaciones radiactivas y nucleares y recuperar espacios para transformar el Centro en otro más moderno para cumplir sus nuevos objetivos.
Con este objetivo se efectuará una breve descripción de la evolución proyecto y las distintas fases de ejecución (desmantelamiento del antiguo reactor, de las celdas metalúrgicas y de otras instalaciones asociadas a la primera parte del ciclo (fabricación de concentrados de U). Se incluirá además las actividades de restauración de terrenos.

Speakers: Dr Alicia Álvarez García (CIEMAT), Mrs Ester García Tapias (ENRESA), Fernando Legarda Ibañez (Universidad del Pais Vasco / Euskal Herriko Unibertsitatea), Mr Manuel Ondaro del Pino (ENRESA), Mr Oscar González Corral (ENRESA), cristina correa sáinz (Enresa)

10:30 → 10:35 PRESENTACIONES PÓSTERES P-3. PAUSA-CAFÉ EN EL HALL P0. DE 10.30H A 11.30H

10:35 → 11:30 Sesión Técnica PHILIPS: Detector espectral para TAC y otros avances en imagen

Convener: Rodolfo del Moral (Responsable de producto TC y Radioterapia, Philips)

10:35 → 11:30 Sesión Técnica SIEMENS: Otra visión de la gestión de dosis.

Convener: Jose juan Moratilla (Responsable Digilitazación Siemens Healthineers España.)

10:35 → 11:30 Sesión Técnica VARIAN: Novedades de Varian y su visión respecto a la radioterapia adaptativa

Conveners: Jaime G. de Calderón (Director General), Luis Carvalho (Manager, Product Marketing EMEIA)

11:30 → 12:30 Orales: Detección y medida de las radiaciones: metrología y dosimetría

Conveners: Juan Diego Palma Copete (Centro Nacional de Dosimetría), Margarita Herranz (UPV)

11:30 Simulación Monte Carlo del haz de 137-Cs de referencia en el Laboratorio de Metrología de Radiaciones Ionizantes del CIEMAT

Introducción

La implementación en el LMRI del patrón de referencia primario para la magnitud kerma en aire requiere determinar una serie de parámetros físicos y factores de corrección específicos al haz de radiación. Para la energía del 137-Cs se utilizará el haz del irradiador NI-645, con tasas de kerma en aire del orden de las unidades de Gy/h. Se muestran los resultados de la caracterización de este haz mediante la simulación estadística, complementada con análisis de sensibilidad y verificaciones experimentales.

Materiales y métodos

Se aplicó el método Monte Carlo, mediante el código MCNPX (2.6.0), con la librería de fotones MCPLIB04 y la librería de electrones EL03. La modelación de los diferentes componentes del irradiador (Figura 1) se realizó a partir de sus planos de diseño y de los certificados de la fuente. Se registró la fluencia de fotones correspondiente a cada canal de 5 keV, entre 50 y 665 keV. El número de fotones a simular se seleccionó de forma tal que la incertidumbre típica en el canal correspondiente a 661,66 keV resultara inferior al 0,2 % y del orden del 2 % en el resto de los canales.

Figura 1: Modelo del irradiador. Plano z = 0 (superior) imagen tridimensional (inferior)

Resultados

Se obtuvieron las distribuciones en energía de la fluencia de fotones a diferentes distancias de la fuente, así como la contribución de los diferentes componentes del irradiador al espectro (Figura 2). La componente de radiación dispersa en el espectro de kerma en aire representa el 24 %, de esto el 16 % proviene de la propia fuente. Los dispersos producidos fuera del irradiador contribuyen en menos del 1 %. El análisis de sensibilidad para la densidad del CsCl, con una variación del 10 %, arrojó una variación del 3 % en la tasa de kerma, con una variación inferior al 1 % en la contribución de dispersos. El diámetro del haz útil a 1 m resultó igual a 14 cm.

Figura 2: Contribución de las diferentes partes del irradiador

Discusión

La mayor parte de los fotones dispersos proviene de la fuente. Los dos picos alrededor de 75 keV y 87 keV, corresponden a las emisiones k-alfa y k-beta del Pb, respectivamente, que se originan en la pared interior del colimador. El pico en torno a 648 keV corresponde a fotones dispersados en el borde interior del colimador. Los perfiles simétricos del haz confirman que el sistema de obturación no altera su homogeneidad. El diámetro del haz útil coincide con los resultados experimentales. Los valores calculados y experimentales de tasa de kerma en aire a diferentes distancias coinciden en el marco de las incertidumbres correspondientes.

Conclusiones

La caracterización del haz es adecuada para los cálculos que se requieren en la implementación el patrón de referencia primario de kerma en aire, en la energía del 137-Cs. Los análisis de sensibilidad permiten evaluar las componentes de incertidumbre asociadas a los parámetros del irradiador.

Speaker: Dr Néstor Armando Cornejo Díaz (Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas)

Presentación oral (Ref. 60).ppsx

11:39 Microdosimetría con dispositivos de silicio

Introducción:
Hasta la actualidad los patrones de medida de magnitudes estocásticas microdosimétricas (i.e. energía específica, energía lineal, energía impartida) eran las cámaras proporcionales equivalentes a tejido (TEPC) que explotan el bajo espesor másico de los volúmenes gaseosos empleados. En los últimos años se están produciendo avances en la tecnología de silicio y diamante que pueden servir para definir nuevos patrones en estas magnitudes.

Material y métodos:
Desde hace más de 6 años el Centro Nacional de Microelectrónica, en colaboración con diferentes centros de investigación ha desarrollado la tecnología de fabricación de microsensores de silicio [1,2]. Los sensores permiten la definición de volúmenes activos cilíndricos con diámetros desde los 9 μm hasta los 25 μm y espesores desde los 5 μm hasta los 20 μm (Figura 1). La tecnología de microcelda columnar ha sido diseñada y probada con haces de protones e iones de carbono en diferentes instalaciones de investigación y clínicas (CNA, ICPO, CNAO, GANIL) [3]. Mediante la lectura individual de las celdas del sensor se puede establecer la distribución de energía impartida εS por evento y determinar a partir de la misma las distribuciones de enería lineal y, o bien los valores de energía lineal promediada en fluencia y_F o en dosis y_D (o bien sus análogos macroscópicos de transferencia lineal de energía L, L_F, L_D). Estos resultados permiten caracterizar la calidad de haz, los valores efectivos de LET y su eficiencia radiobiológica [4].

Para la medida de estas magnitudes en los haces de hadronterapia se utilizó una cuña motorizada de espesor variable de PMMA perpendicular al haz e interpuesta entre el gantry y el microsensor. En el caso de CNAO se utilizó un haz de 12C de 115.2 AMeV de energía cinética.

Resultados:
Mediante la tecnología de estos microdosímetros ha sido posible medir en un haz clínico de hadronterapia con iones de carbono (CNAO) y a tasa de fluencia nominal las distribuciones microdosimétricas del haz y determinar la curva de LET en profundidad. En la Figura 2 podemos apreciar la distribución de energía lineal para distintas profundidades de PMMA así como la curva de energía lineal promediada en dosis. Las curvas han sido comparadas con las predicciones del código Monte Carlo FLUKA con un elevado grado de acuerdo (mejor que un 2%).

Conclusiones:
Los nuevos microdosímetros de estado sólido constituyen una opción real para la medida de las distribuciones de LET y la determinación de la calidad de los haces de radiación en nivel de terapia. Existen sin embargo algunas dificultades que resolver como su resistencia a la radiación, eficiencia de colección de carga, la equivalencia a tejido y la sensibilidad limitada para la medida de valores de energía lineal inferiores a 0.5 keV/μm.

Referencias:
1 C. Fleta et al. “3D cylindrical silicon microdosimeters: fabrication, simulation and charge collection study”
(2015) JINST, 10, P10001
2 C. Guardiola et al. “Silicon-based three-dimensional microstructures for radiation dosimetry in hadrontherapy” (2015) Applied Physics Letters 107, 023505
[3] F. Gómez et al. “Measurement of carbon ion microdosimetric distributions with ultrathin 3D silicon diodes”
(2016) Phys. Med. Biol. 61, 4036–4047
[4] A. M. Kellerer, “Fundamentals of Microdosimetry”, “The Dosimetry of Ionizing Radiation” Vol. I (1985) Academic Press

Speaker: Dr Faustino Gómez Rodríguez (Universidad de santiago)

microdosimetria_dispositivos_silicio.pdf microdosimetria_dispositivos_silicio.pptx

11:48 Espectrometría de neutrones en el Laboratorio de Luz Sincrotrón ALBA

Introducción

La radiación sincrotrón se produce en ALBA a partir de electrones de 3 GeV de energía que se encuentran en un anillo de almacenamiento de aproximadamente 270 m de circunferencia. Los electrones se aceleran inicialmente hasta 110 MeV mediante un LINAC, luego se transfieren un anillo de aceleración (“booster”) donde alcanzan los 3 GeV, y finalmente se transfieren al anillo de almacenamiento, donde originan la radiación de sincrotrón utilizada en las estaciones experimentales. Las líneas de transferencia entre el LINAC y el anillo de aceleración y entre este anillo y el de almacenamiento son los lugares más probables donde los electrones pueden interaccionar con los elementos del haz y originar neutrones. Aunque las secciones eficaces para la producción de neutrones a partir de electrones son pequeñas, como la intensidad del haz de electrones es elevada, se puede originar una cantidad considerable de neutrones a partir de estas interacciones. En el presente trabajo se obtienen los espectros de neutrones y las magnitudes dosimétricas en un punto en el interior del túnel blindado y en otro punto en la sala experimental, en una situación en que los electrones del haz interaccionan con material pesado, simulando una pérdida accidental del haz en operación.

Material y métodos

Se ha realizado una campaña experimental para medir el espectro de los neutrones que resulta de la interacción de los electrones de haz con el “scraper” horizontal en la línea de transferencia BTS (del anillo de aceleración al de almacenamiento, “booster to storage”) en una operación dedicada. Las mediciones han efectuado con el espectrómetro de esferas Bonner (BSS) de rango extendido de la UAB, basado en un contador proporcional de $^3$He, capaz de detectar neutrones desde la región de energía térmica hasta 1 GeV. Las mediciones se realizaron en un punto a 149 cm del “scraper”, dentro del túnel de blindaje, y en un punto cercano a esta posición pero fuera del túnel, en la sala experimental. Además, se simuló la producción de neutrones utilizando el código FLUKA. Los espectros se obtienen al deconvolucionar las mediciones del BSS con el código FRUIT en modo numérico, utilizando el espectro simulado como estimación inicial.

Resultados

Se presentarán los espectros obtenidos en ambos puntos de medición, así como las magnitudes dosimétricas globales (fluencia de neutrones y dosis ambientales equivalentes, fracciones de fluencia en diferentes rangos de energía y energía promediada en fluencia y en dosis). Los resultados en el punto dentro del túnel son representativos del término "fuente" de neutrones en la situación improbable de una pérdida de haz durante la operación, mientras que los resultados en el punto en la sala experimental son útiles para propósitos de protección radiológica.

Conclusiones

Los resultados de esta campaña permiten ampliar el rango operativo de nuestro espectrómetro de esferas Bonner hasta los 3 GeV.

Speaker: Carles Domingo (Departament de Física, Universitat Autònoma de Barcelona)

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11:57 CARACTERIZACIÓN DEL NUEVO PATRÓN NEUTRÓNICO BASADO EN FUENTE DE 252Cf MODERADA POR AGUA PESADA EN EL LABORATORIO DE PATRONES NEUTRÓNICOS DEL CIEMAT

INTRODUCCIÓN
El Laboratorio de Patrones Neutrónicos del CIEMAT (LPN) constituye el laboratorio de referencia nacional en metrología neutrónica. Se basa en la norma ISO 8529-1, que recomienda el uso de tres fuentes neutrónicas como patrones secundarios para la calibración de equipos de medida neutrónica: 252Cf, 241Am-Be y 252Cf – D2O, moderado por agua pesada. El LPN recientemente ha incorporado esta última y en este trabajo se detallarán las tareas de caracterización de este nuevo patrón neutrónico.

MATERIALES Y MÉTODOS
Se ha diseñado y construido una esfera acero inoxidable de 30 cm de diámetro interior que se rellena con agua pesada (D2O). La esfera cuenta con un tapón-adaptador de tal manera que la fuente de 252Cf queda alojada en su posición central (Fig. 1). Este diseño difiere necesariamente del recomendado en la norma para adaptarlo al sistema de manipulación remota de las fuentes neutrónicas del LPN. Además, no ha sido posible por el momento incorporar la lámina de 1 mm de Cd también recomendada.
Para poder aplicar el método de los conos de sombra (ISO 8529-2) en la calibración, se ha desarrollado un cilindro de sombra de 30 cm de diámetro y 50 cm de longitud formado por acero inoxidable y polietileno.
Se han realizado simulaciones detalladas del patrón, Fig. 1, empleando MCNPX 2.7 con las librerías ENDF/B-VII y los coeficientes de conversión de fluencia a dosis de la norma ICRP-74.

RESULTADOS
La fuente de calibración 252Cf del LPN, se ha simulado en el interior de la esfera de agua pesada, junto con todos los elementos que permiten su manipulación, Fig. 1. Se ha realizado un estudio de sensibilidad para determinar la influencia de estos elementos, así como el efecto de la composición de agua pesada y la elección de la librerías de secciones eficaces. El espectro resultante con y sin lámina de Cd se ha comparado con el modelo propuesto por la norma ISO 8529-1, Fig.2. Se observan ligeras discrepancias en el rango 10 keV – 2 MeV por la actualización de las librerías de secciones eficaces. También se han determinado las magnitudes de interés para el modelo, comparándolas con las recomendadas por la norma y se observan ligeras variaciones en el valor del coeficiente de conversión de fluencia a H*(10) como consecuencia de las secciones eficaces elegidas y las diferencias de diseño con el modelo original. También se ha realizado un estudio de anisotropía del nuevo patrón para completar el desarrollo del correspondiente procedimiento e incorporarlo a la oferta de servicios de calibración del LPN.

CONCLUSIONES
El LPN ha desarrollado el patrón neutrónico de Cf-D2O con lo cual se dispone de un nuevo campo neutrónico moderado, similar a los existentes en el entorno de CCNN, tal y como recomienda la ISO8529-1. Su diseño está adaptado al sistema de manipulación remota de fuentes de la instalación por lo que difiere ligeramente del propuesto por la norma. Se ha comprobado que el efecto de estos elementos que permiten la manipulación de la fuente y su inserción en la posición central de la esfera o el espesor de pared de acero inoxidable tienen una influencia no despreciable, especialmente en el valor de H*(10) obtenido, sin embargo el parámetro más determinante en la forma del espectro neutrónico resultante es la composición del agua pesada, alterándose las contribuciones epitérmica y térmica en función del porcentaje mayor o menor de agua pesada en el interior de la esfera.

Speaker: Dr Roberto Méndez Villafañe (CIEMAT)

presentation LPN-Cf-D2O-3.pptx

12:06 ESTUDIO DE LA CONTAMINACIÓN DE MUESTRAS DE C-14 EN SU DETERMINACIÓN POR CENTELLEO LÍQUIDO

Introducción
C-14 es un emisor beta puro con una energía máxima de 156 keV y energía media 49,5 keV que se produce naturalmente en la atmósfera y se produce artificialmente en los reactores nucleares. La determinación de C-14 en muestras ambientales se puede llevar a cabo a partir de la combustión y oxidación de la muestra, la posterior recuperación del dióxido de carbono obtenido y la mezcla con un líquido centelleador para su medida mediante espectrometría de centelleo líquido. Para realizar esta combustión, en este trabajo se ha empleado el equipo Sample Oxidizer de PerkinElmer. En él, las muestras se combustionan en una atmósfera enriquecida con oxígeno para formar dióxido de carbono. El dióxido de carbono se absorbe en un material especial CarboSorb y se incorpora a un vial junto con líquido de centelleo PermaFluor de PerkinElmer. El problema surge si la muestra incorpora otros radionucleidos volátiles dentro del rango de temperaturas que alcanza la cámara de combustión. Existe la posibilidad de que se volatilicen junto con el carbono, quedando presentes en el vial, que posteriormente se analizará en el contador de centelleo líquido, dando lugar a superposiciones en el espectro de energías beta del C-14 teniendo en cuenta la baja resolución de este tipo de espectrometría. En este trabajo, de entre los posibles interferentes nos vamos a centrar en el estudio de un isótopo común como es el Cs-137.

Materiales y método

En la cámara de combustión del Oxidizer, ésta se precalienta a unos 125ºC y la temperatura de la llama puede exceder los 1100ºC. Teniendo en cuenta este rango de temperaturas se han estudiado los posibles elementos volátiles que pudieran ser atrapados en el CarboSorb junto al carbono. Entre ellos se encuentran el Cl, I, Cs, Na, Zn y Te. Las posibilidades de interferencia en la medida por parte de I-129 y Cl-36 ya han sido estudiadas en la literatura. En este caso se estudia la posible interferencia del Cs-137, emisor beta con una energía máxima de 1175 keV y energía media de 188 keV. Se realiza un estudio partiendo de diferentes muestras que contienen a ambos C-14 y Cs-137 y de muestras sintéticas preparadas con disoluciones patrón de C-14 y de Cs-137, sometiéndolas a la acción del Oxidizer. La medida de los espectros beta se lleva a cabo en un espectrómetro de centelleo líquido 1220 QUANTULUS, de Perkin Elmer, de alta sensibilidad y muy bajo fondo.

Resultados y conclusiones

Un resumen de los resultados obtenidos muestra que, efectivamente, el Cs se volatiliza parcialmente en diferentes porcentajes según el tipo de muestra y que después se ser retenido por el CarboSorb y pasar al vial de centelleo, produce una señal en el espectro beta que puede ser difícilmente deconvolucionable de la señal que proviene del C-14, en función del cociente de actividades de ambos radionucleidos en la muestra. Ello hace que se estudie asimismo las posibles interferencias espectrales de Cs-134, también emisor beta y de una energía media de 157 keV, menor que la del Cs-137.

Speaker: Raquel Idoeta Hernandorena (Universidad del País Vasco UPV/EHU)

Presentación-ORAL-SEPR-2019-Burgos.pptx

12:15 DOSETRACE PROYECT: Development of an Hp(3) secondary standard

Introducción
DOSEtraceis a research project within EMPIR / EURAMET network in which Radiation Protection Calibration Laboratories of 13 countries participate. The general objective is to harmonize and improve technical capacities of participating laboratories with the aim of improving SI traceability and help implementing EU COUNCIL DIRECTIVE 2013/59/EURATOM.
Concrete objectives are:
1. To develop traceable measurement capabilities for operational radiation protection quantities in the range 5 keV to 7000 keV and 0.05 μSv/h to 100 Sv/h.
2. To validate the developed measurement capabilities for operational radiation protection quantities with an accuracy of at least 5 % (k=2). This includes a Supplementary Comparison Exercise.
3. To develop and submit draft CMCs for the traceable calibration of dosimeters
4. To develop an individual strategy for the long term operation of the capacity developed
Objective 1 includes includes several training actions for the staff as well as the development of a secondary standard for the operational quantity Hp(3) for eye lens dosimetry with an energy dependence not greater than 5% in the aforementioned ranges and designed to be used on irradiation facilities, which is of central importance in the context of EU COUNCIL DIRECTIVE 2013/59/EURATOM. In this work, progress on this objective is described.
Material y Métodos
Hp(3) secondary standard will be based on an ionization chamber embedded or not in a phantom which is most suited to give a good response to the conventional quantity value of Hp(3). Construction design of the chamber will be supported by Monte Carlo simulations. So far, Monte Carlo simulations have been validated as a tool for this purpose by:
1. Determining the low energy limit for Monte Carlo codes by comparing dose to Ionization Chamber air simulated by EGS, PENELOPE, FLUKA and MCNPX.
2. Reproducing in simulations experimental calibration coefficients in terms of air kerma of a Bragg-peak chamber determined between N-10 and N-300 X-Ray qualities at PTB Primary Standard Laboratory.
Based on these results, Monte Carlo simulation is being used to characterize one or more of three ionization chamber designs under consideration.
Resultados
All dose to ionization chamber air results agree within uncertainties (of 1.5%) above 40 keV.
Experimental calibration coefficients of the Bragg-peak chamber are reproduced by Monte Carlo simulations within uncertainties.
Discusión
Based on simulation results, the following Hp(3) secondary standard designs are under consideration:
1. Spherical TK-30 Ionization chamber embedded in a head phantom
2. Bragg-peak chamber with added filters without phantom
3. Plate parallel chamber with thin entrance electrode of 0.010 mm and additional plastic of 3 mm thickness to adopt the response to Hp(3).
Conclusiones
A Hp(3) secondary standard will be constructed presenting low energy response as predicted by Monte Carlo simulation.

Speaker: Dr Diego Miguel González Castaño

11:30 → 12:30 Orales: Radiaciones No Ionizantes y Biofísica / Legislación y aspectos sociales

Conveners: Alejandro Ubeda (Hosp Ramon y Cajal), Dr M.A. López Ponte (Servicio Dosimetría Personal Interna. U.Dosimetría de Radiaciones. CIEMAT)

11:30 CARNÉ RADIOLOGICO EN RADIODIAGNÓSTICO Y MEDICINA NUCLEAR. UN ENFOQUE.

INTRODUCCIÓN:
En la directiva EURATOM 2013/59 articulo 58b, establece que “la información relativa a la exposición del paciente sea parte del informe del procedimiento médico-radiológico“.

Esto nos plantea varias opciones de cálculo, de contenido y de formato del documento, así como los tiempos de ejecución y aprovechamiento de los resultados.

MATERIAL Y MÉTODOS:
Se utilizan aplicaciones desarrolladas en el servicio de Física Médica y Protección Radiológica.
Para medicina nuclear un módulo de calculo desarrollado en C++ y basado en el ICRP 128.
Para radiología convencional otro modulo desarrollado en C# combinado con PCXMC que calcula por MONTECARLO y está avalado por el proyecto europeo DOSEDATAMED.
Para mamografía se ha desarrollado también un módulo en C++.
Los datos de dosis órgano y dosis efectiva se almacenan en tablas de MySQL para estadística y uso de datos.
Un módulo de exportación se encarga de generar informes DICOM con los datos del paciente y la dosis órgano, así como la dosis efectiva y una pequeña comparación orientativa con la radiación natural.
Los datos del informe, como la dosis órgano esta también contenida en la cabecera DICOM del informe
Este informe se asocia al estudio del paciente y queda almacenado en el PACS del Hospital.

RESULTADOS:
Del uso generalizado de la práctica resultan los siguientes datos:

1. Se generan informes dosimétricos uniformes para las distintas modalidades de radiología y medicina nuclear.
2. Los informes están en formato DICOM y contienen todos los datos relativos a la dosis órgano y dosis efectiva.
3. Ayuda a crear una conciencia de las dosis que conlleva cada prueba radiológica.
4. La incorporación de las dosis para cada órgano en la cabecera DICOM permitirá en un futuro poder implementar programas locales que permitan al usuario poder sumar dosis de distintos estudios para los órganos de interés.
5. El coste en recursos humanos que supone para el servicio de física médica y protección radiológica dicho trabajo una vez desarrollados los programas, es ahora mismo de 1 o 2 minutos por paciente, el resto de procesos de importación, generación de informes y exportación a PACS, suponen bloques semanales de mas o menos 1 o 2 horas.
   
   CONCLUSIONES:
   Al ser el especialista en Física Médica la única persona autorizada para el cálculo y la emisión de informe dosimétricos relacionados con la exposición de pacientes se ha de desarrollar una metodología orientada a resultados prácticos y elegantes en la medida de lo posible.
   La opción DICOM se nos antoja la mejor por su asociación única con el estudio realizado y por ser visible automáticamente para todo facultativo que acceda a las imágenes
   El propio paciente, al llevarse las imágenes junto el informe médico, dispone de un informe dosimétrico como requiere la normativa, accesible desde el mismo visor de imágenes que incorpora el CD.
   La comparativa con dosis de radiación natural crea a la vez una conciencia de tranquilidad para el paciente y de estimación entendible para radiólogos y médicos prescriptores.
   

Speaker: Francisco Julián Manzano Martínez (Vithas Sanidad Málaga Internacional)

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11:39 Respuestas del público sobre protección radiológica ante una emergencia nuclear: Resultados de una encuesta en España

Introducción: ¿Cómo reaccionarían las personas ante un accidente nuclear? ¿Seguirían las recomendaciones de las autoridades? ¿Reaccionarían de forma exagerada? Este trabajo estudia de forma empírica las actitudes e intenciones de comportamiento de la población cercana a una central nuclear ante una posible emergencia radiológica. Realizado en el marco del proyecto europeo CONFIDENCE, supone un trabajo pionero en España.

Método: A partir de la revisión de la literatura previa sobre reacciones públicas ante emergencias, se diseñó una encuesta para examinar las creencias de los individuos sobre diferentes acciones de auto-protección (confinamiento, evacuación, etc.), su intención de comportamiento, así como otras dimensiones relacionadas como la percepción del riesgo, la confianza o el conocimiento. El cuestionario se administró online a una muestra de 808 residentes en el perímetro de 100 km alrededor de una de las cinco centrales nucleares españolas en activo. También se realizaron entrevistas semiestructuradas, cara a cara, a 15 personas residentes alrededor de una de las centrales nucleares, para profundizar en el conocimiento de las distintas acciones de protección ante un posible accidente.

Resultados: Los resultados muestran que, si las autoridades lo recomendaran, un porcentaje importante de los ciudadanos llevaría a cabo acciones de protección como no beber agua del grifo, no consumir alimentos locales o abandonar la zona. Sin embargo, la intención de cumplimiento varía según las medidas, siendo especialmente baja cuando se trata de ‘dejar a los niños en la escuela’ o ‘evitar el uso del teléfono’.
La investigación de escenarios específicos tras un accidente nuclear muestra que es probable que la mitad de la población local reaccione de forma exagerada, por ejemplo, evacuando cuando se recomienda permanecer confinado. Las variables que se asocian significativamente a la conducta de sobre-reacción son el sexo del entrevistado, la percepción del riesgo, el nivel de conocimiento y la distancia percibida a la central nuclear.
El nivel percibido de información sobre acciones de protección es bajo, lo que demuestra la necesidad de evaluar la eficiencia de las actuales campañas de información.
Los encuestados tienen, de promedio, una percepción de riesgo moderada frente a las diferentes fuentes de radiación. Las que generan un mayor nivel de riesgo percibido y preocupación personal son el uso de tecnología nuclear por parte de terroristas, los residuos radiactivos y un posible accidente en una instalación nuclear. Asimismo, la mayoría de los encuestados cree que incluso los niveles bajos de radiación son peligrosos para la salud humana. Un porcentaje inferior de los encuestados también piensa que la exposición a la radiación siempre conlleva contaminación.

Discusión: Comprender las preocupaciones, motivaciones y creencias de las personas que subyacen a la toma de decisiones individual en una situación de emergencia es crucial para mejorar la gobernanza de los accidentes e incidentes nucleares.

Conclusiones: Cualquier plan integral de respuesta a emergencias que implique la evacuación o confinamiento de la población o cualquier otra medida de protección radiológica debe considerar las posibles reacciones de los residentes que viven dentro del radio más cercano a la central nuclear.

Speaker: Mrs Silvia Germán Prats (CIEMAT)

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11:48 EVOLUCIÓN Y PERSPECTIVAS DE LA NORMATIVA NACIONAL E INTERNACIONAL EN MATERIA DE CONTAMINACIÓN RADIACTIVA EN ALIMENTOS.

1.INTRODUCCIÓN
Tras el accidente de Chernóbil en 1986, en Europa surgió la preocupación por la posible ingestión de contaminantes radiactivos en la alimentación de la población, por lo que, inmediatamente después del accidente, se cerraron provisionalmente las fronteras para alimentos importados de la URSS y algunas otras zonas afectadas por la dispersión de la radiactividad, a la espera de tener establecidos unos niveles de intervención tal y como se requería en la directiva europea de protección radiológica del momento.
Desde entonces hasta nuestros días, distintos organismos nacionales e internacionales han trabajado en el desarrollo de la base científica y normativa necesaria para la determinación de niveles potencialmente aceptables, desde el punto de vista de la protección radiológica.
El objetivo de este trabajo, es analizar estas bases técnicas y normativas, tanto en el ámbito nacional como internacional, así como exponer las actuaciones a nivel internacional en la actualidad y sus perspectivas de futuro.

2.MÉTODOS
Para este estudio se ha realizado una revisión bibliográfica de la legislación nacional e internacional relacionada con esta materia, de las bases científicas y criterios establecidos por organismos como ICRP, FAO, IAEA, WHO, UNSCEAR y Unión Europea, y se ha participado en foros de expertos nacionales e internacionales sobre este tema.

3.RESULTADOS Y DISCUSIÓN
Con el objetivo de proteger a la población, distintos organismos nacionales e internacionales expertos en protección radiológica han elaborado criterios sobre niveles derivados de concentración de actividad para radionúclidos en alimentos tras una emergencia nuclear o radiológica, así como para su comercialización internacional.
Algunas de estas normas internacionales difieren entre sí, debido a una serie de factores y suposiciones de partida características de su tiempo, bases científicas y objetivos, que es importante conocer para una correcta interpretación de las mismas. Se ha realizado un análisis comparativo entre los niveles establecidos en el Reglamento (Euratom) 2016/52 por el que se establecen tolerancias máximas de contaminación radiactiva de alimentos y piensos tras un accidente nuclear o radiológico y en el CODEX Alimentarius elaborado por la FAO, IAEA y WHO.
Asimismo, se exponen los últimos esfuerzos de distintos grupos de trabajo tanto de la Unión Europea como del IAEA para tratar de armonizar y establecer niveles de referencia para alimentos en situaciones distintas de las de emergencia nuclear o radiológica, considerando tanto radionucleidos artificiales como naturales.
Finalmente se analiza la situación española en relación con la aplicación de la normativa vigente y las tendencias de futuro.

4.CONCLUSIONES
Tras la revisión del pasado, presente y futuro del control de la contaminación radiactiva en alimentos a nivel nacional e internacional, se concluye que los niveles de referencia establecidos por los distintos organismos de aplicación tras una emergencia nuclear o radiológica y/o para comercialización son coherentes entre sí, aunque es necesario conocer sus bases científicas para una correcta interpretación de los mismos.
Las perspectivas de futuro se dirigen al establecimiento de niveles de referencia para situaciones distintas de las de emergencia nuclear y radiológica, suponiendo un reto en el que el Consejo de Seguridad Nuclear ya está trabajando.

Speaker: Ms Sofía Luque Heredia (Consejo de Seguridad Nuclear)

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11:57 Aspectos sociales en la gestión y remediación de emplazamientos NORM: el caso de los fosfoyesos de Huelva.

Introducción: La gestión y remediación de emplazamientos NORM genera, con frecuencia, controversia y preocupación pública. La literatura señala que la población local y los agentes sociales pueden tener percepciones de riesgo diferentes sobre la contaminación radiológica. Además, los agentes sociales pueden diferir en sus preferencias respecto a las estrategias de remediación a adoptar en estos emplazamientos.

En el marco del proyecto TERRITORIES, con el objetivo de profundizar en la comprensión de los aspectos psicosociales implicados en la remediación ambiental de estos emplazamientos y mejorar la toma de decisiones futuras en casos de contaminación NORM, se llevó a cabo un estudio sobre las balsas de fosfoyesos de Huelva (España).

Material y método: En primer lugar, se llevó a cabo un análisis documental para definir las características principales del caso del estudio, la cronología de los hechos y las evidencias existentes de controversia social. Posteriormente, se recopiló y analizó una muestra de noticias publicadas en prensa escrita sobre el caso (98 noticias) y se realizaron entrevistas semiestructuradas a agentes sociales (15 entrevistas) y a población local (13 entrevistas).

Además, se organizó un workshop en Huelva con agentes sociales para discutir, de forma participativa, los criterios relevantes a considerar en la toma de decisiones en situaciones de contaminación NORM.

Resultados: El análisis de las noticias en prensa y de las entrevistas permitió identificar los elementos potencialmente generadores de controversia social, así como las necesidades y preocupaciones de los agentes sociales y de la población local.

El workshop participativo permitió involucrar a las partes interesadas en la reflexión sobre los principales criterios y subcriterios a considerar en la gestión de emplazamientos NORM, con especial atención a los de tipo social. También permitió identificar áreas de acuerdo, así como la base de los desacuerdos entre los participantes.

Discusión: Cualquier proceso de remediación se beneficiaría de una adecuada consideración de los aspectos psicosociales y comunicativos, así como de una estrategia de implicación de las partes interesadas más activa, incluso si ésta consiste únicamente en una mayor transmisión de información. Una explicación adecuada y transparente de la estrategia de remediación adoptada es crucial para obtener el apoyo y la confianza de la comunidad local.

Conclusiones: Para lograr la aceptación social del proyecto de remediación, es crucial fomentar el diálogo y la participación de todos los implicados y afectados.

Speaker: Silvia Germán Prats (CIEMAT)

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12:06 Implicación del receptor de crecimiento epidérmico EGFR en la acción proliferativa de un campo débil de 50 Hz en células de cáncer

Introducción: Aunque la normativa europea y española de PR ocupacional ante campos magnéticos (CM) de 50-60 Hz solo contempla potenciales daños por exposición aguda a altas densidades (B>1000µT), la evidencia epidemiológica y experimental sobre potenciales efectos cancerígenos de exposiciones crónicas a CM débiles (B≤100µT) es considerada por IARC (OMS) suficientemente robusta para incluir estos CM en su listado de “Posibles Cancerígenos”, Clase 2B. Nuestros estudios previos revelaron que la exposición intermitente a CM de 50 Hz y 10 - 100 μT incrementa la proliferación en células cancerosas humanas de hepatocarcinoma HepG2 y neuroblastoma NB69. Los datos mostraban que en NB69 el efecto está mediado por la activación conjunta de las vías de transducción de señales MAPK-ERK1/2 y -p38, siendo determinados receptores de membrana los probables blancos primarios de los CM. El presente estudio investiga la posible implicación del receptor EGFR en la acción de un CM débil sobre la activación de las vías MAPK y la citoproliferación en NB69.
Material y Métodos: Cultivos de NB69 fueron sometidos durante intervalos de 5 a 30 minutos a exposición real o simulada a un CM de 50 Hz y 100 µT rms, en incubadoras de CO2 dotadas de cámaras de blindaje que albergaban sendas parejas de bobinas de Helmholtz, analizándose la expresión de p-EGFR y MMP-9 al final de la exposición. También se analizó mediante recuento celular, immunofluorescencia y Western blotting, la proliferación celular y la activación de MAPK-ERK1/2, -p38 y -JNK, en presencia o ausencia de erlotinib, un inhibidor del EGFR.
Resultados: Los resultados revelaron que la expresión de MMP9 y p-EGFR incrementa significativamente tras 5-10 min de exposición, y que erlotinib bloquea la proliferación y la activación de ERK1/2, p38 y JNK, inducidas por el CM.
Discusión: La Fig. 1 ilustra como, combinados con datos de nuestros trabajos previos, estos resultados revelan que la respuesta citoproliferativa de neuroblastoma a la exposición intermitente al CM débil de 50 Hz estaría mediada por una activación precoz de MMP9, seguida de una activación del EGFR que, a su vez, activaría la MAPK p38 de forma transitoria y dependiente de radicales libres (RL), ya que es bloqueada por N-acetilcisteína (NAC). Poco después el EGFR activado también dispararía la activación transitoria de ERK1/2 mediante un proceso independiente de RL. La activación de ambas vías, p38 y ERK1/2, sería imprescindible para inducir la respuesta citoproliferativa, que es inhibida mediante el bloqueo experimental de cualquiera de las dos vías.

Conclusión: En su conjunto, los resultados revelan que la citoproliferación y la activación de las vías de transducción MAPK-ERK1/2 y -p38 están mediadas por una activación previa del receptor EGFR por el CM, y son indicativos de una potencial implicación de la metaloproteinasa-9 en el proceso. Estos datos son de interés para el establecimiento de estrategias eficaces de PR ante potenciales efectos cancerígenos de la exposición ocupacional crónica a campos magnéticos débiles.

Speaker: Dr María Ángeles Trillo Ruiz (Servicio de Investigación - BEM. Hospital Universitario Ramón y Cajal - IRYCIS)

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12:15 RESULTADOS DE LA FUSIÓN DEFORMABLE DE RESONANCIA MAGNÉTICA SOBRE ULTRASONIDOS EN BIOPSIA DE PRÓSTATA CON ACCESO TRANSPERINEAL

Introducción
La fusión deformable es una herramienta cada vez más utilizada en el campo de la radioterapia, pero no es el único campo de la radiofísica donde posee importantes aplicaciones. En la biopsia de próstata, cada vez se imponen más las técnicas de biopsia transperineal frente a la transrectal, así como la fusión deformable de la lesión sospechosa en la imagen de resonancia magnética sobre la imagen de ultrasonidos. Este estudio valora la técnica de biopsia transperineal guiada por fusión y su precisión en el diagnóstico de cáncer de próstata.

Material y métodos
47 pacientes sospechosos de cáncer de próstata se han sometido a esta técnica en nuestra institución entre noviembre de 2017 y noviembre de 2018. El procedimiento consistió en un estudio de resonancia magnética multiparamétrica de 3T (Philips Intera 3T), en el que se localizaron las zonas sospechosas de presentar cáncer de próstata y se valoraron mediante la escala PI-RADS, que las distingue entre los valores 1 y 5 según el riesgo. Posteriormente se realizó una biopsia transperineal con 20 o 30 muestras según el tamaño de la próstata, más las muestras dirigidas a las zonas sospechosas (1-5 muestras), mediante el software de fusión deformable BiopSee (MedCom GmbH, Alemania), tal y como se muestra en la figura 1.

Resultados
Se detectó cáncer de próstata en 26 de los 47 pacientes (55%). Según el PI-RADS, la detección fue: 1/1 (100%) PI-RADS 2, 1/4 (25%) PI-RADS 3, 20/36 (55.5%) PI-RADS 4, y 4/6 (66.6%) un PI-RADS 5. 10 de los 47 pacientes presentaban una biopsia transrectal negativa previa, 2 de ellos PI-RADS 3, 7 con PI-RADS 4 y 1 con PI-RADS 5. Tras la biopsia transperineal con fusión deformable se obtuvieron 5 positivos entre estos 10 pacientes, que correspondieron al caso con valor PI-RADS 5 y a los 4 con valor PI-RADS 4.
En 5 de los 26 pacientes con cáncer de próstata (19.2%), la lesión sólo se localizó en las muestras dirigidas por fusión y no se detectaron en la toma de muestras masivas. Asimismo, se mejoró la caracterización del cáncer de próstata en 3 de los 26 positivos (11.5%) al modificar la valoración del grado de Gleason frente a la biopsia masiva (3+4 vs 3+3). De esta forma, la fusión deformable mejoró el diagnóstico en 8 de los 47 pacientes (17%) frente a usar sólo la biopsia masiva transperineal. En la figura 2 se muestran las imágenes tomadas durante el procedimiento.

Conclusiones y discusión
La biopsia transperineal permite una caracterización más completa de la próstata que la transrectal (que toma desde el recto aproximadamente 10 cilindros localizados en la parte posterior). Además, la fusión deformable mejora los resultados en el diagnóstico del cáncer de próstata, siendo imprescindible para la inclusión del paciente en protocolos de vigilancia activa o terapia focal.

Speaker: Juan Carlos Sánchez Relucio (Fundación Instituto Valenciano de Oncología)

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11:30 → 12:30 Orales: Radiodiagnóstico: Dosimetría de pacientes, tratamiento de imagen y garantía de calidad

Conveners: Mercè Beltran (Hospital Vall d'Hebron), Santiago Miquelez (Complejo Hospitalario Navarra)

11:30 Niveles de Referencia Diagnósticos (DRLs) para procedimientos quirúrgicos traumatológicos en pediatría

Introducción
El uso de la fluoroscopia se ha convertido en algo indispensable en la práctica clínica de muchos servicios médicos en procedimientos quirúrgicos. Su uso en traumatología pediátrica está aumentando rápidamente, a medida que los procedimientos son cada vez menos invasivos.
La nueva Directiva Euratom 2013/59 clasifica las exposiciones a los pacientes pediátricos como prácticas especiales, y establece que se preste especial atención a la evaluación de la dosis en dichas prácticas y se establezcan niveles de referencia diagnósticos (DRLs) que ayuden en los procesos de optimización.
Existen DRLs publicados para procedimientos fluoroscópicos típicos realizados en los departamentos de radiodiagnóstico pediátrico, tales como Cistouretrografía (MCU), pero muy pocas publicaciones evalúan las dosis del paciente en procedimientos quirúrgicos realizados con fluoroscopia fuera de los departamentos de diagnóstico por imagen.
Los nuevos equipos permiten exportar la información dosimétrica de los procedimientos al sistema de archivo (PACS) junto a las imágenes, facilitando la evaluación de las dosis y el establecimiento de DRLs locales.
El propósito de este estudio es evaluar la dosis de radiación recibida por pacientes pediátricos en exámenes fluoroscópicos de traumatología y establecer DRLs locales como base para iniciar procesos de optimización en estos procedimientos.

Material y método
El estudio se ha realizado en un hospital universitario pediátrico, en procedimientos de traumatología, utilizando dos arcos quirúrgicos: OEC Brivo 785 (General Electric) y BV Libra (Philips).
Se han considerado únicamente estudios realizados de dos regiones anatómicas: columna y pelvis, sobre una muestra de 106 pacientes, agrupados por edad. La clasificación se ha realizado de acuerdo a la Guía Europea 185 (UE, 2018). Los datos disponibles pertenecen a los grupos [5, 10), [10, 14) y > 14 años. De las magnitudes aportadas por el equipo se han registrado el producto dosis área (PDA), la dosis en la superficie de entrada (DSE) y el tiempo de fluoroscopia.
La magnitud de interés para establecer los DRLs en estos estudios es el PDA, ya que evita la dependencia con la distancia tal y como ocurre con la DSE, que cada fabricante calcula en un punto diferente. Para el establecimiento de DRLs locales (LDRLs) en cada grupo de edad, se ha calculado el percentil 75 de la muestra de valores DAP, de acuerdo a la citada guía (UE, 2018).

Resultados y discusión
Los LDRLs obtenidos para procedimientos de pelvis son los siguientes para los grupos establecidos: 590 mGy.cm2, 730 mGy.cm2, 770 mGy.cm2. Para procedimientos de columnas, los resultados han sido respectivamente: 281 mGy.cm2, 511 mGy.cm2, 250 mGy.cm2. Las muestras presentan una gran dispersión, sobre todo en los grupos I y II.
Este resultado puede tener explicación por el hecho de que en ambos grupos de edad la complejidad de los procedimientos puede ser más variable, mientras que para el grupo III los procedimientos son más homogéneos y estandarizados. Para las pelvis, los resultados obtenidos muestran una mayor correlación con la edad.
Los resultados obtenidos se han comparado con los DRLs pediátricos publicados para procedimientos traumatológicos por Almeida en 2015 (Figura 1), aunque esta publicación no especifica la región anatómica considerada.

Conclusiones
Los resultados dosimétricos obtenidos muestran que las dosis en estos procedimientos son significativas y comparables a las de otros procedimientos realizados con fluoroscopia en pediatría.
Se han establecido DRLs provisionales para estudios de pelvis y columna, lo que va a permitir implantar procesos de optimización en estas exploraciones.
Los sistemas automáticos de gestión de dosis facilitarían estudiar muestras de pacientes más grandes, y ampliar el estudio a otros procedimientos realizados en el bloque quirúrgico.

Speaker: Mrs Paula García Castañón (Hospital Universitario La Princesa)

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11:40 Optimización dosimétrica en Cardiología Intervencionista pediátrica

Durante la caracterización dosimétrica del equipo fluoroscópico biplano Siemens Artis Zee VC14 (Corredoira et al., 2016), así como durante los análisis de los datos dosimétricos proporcionados por un software de gestión de dosis (Alejo et al., 2017; Bayón et al., 2018), se encontraron oportunidades de mejora en los protocolos y procedimientos de trabajo habituales en una sala de Cardiología Intervencionista (CI) pediátrica:

1. El protocolo de escopia FL Ped<12 kg en 22 cm FoV presenta mejores valores de relación señal-ruido (SNR) que el protocolo habitual, sin reducción significativa de dosis.

2. El protocolo de cine Card <12 kg en 22 cm FoV reduce el K$_{a,e}$ por frame en un factor 3 en 4 cm de PMMA, y en un factor 2.2 en 8 cm de PMMA, con disminución significativa de la SNR.

3. En cine el K$_{a,e}$ por frame es mayor que en escopia en un factor 3-12, dependiendo del espesor de PMMA.

4. El software de gestión de dosis confirmó que de manera habitual se empleaba en sala la escopia “normal” FL 3040 y cine a 30 s$^{-1}$.

5. Utilizar en CBCT el protocolo estándar en maniquí de 16 cm implica aumentar la dosis en un factor 3 respecto del protocolo de baja dosis, en términos tanto de D(0) como del P$_{KA}$ y del K$_{a,r}$, incremento que es aún mayor para el maniquí de 32 cm.

6. Habitualmente no se colima a paciente antes de comenzar la adquisición rotacional del CBCT.

Una vez evaluadas las oportunidades de mejora, se acordó con el fabricante y con el Servicio de CI realizar las siguientes acciones:

1. Establecer protocolos por peso en escopia y cine (<20 kg, 20-40 kg, >40 kg), además de mejorar los parámetros de procesado de imagen y ajustar la dosis por pulso.

2. Reducir los fps en los protocolos de cine, considerando las altas frecuencias cardíacas de los pacientes pediátricos.

3. Recomendar el uso de escopias de baja dosis frente a las medias y altas, fomentando el uso progresivo de las mismas en función de la calidad de imagen requerida.

4. Recomendar la utilización de escopia para documentar los procedimientos
   clínicos.

5. Ajustar los parámetros de procesado de imagen del CBCT y la dosis por pulso, así como recomendar el uso del protocolo de baja dosis 5sDR-L en caso de que el ruido en la imagen no sea un factor limitante.

6. Reducir el ruido en las adquisiciones del CBCT realizando una colimación previa a la adquisición rotacional en el sentido cabeza-pies, lo que además redundará en una menor dosis a paciente.

Posteriormente se analizaron los 97 procedimientos realizados desde el 1 de septiembre de 2016 hasta el 9 de enero de 2017, tomándose como referencia los 1003 procedimientos realizados desde noviembre de 2009 hasta diciembre de 2014 (Corredoira et al., 2015). Tras la optimización se consiguió reducir la mediana del indicador de dosis P$_{KA}$ un 41% (ver Figura).

Speaker: Dr Luis Alejo Luque (Hospital Universitario La Paz)

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11:50 Evaluación de los indicadores de dosis en mamografía digital y su validez para establecer niveles de referencia diagnósticos locales.

INTRODUCCIÓN:
Las magnitudes dosimétricas habitualmente utilizadas en mamografía, para el establecimiento de niveles de referencia diagnósticos(NRD),son la Dosis Glandular Media(DGM),la Dosis en la superficie de Entrada (DSE) y el Kerma en Aire en la Superficie de Entrada(KASE).Los mamógrafos digitales incluyen,para cada imagen, índices dosimétricos que constituyen una estimación de estas magnitudes.
El objetivo de este estudio es evaluar los indicadores dosimétricos proporcionados por el equipo y su validez para establecer NRD locales.
MATERIAL Y MÉTODO:
El estudio se ha realizado en un mamógrafo Siemens Mammomat Inspiration,sobre una muestra de 215 pacientes sometidos a mamografía bilateral con proyecciones mediolateral oblicua(MLO) y craneocaudal(CC).Los indicadores dosimétricos registrados por el equipo son la DGM y el KASE.
A partir del rendimiento medido del equipo(rend) y de los datos técnicos de la exposición(kVp,mAs,distancia foco-detector(DFD) y espesor de mama comprimida (EMC)),se han calculado los valores del KASE.
$KASE=rend\cdot{mAs}\left(\frac{DFD-EMC}{100(cm)}\right)^{2}[1]$
Para el cálculo de la DGM se ha utilizado el modelo de Dance,cuya expresión es:
$DGM=KASE\cdot{g}\cdot{c}\cdot{s}[2]$
Siendo g,c y s factores adimensionales tabulados que dependen de la capa hemirreductora(CHR) del equipo y del EMC,del CHR del EMC y la glandularidad de la mama y del espectro del haz resultante respectivamente.Para realizar los cálculos se ha utilizado la edad de la paciente,el espesor de mama comprimida y el kVp,mientras que la CHR del tubo ha sido calculada mediante el modelo paramétrico de Robson.
Para cada imagen se han comparado los índices dosimétricos registrados en el equipo con los valores calculados,analizando la desviación porcentual entre ambos y obteniéndose la media y la desviación estándar de la distribución resultante en cada proyección.
RESULTADOS:
En las Figuras 1 y 2 se presentan los resultados de las diferencias porcentuales relativas para la DGM y el KASE en ambas proyecciones,incluyendo la media y la desviación estándar de las distribuciones obtenidas.


Los histogramas muestran una mayor discrepancia para la DGM en comparación con el KASE en ambas proyecciones.La justificación viene dada por el método de cálculo que realiza el equipo.Según información del fabricante,el mamógrafo usa el modelo de Dance para calcular la DGM,sin tener en cuenta la glandularidad de la mama y tomando valores tabulados de la CHR hallados con el software Simulation of X-ray Spectra(Siemens) para cada kVp y combinación ánodo-filtro. Las incertidumbres asociadas a la medición de la CHR hacen que la diferencia relativa estimada de la DGM sea en promedio aproximadamente del 18% para ambas proyecciones debido a que pequeñas discrepancias en la CHR provocan cambios sustanciales en la DGM.
Para el KASE,el equipo utiliza la ecuación 1 usando valores tabulados para el rendimiento,por lo que las diferencias relativas son inferiores al 2% en promedio.
CONCLUSIONES:
Los valores de DGM aportados por el equipo,debido a las desviaciones obtenidas, no son recomendables para establecer NRD locales.Sin embargo la concordancia en los valores del KASE sugiere que dicho indicador sea utilizado por defecto para ese propósito.
Es necesario validar los indicadores dosimétricos aportados por el equipo,ya que los resultados obtenidos varían entre diferentes fabricantes y unidades.

Speaker: Alberto Viñals (H.U. la Princesa)

Evaluación de los indicadores de dosis en mamografía digital y su validez para establecer niveles de referencia diagnósticos locales..pptx

12:00 Aplicación FDM2 (Fast Dose Monitoring and Measurement)

Introducción
El capítulo VII sobre exposiciones médicas de la Directiva 2013/59/Euratom dice, entre otros asuntos, que los estados miembros garantizarán que se valore y evalúe las dosis a pacientes en procedimientos de radiodiagnóstico, así como el establecimiento y revisión regular de niveles de referencia en dichos exámenes, y que el experto en física médica participará en el proceso de optimización.
Hemos desarrollado una aplicación para la monitorización de la dosis en pacientes de radiodiagnóstico y medicina nuclear.

Material y Métodos
La aplicación FDM2 está desarrollada en C++. El entorno de desarrollo integrado (IDE) utilizado es Qt. Para la base de datos propia del programa utilizamos MySQL. La aplicación descarga información Dicom del Packs del Hospital, analiza los datos y crea informes dosimétricos que exportamos al Packs y que aparecen dentro de cada estudio. Para el cálculo de dosis en mamografías utilizamos D = g•c•s•K, donde K es el Kerma de entrada en superficie sin retrodispersión, g convierte el Kerma a dosis glandular media asumiendo una glandularidad del 50%, c corrige por diferencias en glandularidad y s corrige por diferencias debido al espectro energético de los rayos X. En el cálculo se tiene en cuenta el rendimiento del mamógrafo, la capa hemirreductora, la filtración, la tensión, la carga, el espesor de la mama, la distancia de la fuente a la entrada, etc. Algunos parámetros son adquiridos de los ficheros Dicom, y otros específicos del mamógrafo los hemos medido (hvl y rendimiento en función de la filtración y el kVp) o se calculan (Robson).

Para el cálculo de dosis en Medicina Nuclear utilizamos la publicación ICRP 128, la cual contiene información relacionada con la dosis en órganos para radiofármacos utilizados en Medicina Nuclear, en función de la edad y del estado general de salud del paciente (paciente normal, paciente con insuficiencia renal o hepática, etc), y del modo de administración del radiofármaco.

Para el cálculo de dosis en radiología digital y CT utilizamos PCXMC e IMPACTSCAN.

Resultados
La aplicación empezó a desarrollarse a principios de 2018. Los módulos para mamografía, radiografía digital y medicina nuclear están operativos. Las demás modalidades están aún en desarrollo.
Aunque los cálculos pueden realizarse de forma automatizada, la aplicación facilita la verificación y modificación de los cálculos por parte del radiofísico responsable, permitiendo un cálculo estadístico, análisis de distintas gráficas, comparación con niveles de referencia europeos, realizar minería de datos, etc.

Discusión y conclusiones
Hemos comprobado que le inmensa mayoría de los estudios llevados a cabo en nuestro hospital conllevan una dosis que está por debajo de los niveles de referencia europeos y que solo en contadas ocasiones están por encima, debiéndose éstos a procedimientos especiales, según hemos comprobado a partir de las imágenes. La aplicación facilita la detección de fallos en protocolos.

Speaker: Mr David Jiménez Feltström (Vtihas Xanit Hospital Internacional)

12:10 INFLUENCIA DEL SISTEMA DE MEDIDA Y LA METODOLOGÍA DEL AJUSTE EN LA ESTIMACIÓN DE LA DOSIS GLANDULAR

Introducción

Los métodos actuales europeos para estimar la dosis glandular utilizan el método de Robson para la parametrización del rendimiento y capa hemirreductora (HVL). A partir de estos datos se calcula la dosis en la superficie de la mama y, aplicando los factores de conversión tabulados mediante el método de Dance, se obtiene la dosis glandular.

En este trabajo se presenta un estudio comparativo de los valores del rendimiento y HVL obtenidos utilizando un ajuste polinómico a los datos medidos, frente al ajuste potencial basado en el método de Robson, y se analiza la influencia del dosímetro utilizado para las medidas en la estimación de la dosis glandular media.

Material y métodos

Este trabajo se ha realizado en un mamógrafo digital Selenia Dimensions de Hologic. Los sistemas de medida utilizados han sido dos cámaras de ionización de 6$\ cm^3$ (PTW y RADCAL), y cuatro detectores semiconductores: Barracuda (RTI) con Detector MultiPropósito, NOMEX Multímetro (PTW), NOMEX MAM Detector (PTW) y Black PIRANHA (RTI). Todos están calibrados en las calidades de haz evaluadas.

Para parametrizar el rendimiento se utilizaron dos ajustes:

• Potencial (Robson): $Y(d)=a(kVp)^n$
• Polinómico sin término independiente: $Y((d)=a(kVp)^2+b(kVp)$
  ya que a tensión cero la dosis es cero.

La HVL se calculó ajustando a un polinomio de segundo grado sin término independiente (como en el caso del rendimiento).

Resultados

Se ha medido la dosis para las combinaciones ánodo-filtro disponibles en 2D y 3D obteniéndose para todos los sistemas de medida mejor ajuste a una función polinómica que potencial. En todos los casos analizados la diferencia en el coeficiente de ajuste para el rendimiento es inferior al 2% y para la HVL inferior al 0.8%.

Se ha medido dosis con mayor número de kVp que lo que habituamos en un control de calidad, verificando que la mejora en los ajustes resulta insignificante (~1%polinómico, ~3%potencial).

Las diferencias en los rendimientos entre los diferentes dosímetros oscilan entre el 0.01% hasta casi un 8%. Las diferencias en la HVL están entre un 0.2% y un 15% llegando en algunos casos a superar el 20% en el modo Tomosíntesis.

En la dosis glandular, y para las calidades de haz utilizadas por el mamógrafo en modo 2D, se observan diferencias de hasta un 12% dependiendo del dosímetro utilizado, pero en modo tomosíntesis con radiación pulsada, las diferencias aumentan alcanzando en algunos casos el 20%.

Conclusiones

Los resultados obtenidos demuestran que para la parametrización del rendimiento en mamografía se puede utilizar, y con mejor resultado, un ajuste polinómico de segundo orden sin término independiente, en lugar del ajuste potencial propuesto por Robson.

Se propone así mismo utilizar un ajuste polinómico sin término independiente para el cálculo de la HVL habida cuenta de que si no hay dosis, no puede haber HVL.

La estimación de la dosis glandular depende del sistema de medida utilizado por lo que resulta fundamental conocer la respuesta de los diferentes dosímetros, pues pequeñas variaciones en las medidas afectan de forma fundamental a la estimación de la misma.

Speaker: Noelia Solís Preciado (Hospital Universitario Nuestra Señora de la Candelaria)

12:19 Actualización de niveles de referencia para diagnóstico en cardiología intervencionista.

Introducción y objetivos

Proponer una actualización de niveles de referencia para diagnóstico [ICRP] en cardiología intervencionista en el período 2014-2017. Comparar dichos valores con los del periodo previo 2009-2013 [Sánchez].

Métodos

El grupo multidisciplinar DOCCACI, formado por radiofísicos hospitalarios y hemodinamistas de 14 hospitales distribuidos por toda la geografía nacional proporcionó indicadores de dosis a los pacientes de angiografía y angioplastias coronarias. Los valores de referencia se han estimado como el tercer cuartil de las medianas de todas las salas de hemodinámica implicadas en el programa. Todos los participantes han revisado el estado de los equipos de rayos-X prestando especial atención a los medidores de dosis que incorporan los equipos y a la atenuación de la mesa de exploraciones.

Resultados

Se han facilitado valores de dosis de 29.600 procedimientos realizados en 26 salas de hemodinámica. Los valores de referencia propuestos se muestran en la siguiente tabla1:

En la figura se muestra las medianas de producto kerma área para angiografía coroanaria (AC) y angioplastia (ACTP) en las distintas salas:

Los valores de referencia propuestos han descendido entre 5 y 14% comparando con la evaluación previa (2009-2013). Los controles de verificación de los medidores de producto dosis área en condiciones de referencia (80 kV, cine) mostraron que 10 de los 28 los equipos revisados necesitan factores de corrección mayores de ±10%, y uno de los equipos necesitó un factor de corrección de 0,67. La transmisión del conjunto mesa-colchoneta en condiciones de referencia (80 kV, cine) resultó ser de 0,75±0.07 (1 sd), variando entre 0.63 y 0.92.

Discusión y conclusiones

Se ha propuesto la actualización de los niveles de referencia para diagnóstico en angiografía y angioplastia coronarias. La evolución de los niveles de referencia demuestra la necesidad de su revisión periódica tal y como recomienda la ICRP y establece la nueva directiva europea. Los valores de referencia son del mismo orden que los obtenidos en el último estudio europeo (35 and 87 Gy·cm^{2} para AC y ACTP respectivamente) [Siiskonen]. Analizando los datos por salas, se observa una gran variabilidad de valores típicos de dosis (medianas) entre centros, así como en tiempos de fluoroscopia y número de imágenes adquiridas. El valor más bajo de dosis mostrado en la sala 10_5, se debe principalmente a la existencia de un sistema de reducción de dosis basado en post-procesado de la imagen. No obstante, existen más salas en el grupo, con sistemas de reducción de dosis que no obtienen valores de dosis tan bajos. Estos hechos muestran que aún existe un amplio margen para la optimización de los procedimientos. En una etapa posterior se obtendrán datos para evaluar cómo afecta la complejidad de los procedimientos a los valores de referencia.

Referencias

ICRP, 2017. Diagnostic reference levels in medical imaging. ICRP Publication 135. Ann. ICRP 46(1).

Roberto M. Sánchez, Eliseo Vano, José M. Fernández y cols. Resultados iniciales de un programa nacional para el seguimiento de dosis de radiación en pacientes de cardiología intervencionista. Rev Esp Cardiol. 2014; 67: 63-5.

Siiskonen, Ciraj-Bjelac, Dabin et al. Establishing the European diagnostic reference levels for interventional cardiology. Physica Medica (2018) 54: 42-48.

Speaker: Roberto Sanchez Casanueva (Hospital Clínico San Carlos)

11:30 → 12:30 Orales: Radioterapia: Braquiterapia

Conveners: Antonio Herreros Martínez (Hospital Clínic Barcelona), Jose Perez Calatayud (Hospital La Fe)

11:30 Informe del grupo de trabajo de Braquiterapia

El informe del Grupo de Braquiterapia de la Sociedad Española de Física Médica está dedicado a la planificación en Braquiterapia (BT) ginecológica de cérvix basada exclusivamente en Resonancia Magnética (RM), y se ha publicado recientemente en la revista de la SEFM.
Esta modalidad de BT ha experimentado un importante desarrollo en los últimos años con la aparición de aplicadores especiales con componente intersticial que permiten una notable mejora en la conformación, una vez definidos los volúmenes en RM T2W.
Este informe conjuga aspectos prácticos extraído de la literatura y recomendaciones de Sociedades Profesionales para poner en común/armonizar y servir de base a los miembros de la SEFM en los inicios de la implementación de esta técnica.

Speaker: José Pérez Calatayud (Hospital Universitari i Politècnic La Fe)

Informe GBT Cervix Burgos J Perez-Calatayud.pdf

11:40 Tratamiento de cáncer de cérvix con braquiterapia electrónica siguiendo protocolo EMBRACE. Comparación dosimétrica con Ir 192.

Introducción
En este estudio presentamos nuestros primeros casos cáncer de cérvix tratados con braquiterapia electrónica (eBT) comparándolos con planificaciones realizadas con braquiterapia de alta tasa de dosis con Ir192.

Materiales and métodos
Se trataron 8 pacientes con cáncer de cérvix con el equipo Axxent (Xoft, Inc.) de braquiterapia electrónica. La planificación de todos los pacientes se realizó con imagen de RM y con imagen de CT siguiendo las recomendaciones del protocolo EMBRACE.
Han sido evaluados los parámetros dosimétricos de los órganos de riesgo (OAR) recomendados para vejiga, recto y sigma: D2cc, D1cc, D0,1cc.
Además, se comparan los V150 y V200 de tejido irradiado para cada plan, tanto de eBT como de HDRBT
La edad media de las pacientes era 59.8 años (27-70) con diferentes estadíos tumorales, todas con buena respuesta a la radioterapia externa y sin afectación parametrial. Todas las pacientes reciben radioterapia externa de intensidad modulada (IMRT) con un régimen de 23 sesiones de 2 Gy seguidas de 4 sesiones de 7 Gy de eBT realizadas en dos semanas (primero dos sesiones y luego otras dos una semana después) siguiendo las recomendaciones EMBRACE.
Se ha evaluado la toxicidad del tratamiento: toxicidad de la mucosa vaginal, rectal y urinaria; y los resultados se presentan para toxicidad aguda y toxicidad al mes del final del tratamiento de acuerdo con los criterios de toxicidad del Grupo de Oncología Radioterápica (RTOG).

Resultados
Las dosis en OAR para planes de eBT fueron más bajas que para los planes realizados con Ir192. La dosis en vejiga para D2cc fue 63% de la dosis prescrita vs. 66% para Ir 192, D1cc 70% vs. 73% y para D0.1cc 84% vs. 86%. En el recto: D2cc 30% vs. 37%, D1cc 36% vs. 43% y D0.1cc 50% vs. 56%; finalmente en el sigma: D2cc 54% vs. 57%, D1cc 63% vs. 66% y D0.1cc 86% vs. 89%.(Tabla 1)
La toxicidad aguda para eBT (tabla 2) en casos de mucositis fue, tres casos con toxicidad de grado 1 y un caso de con toxicidad de grado 2, sin casos de toxicidad rectal y un caso con toxicidad urinaria de grado 1; los resultados a 1 mes son igualmente buenos, apareciendo solamente 1 caso de toxicidad en la mucosa, además no se han producido recaídas hasta la fecha.
Conclusiones
Los primeros resultados del tratamiento con la unidad Axxent eBT para los 8 primeros pacientes son prometedores, ya que no se ha observado ninguna recurrencia y la toxicidad del tratamiento es muy baja. A pesar del aumento en V150 y V200 no se ha producido un aumento en la toxicidad de la mucosa vaginal, y las dosis en los OAR son menores que en los planes implementados de Ir192.
La eBT es una buena alternativa para tratar el cáncer de cérvix en centros sin disponibilidad de HDR-BT convencional. Hasta la fecha, hay pocos estudios publicados que informen sobre los resultados de los pacientes tratados con braquiterapia electrónica, y ninguno sobre pacientes tratados de cáncer de cérvix.

Speaker: Mr Sergio Lozares Cordero (Hospital Universitario Miguel Servet (Zaragoza))

2. Sergio Lozares.ppsx

11:50 Nuevo método en braquiterapia para la reconstrucción directa de aplicadores ginecológicos de titanio en resonancia magnética nuclear

Introducción

Al ser la resonancia magnética (RM) en modalidad T2 la imagen recomendada para la planificación en braquiterapia del carcinoma de cérvix, se han desarrollado aplicadores compatibles con ella. Entre estos aplicadores están los fabricados en titanio. A diferencia de los plásticos, en los canales de titanio es imposible introducir marcadores visibles en RM. Además, la punta provoca un artefacto en la imagen que introduce una incertidumbre significativa en su determinación.
Las librerías de aplicadores permiten, en los planificadores actuales (SP), utilizar modelos 3D que facilitan la reconstrucción sobre RM y CT, aunque las soluciones actuales se limitan a aplicadores rígidos.
En este trabajo se caracteriza un aplicador con parte móvil como si se tratara de uno rígido, fijando los grados de libertad a partir de consideraciones geométricas.

Materiales y métodos

El aplicador estudiado es el Fletcher (Mick, Eckert&Ziegler BEBIG, Berlín, Alemania) y el SP Sagiplan, propiedad de Eckert&Ziegler. El modelo paramétrico ha sido desarrollado con el software libre FreeCAD (figura 1).

Una vez implantado el aplicador, se miden las distancias (figura 2):

• Entre los conectores de los ovoides.
• Del conector del ovoide 1 al de la sonda intrauterina (SIU).
• Distancia desde el conector de la SIU a su punto de fijación más cercano.

A través de esos valores y usando el modelo generado en FreeCAD, se calcula el ángulo formado por los ovoides además del formado por la SIU y el ovoide derecho, cuyo canal se ha tomado como referencia por convenio. Así, un aplicador que, en principio, no era rígido, ahora lo es gracias a la caracterización realizada. En el caso de Sagiplan, es posible introducir el modelo a través de las estructuras virtuales denominadas templates.

Resultados

Al no disponer de RM para verificar la técnica, se realizó su evaluación en una imagen de tomografía computarizada (TC), que, a efectos de probar el procedimiento de reconstrucción, es totalmente equivalente. La superposición en la secuencia de imágenes fue satisfactoria en el caso de los ovoides, no así para la SIU, la cual tiene una indeterminación alrededor del eje de rotación definido por la parte recta más cercana al conector de la fuente (Z).
Discusión
Para terminar de posicionar correctamente la SIU, esta se rota alrededor de Z hasta que en un plano axial, lo más craneal posible y bien definido (es decir, antes del artefacto), coincida la SIU con la marca dejada en la MR del implante.
En cuanto a la traslación y rotación del aplicador completo, se pueden añadir marcadores esféricos con la ayuda de piezas impresas en 3D¹.

Conclusión

Mediante el método propuesto, es posible sortear el problema de la falta de marcadores para RM en los aplicadores de titanio y hacer una reconstrucción de los mismos con ayuda de librerías de aplicadores, evitando la incertidumbre debida a su artefacto.

Referencias
1. EP-1795: A novel MRI markers system in applicator reconstruction for brachytherapy, Otal, A. et al. Radiotherapy and Oncology , Volume 123 , S985 - S986, doi: 10.1016/S0167-8140(17)32157-6

Speaker: Mr Antonio Otal Palacín (Hospital Universitari Arnau de Vilanova)

Reconstrucción directa de aplicadores ginecológicos de titanio en RMN

12:00 Dependencia de la respuesta de las cámaras de tipo pozo para cambios en la temperatura en el caso de fuentes de braquiterapia de baja energía

Introducción

En braquiterapia de baja tasa de dosis se emplean fuentes emisoras de fotones (semillas) con energías menores de 50 keV (como $^{125}I$, $^{103}Pd$ y $^{131}Cs$). Estas fuentes deben pasar un control dosimétrico previo al tratamiento, que suele llevarse a cabo mediante cámaras de ionización de tipo pozo abiertas al aire, cuya respuesta muestra una dependencia con la densidad del aire que no está bien descrita mediante el factor de presión-temperatura usual. Esta dependencia ha sido estudiada mediante experimentos donde se hacía variar la densidad del aire mediante cambios en la presión; sin embargo, los cambios de temperatura pueden tener otras influencias sobre las cámaras, además de los cambios en la densidad del aire, que pueden afectar a su respuesta.

En este trabajo se estudia la respuesta de dos modelos de cámaras de ionización de tipo pozo, las más comunes en braquiterapia, al variar la densidad del aire mediante cambios en la temperatura manteniendo constante la presión.

Material y métodos

El estudio se realizó con dos cámaras de ionización: una SourceCheck 4Pi (PTW) y una HDR 1000 Plus (Standard Imaging), asociadas a un electrómetro UNIDOS (PTW), con las que se realizaron medidas para semillas de $^{125}I$ SelectSeed (Isotron).

Las medidas se realizaron introduciendo las cámaras de ionización dentro de una cámara aislada térmicamente, de fabricación propia, equipada con un termómetro-higrómetro-barómetro THB40 (PCE Instruments), de elementos enfriadores y de un ventilador para evitar los gradientes de temperatura en su interior. La homogeneidad de la temperatura en el seno de la cámara aislada fue monitoreada con tres sensores adicionales diseñados al efecto.

De acuerdo con [1] las medidas de las cámaras pueden corregirse como sigue:

$M_{corr}=g_{o}(\rho)_{1}(\rho)M_{raw}$ (1)

donde $g_{o}(\rho)$ es el factor usual de corrección por presión-temperatura para una densidad del aire $\rho$ y $g_{1}(\rho)$ el factor adicional que corrige la dependencia residual dado por:

$g_{1}(\rho)=[A(\frac{\rho}{\rho_{o}}-1)+1]^{-1}$ (2)

donde $A$ es una constante y $\rho_{o}$ la densidad del aire en condiciones usuales (293.15 K y 1013.25 hPa).

Resultados

En la figura 1 se representan las lecturas para las dos cámaras pozo empleadas, corregidas por el factor de presión-temperatura usual y normalizadas respecto de la medida que correspondería a la densidad del aire en condiciones usuales, $M_{0}$, frente a la densidad relativa del aire. El ajuste de la expresión (2) a los datos experimentales proporciona el valor de A para cada cámara (tabla 1). En la figura 1 (líneas continuas) y en la tabla 1 se muestran también los resultados obtenidos en experimentos de cambio de presión por otros autores [1]. Así, los cambios en el volumen sensible o las deformaciones provocadas por las variaciones de temperatura no parecen afectar de manera considerable al comportamiento de las cámaras; aunque en el caso del modelo SourceCheck 4Pi existe una diferencia significativa entre los valores del parámetro A obtenidos para cambios de presión y cambios de temperatura.

Conclusiones

Las cámaras SourceCheck 4Pi y HDR 1000 Plus, empleadas para medir fuentes de fotones de baja energía, muestran una dependencia residual con la densidad del aire tras corregir sus medidas por el factor usual de presión-temperatura. Esta dependencia residual puede corregirse por un factor adicional que resulta ser válido independientemente de que la causa de variación de la densidad sean los cambios de presión o de temperatura.

Referencias

[1] Torres del Río et al. Phys Med 2017;38:93-97.

Speaker: Mr Joaquín Montes (Servicio de Radiofísica, Hospital Universitario San Cecilio, Granada.)

Presentación Braquiterapia Burgos.ppsx

12:10 COMPARACIÓN RADIOBIOLÓGICA DE DOS SISTEMAS DE PLANIFICACIÓN EN BRAQUITERAPIA DE RESCATE DE PRÓSTATA

INTRODUCCIÓN

La braquiterapia de HDR de rescate en cáncer de próstata es cada vez más común en nuestro centro.
El objetivo de este estudio es validar un nuevo sistema de planificación a partir de la comparación con el anterior.
Los modelos radiobiológicos nos proporcionan una herramienta para comparar distribuciones de dosis no uniformes, y de este modo evaluar si dos planificaciones son o no equivalentes.

MATERIALES Y METODOLOGÍA

Para el estudio se utilizaron dos sistemas de planificación: Oncentra MasterPlan Planning System v4.5.3(O.M.), y el sistema a validar Oncentra Prostate Planning System v4.2.2.4(O.P.); un código propio de cálculo de modelos radiobiológicos desarrollado en Python (v3.4.6); el programa Albireo Target (v4.0.1.2008); y los histogramas dosis volumen (DVH) de tres pacientes calculados en ambos sistemas de planificación.
Las principales diferencias entre los sistemas de planificación comparados son: reconstrucción de los catéteres manual a automática, la carga de los cáteteres con una separación entre posiciones de la fuente 5 a 10 mm y el paso de optimización directa (geométrica a volumen con posterior ajuste manual) a optimización inversa.
Para cada uno de los pacientes, sesiones de tratamiento y sistema de planificación, se calculó la dosis uniforme equivalente (EUD) empleando el modelo generalizado y el lineal cuadrático.
El cálculo del EUD con el modelo generalizado se verificó comparándolo con el programa Albireo Target.
Finalmente, se calcularon las dosis globales del tratamiento con tres modelos distintos, el generalizado y el lineal cuadrático con y sin factor temporal.

RESULTADOS Y DISCUSIÓN

La Figura 1 presenta la comparación entre ambos sistemas de planificación según el modelo gEUD para cada paciente y sesión de tratamiento.
Se observa que los valores del EUD son similares en ambos sistemas de cálculo. La mayor dispersión en las primeras sesiones podemos explicarla por el reajuste de los implantes sucesivos, por parte del médico, para mejorar la distribución de dosis en función de los resultados obtenidos en las sesiones precedentes.

Hay una mayor dispersión entre los resultados del O.M. frente al O.P. (σ=0.94 y σ=0.55, respectivamente). Esto es debido a la mejor reproducibilidad de un sistema de optimización inverso frente a la optimización manual.
La dosis global del tratamiento en ambos sistemas calculada con los tres modelos se presenta en la Figura 2.

Los valores de dosis obtenidos en cada modelo radiobiológico son similares en ambos sistemas de planificación.
Los tres modelos radiobiológicos muestran diferencias en la dosis global. Los valores numéricos obtenidos con el modelo lineal cuadrático empleando el factor temporal coinciden, aproximadamente, con la dosis equivalente a 2Gy por fracción que se busca impartir en el tratamiento.

CONCLUSIONES

De acuerdo a los modelos radiobiológicos utilizados, los dos sistemas de planificación ofrecen distribuciones de dosis equivalentes.
La optimización inversa no produce resultados significativamente distintos al sistema de optimización manual, por lo que es válida para su uso clínico, mostrándose más reproducible.
Confirmamos que los modelos radiobiológicos son una herramienta últil para comparar sistemas de planificación distintos.

Speaker: Mr Roberto Martín-Vaello (Institut Català d'Oncologia)

5. Roberto MV.pptx

12:20 Nanopartículas superparamagnéticas de NiFe2O4 como agente de contraste en imagen por resonancia magnética. Aplicación en braquiterapia.

Introducción
Las nanopartículas superparamagnéticas de óxido de hierro (SPION) constituyen una nueva clase de agente de contraste en imagen obtenida mediante resonancia magnética (RM). La más utilizada, la magnetita, es una combinación de los óxidos ferroso y férrico de fórmula Fe2O4. Para mejorar las propiedades magnéticas se pueden añadir otros metales, como por ejemplo el níquel, obteniéndose la ferrita de níquel, NiFe2O4. Se estudia la posibilidad de utilizar ésta última como agente de contraste en una aplicación sencilla en braquiterapia.
Material y métodos
Las SPION utilizadas presentan un tamaño en torno a los 20 nm, y al ser el níquel tóxico, han sido recubiertas con sílice (Figura 1). El elevado momento magnético de las SPION produce inhomogeneidades en el campo magnético local. Las SPION crean gradientes de campo microscópicos en presencia de un fuerte campo magnético, lo que provoca la reducción y la relación con dos fases del tiempo de relajación longitudinal (T1) o del transversal (T2 y T2) en los núcleos cercanos. Esto induce áreas en la imagen por RM hiper- (para T1) o hipo-intensas (para T2W y T2W), destacando las zonas donde se concentran las NP.

Se han inyectado las SPION suspendidas en gel de agarosa en un catéter flexible 6F introducido en el ovoide de un aplicador tipo Fletcher suministrado por Elekta, dentro de un maniquí de agar. Se ha realizado una adquisición de RM de 3 T utilizando una secuencia T2W axial y 3D, con tiempo de repetición 200 ms y de eco 90 ms.
Resultados
Las SPION recubiertas de sílice, a pesar de haber sido inyectadas en el catéter 6F en una concentración muy baja, se han mostrado efectivas en cuanto a su función como agente de contraste en la imagen de RM del ovoide, apreciándose correctamente el recorrido del mismo, utilizando la misma secuencia de RM que se utiliza en los pacientes de braquiterapia (Figura 2). Al encontrarse las SPION dentro del catéter, no se presentan problemas por posible toxicidad de las mismas a pesar de estar recubiertas, ni por fagocitación por el sistema retículo endoplasmático.

Discusión
La utilización de las SPION como agentes de contraste es cada vez más estudiada, pudiéndose utilizar también como contraste en TC y PET. Aparte en aplicaciones sencillas como la expuesta en este trabajo, se investiga su utilización para la detección y tratamiento del cáncer y otras patologías.
Conclusiones
La utilización de SPION mejora la sensibilidad en la imagen de RM y permite ver el recorrido del catéter introducido para su posterior reconstrucción. El uso de nanopartículas en medicina es un campo en continuo desarrollo y probablemente tendrá un impacto definitivo en el futuro.

Speaker: Mr Carlos Ferrer Gracia (Servicio de Radiofísica y Radioprotección. H.U. La Paz)

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12:30 → 13:30 Mesa Redonda: Atribuibilidad del riesgo

Atribuibilidad del riesgo

Convener: Prof. Rafael Herranz

12:30 Atribuibilidad del riesgo

Presentación para su difusión y posible crítica del Documento provisional emitido por UNSCEAR en Abril de 2018 en el que se incluyen nuevos factores de riesgo atribuibles a exposición a dosis bajas/moderadas de Radiaciones Ionizantes.

• Riesgo de leucemias en niños con exposición a dosis total en médula ósea de 20 mGy en exploraciones repetidas con TAC.
• Riesgo de leucemia después de exposición a dosis moderada (200 mGy) en médula ósea en adultos, con diferencia entre exposición aguda y crónica, tanto para poblaciones profesionalmente expuestas de forma crónica, como en estimaciones de riesgo a otras poblaciones.
• Riesgo de cáncer sólido después de una dosis entre 50 a 100 mGy a todo el cuerpo en adultos, diferenciando de manera aguda o crónica y revisando diferencias entre expuestos profesionalmente u otros colectivos.
• Riesgo de cáncer de Tiroides después de exposición a dosis moderadas, 500 mGy del tiroides en la infancia o edad adulta. Estudios referenciadas tanto a Chernobyl como en supervivientes de explosiones nucleares y su estimación del riesgo entre diversas poblaciones.
• Riesgo de enfermedad circulatoria tras exposición aguda a todo el cuerpo (1Gy). Se presentan nuevos estudios en supervivientes de bombardeos atómicos.

En todos los supuestos se analizan pormenorizadamente estudios epidemiológicos que serán sometidos a su crítica en el transcurso de la sesión.

Se pretende además de difundir el documento y los nuevos riesgos frente a RRII, provocar su discusión entre los profesionales asistentes a la Sesión.

Speakers: Dr Elizabeth Cardis (ISGlobal), MARIA JESUS PRIETO RODRIGUEZ (HOSPITAL UNIVERSITARIO GREGORIO MARAÑON), María Teresa Macías Domínguez (Instituto Investigaciones Biomédicas CSIC-UAM), RAFAEL HERRANZ CRESPO (HOSPITAL UNIVERSITARIO GREGORIO MARAÑON), Prof. Rafael Herranz

12:30 → 13:30 Orales: Nuevas técnicas/tecnologías de aplicación de las radiaciones (investigación, médicas e industriales)

Conveners: José Antonio Terrón León, Raquel Idoeta Hernandorena (Universidad del País Vasco UPV/EHU)

12:30 Protección radiológica en tratamientos con i131 ambulatorios: hacia la personalización

Introducción
El tratamiento del hipertiroidismo con I-131 constituye la fuente principal de exposición para cuidadores, familiares y miembros del público, ya que generalmente se realiza de forma ambulatoria. Hasta ahora, muchos centros proporcionaban recomendaciones estándar de protección radiológica a todos los pacientes, a fin de restringir las dosis por exposición los días siguientes al tratamiento. La tendencia actual está en personalizar dichas instrucciones, teniendo en cuenta tanto la situación socioeconómica del paciente como la tasa de dosis emitida por el mismo.
El objetivo de este estudio es la revisión del protocolo de información proporcionada a los pacientes tratados con I-131.

Material y método
El estudio se ha realizado sobre una muestra de 76 pacientes, 56 mujeres y 19 hombres, tratados con I-131 de forma ambulatoria en el Servicio de medicina Nuclear (SMN). La actividad administrada ha variado entre 370 y 740 MBq, con un promedio de 427 ± 125 MBq.
El protocolo de protección radiológica actual para el tratamiento de hipertiroidismo incluye el registro de una breve encuesta (figura 1) sobre la situación y condiciones de vida del paciente, además de la medida de la tasa de dosis emitida por el paciente, a la altura del pecho y a 1 metro de distancia, inmediatamente después de la administración.
Antes de la aplicación del protocolo, todos los pacientes recibían instrucciones verbales de protección radiológica para cumplir durante 5 días.
Para establecer las normas de protección radiológica después del tratamiento se han considerado restricciones de dosis para el público y los familiares: 0.3 mSv para el público, 1 mSv para familiares embarazadas y niños, 3 mSv para la pareja de pacientes menores de 60 años y 15 mSv para la pareja mayor de 60 años.
Con objeto de que el paciente acuda al SMN con información previa sobre las normas de protección radiológica que va a tener que seguir, una semana antes del tratamiento se les proporcionan instrucciones escritas generales. Esto facilita organizar su situación familiar con antelación. Anteriormente, los pacientes recibían esta información el mismo día del tratamiento, lo que ocasionaba problemas en la organización de su vida diaria, especialmente personas al cuidado de niños.
Para cada paciente se analizan la tasa de dosis y la encuesta social se establecen de forma individualizada los intervalos de tiempo necesarios para cumplir con las restricciones de dosis.

Resultados y discusión
La tasa de dosis medida varía de 5 a 35 µSv/h, con un promedio de 15.9 ± 5.7 µSv/h. Las restricciones para dormir con la pareja varían de 1 a 14 días, con un promedio de 8.1 días (figura 2). Para trabajo, suponiendo 8 horas reales a 1 metro de una misma persona, el promedio sería de 10.6 días, con valores que varían entre 3.9 y 16.7 días.
La información previa, además de la personalizada el mismo día de tratamiento, ha facilitado especialmente a los pacientes en periodo de lactancia o a cargo de niños a adaptar sus condiciones de vida para cumplir las restricciones, dado que los periodos promedio calculados para niños menores de un año son 12 días.

Conclusiones
La gran variación en los resultados obtenidos justifica la modificación del protocolo en cuanto a personalización de instrucciones, frente a la información general que se daba por defecto.
Dicha personalización junto con la información previa proporcionada sobre el tratamiento ha llevado a una mejora en la calidad y las condiciones de vida de nuestros pacientes y familiares, además de reducir la ansiedad de muchas familias que obtienen información de fuentes poco fiables como internet.

Speaker: Paula García Castañón (Hospital Universitario La Princesa)

comunicación 216.ppsx

12:39 CARACTERIZACIÓN Y EVALUACIÓN DOSIMÉTRICA DEL PROTOTIPO X-MESMERISE

Introducción:

Englobado en el programa de seguridad financiado por la UE en el H2020, el proyecto MESMERISE (ref. AMD-700399-19) tiene como objetivo el desarrollo de un escáner no intrusivo de alta resolución para su uso en el control de seguridad de personas en aeropuertos, puertos y grandes eventos basado en la tecnología de transmisión de rayos X. La Directiva 2013/59 EURATOM establece la utilización de estos sistemas previa aprobación por el regulador nacional tras un proceso de justificación de las dosis personales recibidas por los pasajeros, siendo esta evaluación dosimétrica la tarea encomendada al SPR del CIEMAT en dicho proyecto.

Materiales y Métodos:

Las medidas se realizaron a diferentes alturas, con y sin blindaje, y alrededor del prototipo de escáner operando a una diferencia de potencial fija de 160 kVp (variando intensidad y tiempo de exposición). La estimación de dosis al individuo escaneado se realizó utilizando una cámara de ionización esférica de 10 dm³ calibrada en términos de kerma en aire y dosímetros personales calibrados para Hp(10). La estimación de dosis al operador y a los pasajeros en espera se realizó empleando un detector de plástico de centelleo calibrado en términos de H*(10).

Resultados:

La Figura 1 muestra los resultados de la estimación de dosis al individuo escaneado, Hp(10).

La caracterización radiológica realizada alrededor del prototipo muestra valores superiores al fondo radiológico natural. Las medidas de H*(10) que permitirán estimar la dosis al pasajero en espera varían entre 0.35 y 0.98 µSv·h-1, en función de la distancia al centro del escáner y el sentido del haz de radiación.

La Figura 2 muestra los resultados obtenidos para la posición del operador, H*(10).

Discusión:

El estudio realizado permite estimar el valor de restricción de dosis por exposición para este sistema en particular que debe ser aprobado a nivel nacional por la autoridad reguladora.

Las medidas realizadas ponen de manifiesto la necesidad de definir una distancia de restricción de acceso, que en la instalación perteneciente a la empresa fabricante ADANI, en Minsk, sería de 3-5 m alrededor del escáner, pero que debería ser evaluada para cada situación particular.

Conclusiones:

El valor máximo de Hp(10) para el individuo es 0.32 µSv. En caso de un uso frecuente del escáner (775 escáneres al año, 3 al día/año laboral) el valor de la dosis acumulada sería de 248 µSv·a-1, inferior que la tercera parte del límite de dosis al público de acuerdo con las recomendaciones de la directiva 2013/59 EURATOM.

El resultado más conservador de H*(10) para la estimación de dosis en el entorno se obtuvo a 3 m de distancia del prototipo en sentido opuesto al haz de radiación (0.24 µSv·h-1). Se requerirá una optimización de dosis para los pasajeros en espera para cada ubicación futura del prototipo definiendo un área de restricción de acceso en su entorno próximo.


Agradecimientos

Los autores quieren agradecer al Prof. Dr. J.L. Pérez Díaz y a Mrs. A. Petkevich su inestimable colaboración y ayuda.

Speaker: Mrs M. A. Benavente Ruiz (CIEMAT)

2. M.A. Benavente.pptx

12:48 Limits on Compton interaction knowledge for a monolithic scintillator

Los detectores PET están normalmente formados por detectores de centelleo. Estos detectores absorben los rayos gamma incidentes y a partir de la luz de centelleo se reconstruyen las coordenadas del impacto, para después usar esta información para la reconstrucción de la imagen médica. Los rayos gamma incidentes, tienen una energía de 511 keV. A estas energías la sección eficaz del efecto Compton es muy alta comparado con el efecto fotoeléctrico para prácticamente todos los materiales centelleadores. El efecto Comptón representa por tanto, una fuente de ruido, aún cuando la resolución intrínseca del detector sea alta. Una forma de eliminar parte del ruido es considerar eventos que pertenecen al pico fotoeléctrico (dentro de un margen de error asociado). Esto sin embargo sigue sin resolver el problema ya que la mayoría de los rayos gamma sufren una o varias interacciones Compton antes de ser completamente absorbidos mediante el efecto fotoeléctrico. Todos estos eventos pertenecen al pico fotoeléctrico pero se pierde la información de la primera interacción. Teniendo la habilidad de reconocer la primera interacción, el ruido Compton se podría eliminar por completo.

Una solución inmediata, aunque también difícil de implementar, es el diseño de un detector multi-capa que además, podría usarse como una cámara Compton, y añadir esta información adicional en el proceso de reconstrucción de imagen.

Otra posible solución consiste en intentar conseguir medir las coordenadas de las interacciones Compton dentro de un bloque monolítico, y por tanto reconocer la  primera interacción. En este análisis nos centramos en esta última solución y presentamos los límites sobre el conocimiento de la información Compton que se puede extraer de un bloque monolítico.

Speaker: Dr Victor Ilisie (Instituto de Instrumentación para Imagen Molecular)

3. Victor Ilisie.pdf

12:57 HOTNES: un nuevo concepto para una fuente de neutrones térmicos

1. Introducción
INFN-LNF (Italia) y ENEA-Frascati (Italia) con la colaboración de CIEMAT han desarrollado HOTNES (HOmogeneous Thermal NEutron Source): un nuevo tipo de fuente de neutrones térmicos, caracterizada por un campo extenso y uniforme consistente en una fuente de Am-B situada en una cavidad cilíndrica de un bloque de polietileno. La zona de irradiación está separada de la fuente por un cilindro de políetileno que impide que los neutrones rápidos alcancen directamente la zona de irradiación, haciéndolo sólo tras haber sido termalizados mediante dispersión múltiple con las paredes de la cavidad.

2. Materiales y métodos
HOTNES se ha diseñado utilizando el código de Monte Carlo MCNPX 2.7 con la librería de secciones eficaces ENDF / B-VII para neutrones con energías por debajo de 20 MeV y las tablas para neutrones térmicos en polietileno, S(α,β). La emisión neutrónica de la fuente se ha simulado como una distribución volumétrica con las dimensiones de la fuente real y el espectro de la norma ISO 8529-1. La fluencia neutrónica se ha calculado utilizando el tally f5 y el tally f4 obteniéndose los mismos resultados.
La fluencia de neutrones térmicos se ha medido utilizando láminas de activación de oro y detectores activos de neutrones térmicos. Así mismo, se ha medido el espectro neutrónico en el punto de referencia utilizando un espectrómetro de esferas de Bonner basado en un centelleador de LiI(Eu) con doce esferas.

3. Resultados
Como puede verse en la figura 1, la instalación consta de una fuente de Am-B ubicada en el fondo de una cavidad cilíndrica con una altura de 70 cm y un diámetro de 30 cm. La fuente está separada de la zona de irradiación por medio de una barra de polietileno (diámetro 10 cm, altura 20 cm) que actúa como objeto de sombra. Dicha zona es una cavidad cilíndrica de 30 cm de diámetro y 40 cm de altura, delimitada por la parte superior de la barra, la superficie inferior del techo de polietileno y las paredes cilíndricas de la cavidad. La fluencia en los distintos planos de la zona de irradiación es muy uniforme (1-2%). Además y en comparación con las pilas térmicas, HOTNES ofrece un rendimiento mucho mayor (relativo a la intensidad de emisión de la fuente de neutrones rápidos) y una menor contribución de fotones secundarios.

4. Discusión
Tal como puede verse en la figura 2, el espectro calculado para diferentes alturas y distancias al eje en la zona de irradiación es un espectro térmico. El efecto de la barra de sombra permite obtener un campo térmico muy homogéneo, con una desviación estándar de 1.3% en z=40 cm, 0.7% en z=50 cm y 0.8% en z=60 cm, respectivamente. La fluencia de neutrones térmicos medida con las láminas de activación y los detectores activos está con los valores esperados de las simulaciones, de acuerdo con la incertidumbre calculada (3%).

5. Conclusiones
HOTNES muestra características atractivas, como son su diseño sencillo, los altos valores de tasa de fluencia térmica alcanzables con una fuente primaria de neutrones rápidos de baja intensidad y la homogeneidad del campo térmico en distintos los planos dentro de la zona de irradiación. Es de esperar que estas características despierten interés en la comunidad científica involucrada en la metrología de neutrones, la dosimetría de neutrones y las pruebas de detectores de neutrones.

Speaker: Dr José María Gómez Ros (CIEMAT (España))

ORAL-382.pdf

13:06 Big Data en el proceso radioterápico: ¿Podemos convertir una gran cantidad de datos en información útil?

Introducción y objetivos

La complejidad de cada una de las etapas del proceso radioterápico proporciona una cantidad ingente de datos que se encuentran dispersados en diferentes sistemas de almacenamiento.

El objetivo del Big Data en Radioterapia es la extracción, integración y análisis de los datos en una única aplicación.

Se ha comenzado por desarrollar una base de datos que permite realizar de forma automatizada la revisión semanal de las fichas de tratamiento, tal y como lo exige el RD 1566/1998 por el que se establecen los criterios de calidad en Radioterapia.

El objetivo es que esta base de datos actúe como núcleo a partir del cual se vayan incorporando datos de planificación, seguimiento de pacientes, averías de máquina, y todo aquello que pueda afectar al tratamiento.

La información permitirá definir estrategias de re-planificación o necesidad de cambiar patrones de fraccionamiento en pacientes futuros.

Material y métodos

Nuestro Servicio dispone de dos aceleradores lineales de electrones, Siemens Oncor y Elekta Synergy, conectados al R&V Mosaiq 2.0.

Mosaiq 2.0 contiene una serie de informes tipo consulta poco flexibles que no permiten su modificación.

Por ello, se ha creado una base de datos en Access, donde existe un conjunto de tablas que relacionan la dosis prescrita con la administrada en cada sesión.

El llenado de esta base de datos es automático a partir de una tarea programada en Microsoft Windows que se activa diariamente.

Resultados y Discusión

La base de datos “Big Data” de la aplicación maneja todos los haces de todas las prescripciones generadas en Mosaiq durante los años 2017 y 2018 en nuestro Servicio.

Existen más de 2700 pacientes con más de 3000 prescripciones, más de 43000 sesiones de tratamiento y más de 500.000 haces.

Se expone la información anual a modo de resumen. Los resultados obtenidos en cuanto a discrepancias entre dosis administrada y prescrita en sesiones de tratamiento se muestran a continuación:

2017    2018    Total

Nº de sesiones TOTALES 21145 20426 41571
Nº sesiones discrepantes TOTALES 361 326 687
% coincidencia dosis 98.3 98.4 98.35

• Las discrepancias observadas se deben al exceso o defecto de haces de tratamiento en la sesión.
• Los motivos de la no administración de haces tienen que ver con estados del acelerador previos a averías.
• El porcentaje total de coincidencia entre dosis administrada y prescrita en las sesiones de tratamiento es del 98.35 %.
• Existe mayor porcentaje de coincidencia en el acelerador ONCOR que en el SYNERGY. Este hecho está relacionado con la técnica de tratamiento.
• Las discrepancias de dosis no son aleatorias, sino que se concentran en períodos de tiempo previos a una intervención por avería.

Conclusiones

La unificación y ordenación de información del proceso radioterápico, permite realizar consultas complejas sobre los datos. El análisis de estas consultas será capaz de definir indicadores clave de calidad que influyan sobre las estrategias de tratamiento.

Speaker: Mr David Carlos Villa Gazulla (Hospital Universitario Miguel Servet, Zaragoza)

Comunicación oral 557.pdf Comunicación oral 557.pptx

13:15 Curvas Espectrales en Tomografía Computarizada de Energía Dual como Factor Pronóstico de Supervivencia en Cáncer de Pulmón

Introducción

La tomografía computarizada de energía dual (TCED) nos permite reconstruir el estudio de curvas espectrales que resume la atenuación en términos de unidades Hounsfield (UH) si incidieran sobre el paciente haces de energía monocromática.

En este análisis se valora la capacidad pronóstica de las curvas espectrales en un estudio de TCED realizado en el momento del diagnóstico de cáncer de pulmón analizando el tiempo de supervivencia global y sin progresión de la enfermedad de la muestra de pacientes.

Material y Métodos

Entre julio de 2013 y enero de 2017, se realizó un estudio diagnóstico de TCED a 252 pacientes con sospecha de cáncer de pulmón. Se utilizó un escáner de TCED modelo Discovery CT750HD (GE Healthcare). 198 lesiones resultaron malignas en el análisis histopatológico. En el momento de realizar el análisis de supervivencia, 99 pacientes (50,0%) habían padecido una progresión de la enfermedad y 70 (35,4%) habían fallecido.

Dos radiólogos contornearon en todos los cortes axiales las lesiones pulmonares mediante un metódo semiautomático basado en ventana de UH.

Se reconstruyeron las curvas espectrales a lo largo de las energías monocromáticas 40-140 keV. Se parametrizaron dichas curvas con los parámetros A, B y C, y se ajustaron a una exponencial (Figura 1).

Se analizó cuáles de estos parámetros A, B y C distinguen poblaciones con distinta supervivencia global y sin progresión de la enfermedad mediante el test de Mantel – Cox. Para separar las poblaciones en dos grupos de riesgo, se han tomado tres casos para cada parámetro considerando como valores umbrales los correspondientes al primer cuartil, a la mediana y al tercer cuartil de la distribución de sus valores.

Resultados

Para la muestra de pacientes con cáncer de pulmón, el tiempo medio (media $\pm$ desviación estándar) de supervivencia global es de 830 $\pm$ 40 días (nivel de confianza N.C. 95% 750 – 900 días); mientras que la supervivencia libre de enfermedad es de 670 $\pm$ 70 días (N.C. 95%: 590 – 740 días).

El parámetro A de las curvas espectrales, situando el umbral de distinción de las poblaciones en el primer cuartil de la distribución de los valores, resultó el que mejor distingue el pronóstico de la muestra de pacientes (p < 0,001), como se observa en la Figura 2.

Para la supervivencia sin progresión de la enfermedad, el parámetro A distingue las poblaciones con distinto tiempo medio de supervivencia de 1050 $\pm$ 50 días (N.C. 95% 950 – 1150 días) frente a 560 $\pm$ 40 días (N.C. 95% 490 – 640 días). En la supervivencia global, la separación de las poblaciones mediante el parámetro A diferencia un tiempo medio de supervivencia global de 1130 $\pm$ 20 días (N.C. 95% 1080 – 1180 días) frente a 740 $\pm$ 40 días (N.C. 95% 660 – 820 días).

Conclusión

Los parámetros de TCED de las curvas espectrales parametrizadas son capaces de distinguir entre pacientes de distinto riesgo en la supervivencia sin progresión de enfermedad y en la supervivencia global.

Speaker: Víctor González Pérez (Fundación Instituto Valenciano de Oncología)

VGP 2019 SEFM.pdf

12:30 → 13:30 Simposio: Dosimetría de mama, presente y futuro

Convener: Prof. Margarita Chevalier del Río (Universidad Complutense de Madrid)

12:30 Grupo de trabajo Tomosíntesis de mama

Se presentan las tareas encomendadas y se expondrá el estado actual de los trabajos.

Speaker: Prof. Margarita Chevalier del Río (Universidad Complutense de Madrid)

1. Margarita Chevalier.pptx

12:40 Dosimetria de mama: presente y futuro

Los métodos que empleamos en la actualidad en dosimetría de mamografía se desarrollaron hace décadas. Se han llevado a cabo estudios para poder incorporar a los métodos la tomosíntesis y los espectros de RX derivados de la aparición de nuevas combinaciones ánodo – filtro que se han mostrado eficientes en los sistemas que emplean receptores de imagen del tipo panel plano. En estos momentos, sin embargo, se está trabajando activamente en el campo de la dosimetría mamaria. Con la aparición en el campo de la mamografía, de la tomografía computarizada dedicada, se ha podido evaluar la metodología dosimétrica actual y la exactitud de la estimación de las dosis en pacientes de los métodos al uso. Los resultados concluyen que los procedimientos actuales sobreestiman la dosis en torno a un 30%, pudiendo ser las desviaciones mayores. Para solucionar esto y la diferencia entere protocolos de dosimetría, la EFOMP y la AAPM han decidido aunar esfuerzos y colaborar en la elaboración de un nuevo y unificado método para la dosimetría de mama. El objetivo de esta charla es repasar los procedimientos dosimétricos actuales para mamografía plana y tomosíntesis, comparar las dosis entre procedimientos diagnósticos, analizar sus limitaciones y adelantar los avances en los procedimientos futuros en la dosimetría de la mamografía.

Speaker: Ioannis Sechopoulos (Radboud University Medical Center y LCRB (Dutch Expert Centre for Screenning))

2. Ioannis Sechopoulos.pptx 3. Ioannis.pptx

12:30 → 13:30 Simposio: Sistemas de planificaión en Medicina Nuclear

Convener: Jesús Cortés Rodicio (Osakidetza)

12:30 Sistemas de Planificación en Medicina Nuclear

En los últimos años se está viviendo un desarrollo creciente de los tratamientos con isótopos radiactivos no encapsulados. Existe una clara evidencia de la necesidad de seguir un procedimiento de planificación de la actividad a administrar en función de cada paciente, de manera parecida a los tratamientos que se realizan en Oncología Radioterápica. En la bibliografía reciente se muestran correlaciones entre la dosis absorbida con la respuesta tumoral así como con la toxicidad en tejidos sanos. Por tanto, los tratamientos con isótopos radiactivos requieren de una dosimetría realista y personalizada. Esto se refleja en las recomendaciones internacionales y en la directiva Euratom 2013/59 que nos instan a planificar de manera individualizada y verificar la realización de las exposiciones médicas con fines radioterapéuticos. Entre las dificultades que se encuentran para un uso generalizado de dosimetría en terapia de medicina nuclear está la reducida disponibilidad de herramientas -comerciales o no- para el cálculo de dosis absorbida, los llamados "Sistemas de Planificación de Tratamientos". En el simposio se tratará de resumir la situación actual al respecto, con los problemas más comunes y las posibles soluciones en el presente y el futuro más cercano.

Dos ejemplos representativos de procedimientos en los que el uso de estos planificadores es necesario y prometedor son:

• La radioembolizacion hepática con microesferas de 90Y.
• El tratamiento de tumores neuroendocrinos con 177Lu-DOTATATE.

En ambos casos se expondrán los fundamentos de la planificación y se analizarán las posibilidades de que se disponen en la clínica para ello. A partir de lo expuesto abrirá un debate posterior entre todos los asistentes.

Speakers: Fernando Mañeru Cámara (Complejo Hospitalario de Navarra), Dr Irene Torres-Espallardo (Hospital Universitario y Politécnico La Fe)

2. Fernando Mañeru.pptx

13:30 → 14:30 ALMUERZO TIPO COCTEL. P0

14:30 → 15:30 Sesión Plenaria: Aplicaciones de la Inteligencia Artificial en el ámbito hospitalario e industrial

Aplicaciones de la Inteligencia Artificial en el ambito hospitalario e industrial

Conveners: Ignacio Hernández Medrano (Savanamed), Javier García Sedano (CEO - Optimitive), Valentín Campo San Martín (OSI ARABA- HOSPITAL DE TXAGORRITXU)

15:30 → 15:35 PRESENTACIONES PÓSTERES P-3. PAUSA-CAFÉ EN EL HALL P0. DE 15.30H A 16.30H

15:35 → 16:30 Sesión Técnica BIOTERRA: Nuevos algoritmos para QA de paciente/ Herramientas IA en RayStation

Conveners: Eduardo Fuentes (Bioterra), Dr Lutz Müller (IBA Dosimetry)

15:35 → 16:30 Sesión Técnica CANON: Transformación digital en el diagnóstico por la imagen

Convener: Israel López (Business Manager CT-CANON MEDICAL SYSTEMS)

15:35 → 16:30 Sesión Técnica Vision RT: Implementation of Surface Guidance for Stereotactic Body Radiotherapy - Physics Perspective

Convener: Vania Batista (Heidelberg University Hospital)

16:30 → 17:30 Debate: Las correcciones diarias de imagen en radioterapia son necesarias

Conveners: Agustin Santos, Rafael García Mollá (Hospital Universitario y Politécnico La Fe)

16:30 A favor de “Las correcciones diarias de imagen en radioterapia son necesarias”

El objetivo fundamental de la Radioterapia es administrar altas dosis de radiación al volumen objetivo minimizando las dosis en los órganos de riesgo.
Tan importante como la precisión y exactitud en el cálculo de la dosis en el tumor y en los órganos de riesgo es el que el volumen a irradiar se encuentre dentro del campo de radiación. El posicionamiento preciso del tumor dentro del campo de tratamiento no está garantizado con las tres marcas en piel de los láseres, ni por las distancias fuente-superficie, sino empleando diariamente sistemas de verificación de la posición del volumen objetivo. Si no realizamos una verificación del posicionamiento del tumor diariamente mediante diversos procedimientos (imágenes portales, conebeam, localización de marcas fiduciales internas, localización de superficies, ultrasonidos, dispositivos electrónicos de seguimiento de sondas solidarias con el órgano a irradiar…) utilizando el más adecuado para cada caso, va a hacer que tengamos que incrementar los márgenes de tratamiento para garantizar la posición del tumor dentro del campo de radiación.
Incluso en aquellos tratamientos en los cuales el PTV está incluido dentro de una estructura rígida, como puede ser el cráneo, la verificación del posicionamiento diario nos va a permitir a evitar un posible error de este.
Además, los dispositivos de imagen y localizadores de los nuevos equipos son lo suficientemente rápidos como para no enlentecer el tratamiento. En definitiva, si pretendemos aumentar la dosis al tumor y reducir la dosis en los tejidos circundantes, es esencial que sepamos donde está el objetivo localizándolo en cada una de las fracciones, esto nos va a permitir además hacer un escalado de dosis con las debidas garantías. El uso pues de los márgenes adecuados y la localización del tumor nos va a permitir maximizar el beneficio para el paciente de las diversas tecnologías de tratamiento, tanto de las altamente sofisticadas como de las más simples.

Speaker: JOAN VICENT ROSELLO FERRANDO

debate a favor Joan rosello.ppsx

17:00 En contra de “Las correcciones diarias de imagen en radioterapia son necesarias”

La manera que tenemos de entender el cáncer ha cambiado en los últimos veinte años. Tradicionalmente se ha considerado la enfermedad como un conjunto de células que no paran de multiplicarse y que, eventualmente, se reproducen a distancia. La manera de abordar su tratamiento, en lo referente a la radioterapia, se centró en una visión mecanicista: curaremos más conforme más preciso irradiemos. Sin embargo, la investigación en cáncer ha ido convergiendo a una nueva idea sobre la dolencia [1-2] que consiste en entenderla no como una única enfermedad, sino como miles o incluso millones de enfermedades diferentes. Hemos descubierto que el tumor es un sistema vivo complejo, capaz de desarrollar numerosas habilidades biológicas que le sirven, entre otras utilidades, para hacer frente a las agresiones externas. Además, hoy en día somos conscientes de que no entendemos bien la interacción de la radiación con el tumor y que, por tanto, su efecto terapéutico conlleva una incertidumbre importante. En ocasiones nos encontramos con pacientes con un mismo diagnóstico clínico, pero con pronósticos radicalmente diferentes, incluso si recibieron tratamientos idénticos. ¿Es debido a que no estamos impartiendo la dosis con la precisión necesaria? ¿O quizá hay una serie de incertidumbres añadidas que nos limita la capacidad actual de curación?

En este contexto, la idea mecanicista pierde valor, y necesitamos entender el proceso oncológico no únicamente desde la perspectiva de la radioterapia, sino globalmente. A parte de las ya comentadas incertidumbres debemos tener en cuenta las incertidumbres específicas del proceso radioterápico, como las asociadas al contorneo de los volúmenes (que según recientes estudios serían la componente dominante en las incertidumbres de tratamiento [3]), la incertidumbre de posicionamiento inter e intra fracción, las incertidumbres a la hora de impartir el tratamiento…

Como físicos, sabemos que, si dichas incertidumbres son mayores que la asociada con el posicionado del haz de radiación sobre el volumen objetivo, el esfuerzo dedicado a reducir esta última se convierte en un trabajo baldío, o incluso contraproducente. En cualquier caso, la respuesta no debería ser una cuestión de opinión, y solo el análisis de la evidencia nos puede indicar el camino a seguir.

En los niveles de evidencia más bajos, los resultados son contradictorios. Chung et al describieron una reducción de las toxicidades al comparar IG-IMRT versus IMRT sin imagen guiada [4], mientras que Zhong et al no observaron dicha reducción en un estudio similar [5]; por otro lado, Engels et al informaron de un incremento de fallo bioquímico como consecuencia de la reducción de márgenes del CTV al PTV al implementar el control del posicionado por imagen diaria. En el grado más alto de evidencia disponible hasta la fecha, encontramos un ensayo fase III aleatorizado que compara un grupo con imagen diaria con otro que lleva una imagen semanal [7]; en este ensayo, a pesar de que las dosis a los tejidos sanos fueron más altas para el grupo con imagen semanal, no se detectó ni un aumento de los efectos secundarios, ni un peor control local, en dicha población.

Tenemos que preguntarnos si la imagen diaria surge como respuesta intuitiva a un problema complejo, que nos aporta una falsa sensación de seguridad, o si surge de un análisis de la evidencia disponible. Los datos de que disponemos muestran que nos encontramos en el primer escenario.

Speaker: Mr Pedro Gallego (Hospital de la Santa Creu i Sant Pau)

2. Pedro Gallego-En contra de la proposición.ppsx

16:30 → 17:30 Orales: Medicina Nuclear: Dosimetría de pacientes, tratamiento de imagen y garantía de calidad

Conveners: Aurora Vicedo Gonzalez (ERESA), Javier Sánchez Jiménez (Hospital Universitario de Burgos)

16:30 Cámara gamma de alta resolución y sensibilidad con tabiques activos

Las gamma-cámaras de alta resolución presentan un gran interés debido a su gran potencial en el campo de la imagen médica nuclear. Mediante su uso es posible un diagnóstico precoz de de tumores de tamaño reducido. También se pueden usar para una gran variedad de estudios clínicos y preclínicos que tiene como objetivo el diseño de tratamientos mas efectivos contra el cáncer.

El funcionamiento básico de una gamma-cámara consiste en inyectar al paciente con un contraste radiactivo que decae emitiendo un rayo gamma. Dicho rayo gamma pasa a través de un colimador (hecho por un material altamente impenetrable como el Pb o el W) para finalmente llegar a un detector sensible a la radiación (un cristal centelleador).

Un problema común de las gamma-cámaras es la reducida sensibilidad. Únicamente los rayos gamma emitidos en paralelo a los colimadores (en el caso de colimadores paralelos) o dentro de una cierta región angular (para colimadores multi-pinhole) son los que finalmente llegan al detector. Para aumentar la sensibilidad de una cámara gamma multi-pinhole, se ha de incrementar el numero de pinholes y su apertura angular. Como consecuencia aparece el fenómeno de solapamiento: rayos gamma que penetran a través de pinholes diferentes llegan a una misma región común en el detector. En dicha región, no es posible identificar a través de que agujero ha pasado el rayo gamma antes de ser detectado. Este fenómeno introduce ruido en la imagen reconstruida final, además de la introducción de artefactos.

Una imagen ruidosa junto a los artefactos, es muy peligrosa ya que puede llevar a un diagnostico o a unas conclusiones incorrectas. Problemas asociados a detectores multi-pinhole sin solapamiento también son conociodos. La falta de solapamiento produce regiones ciegas, un campo de visión reducido y una imagen final truncada parcialmente.

Nuestro proyecto consiste en el diseño de una gamma-cámara de tipo multi-pinhole con alta resolución y sensibilidad que además elimina el solapamiento y no produce artefactos en la imagen final reconstruida. Manteniendo la configuración de un colimador multi-pinhole, añadimos un nuevo elemento, un tabique activo, hecho de un material sensible a la radiación, que impide la llegada de los rayos gamma a la zona de solapamiento. Lo denominamos activo porque es en si un detector, y por tanto es capaz de medir las coordenadas de impacto de los rayos gamma. De esta forma es posible, sin ambigüedad alguna, asignar a cada rayo detectado el pinhole que previamente a atravesado.

El resultado final es una gamma-cámara sin limitaciones el el campo de visión, que además tiene una sensibilidad alta, sin los problemas asociados al solapamiento. Esta cámara se puede usar tanto en SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography) o incluso en vivo, en el quirófano, para la localización de ganglios y masas tumorales. Como el colimador tiene múltiples aperturas, se tendrá información sobre la profundidad a la que se forma la imagen, es decir sin tener que recurrir a la tomografía de tipo SPECT se dispondrá de información 3D.

Speaker: Victor Ilisie (Instituto de Instrumentación para Imagen Molecular)

spect.pdf

16:39 Implementación y validación de un algoritmo de superposición por cono colapsado para dosimetría en terapia con radioisótopos

Introducción

Se han desarrollado dos algoritmos de cálculo basados en superposición por cono colapsado (CC) para el cálculo de dosis absorbida a partir de la biodistribución de un radiofármaco. La superposición se basa en el escalado lineal de un kernel de deposición de dosis (DK) por la distancia radiológica entre los puntos de emisión y absorción de energía. El cono colapsado permite acelerar los cálculos al transportar energía únicamente en un conjunto finito de direcciones.
Este trabajo presenta la validación contra MonteCarlo (MC) tanto para isótopos beta como gamma.

Material y Métodos

Se han implementado dos algoritmos CC. El algoritmo “Straight CC” (SCC) utiliza un único DK basado en agua para todas las emisiones de un núcleo, mientras que el algoritmo “Primary and Scatter CC (PSCC)” usa DK diferentes para fotones primarios y dispersados una sola vez. PSCC únicamente se ha implementado para fotones originados en el núcleo, no siendo válido para emisores de positrones. Los DK fueron generados usando los paquetes MonteCarlo MCNP y EGSnrc.
La implementación se ha validado con un isótopo beta usado en terapia, $^{90}Y$, dos isótopos gamma usados en diagnóstico, $^{18}F$ y $^{99m}Tc$ y 2 isótopos mixtos usados en terapia, $^{131}I$ y $^{177}Lu$. La validación se realizó simulando en MCNP 6 maniquíes virtuales, correspondiendo a cada posible interfaz entre tejido blando, pulmón y hueso. Únicamente la parte del maniquí anterior a la interfaz contiene actividad. La dosis absorbida se registró en vóxels de 1mm, dando lugar a curvas de dosis frente a distancia a la interfaz. Las curvas de MonteCarlo y CC se compararon usando el porcentaje de puntos que satisfacen un critero $\gamma$ (1%, 1mm) para emisores beta y $\gamma$ (3%, 3mm) para emisores gamma. Para cada isótopo se escogió un único algoritmo CC y se usó para todos los maniquíes.

Resultados y Discusión

En la figura 1, se muestra un ejemplo de curvas de dosis para una sola interfaz y cuatro de los isótopos. En la figura 2, se muestran los porcentajes de cumplimiento del criterio $\gamma$ para cada combinación de isótopo e interfaz.
Los peores resultados se obtiene para el $^{99m}Tc$ en la interfaz hueso/pulmón (43%) y hueso/tejido blando (81%). En el resto de casos el cumplimiento supera el 90%. PSCC da mejores resultados que SCC para fotones con energías cercanas a 100 keV, siendo SCC superior en el resto de casos. Los tiempos de cálculo fueron siempre inferiores a 5 minutos en un ordenador de escritorio (4 hilos, 3.2 GHz Intel Core i5)

Conclusiones

Los resultados muestran que la superposición por cono colapsado es una alternativa válida a las simulaciones MC para cálculo de dosis impartida por radiofármacos. El uso de las variantes SCC o PSCC depende del isótopo en consideración.

Figuras

Speaker: Dr Manuel Sánchez García (Hospital Clínico de Santiago de Compostela)

2019_SEFM-SEPR_Validacion v20190611.pptx

16:48 Dosimetría a nivel de voxel en tratamientos con micro-esferas de vidrio de Y-90. Comparación con Simplicity®

Introducción:
La planificación con MAA-Tc99m de los tratamientos de hepatocarcinoma con micro-esferas de Y-90 (PL) permite conocer la distribución de cuentas en una imagen SPECT-CT. Tras la cuantificación absoluta de la misma, obtendremos la distribución de actividad a nivel de voxel j,$(A_{j})_{Tc}$.
Suponiendo la misma distribución de actividad del Y90, podremos estimar la distribución de dosis$(D_y)_i $ del Y-90 (MIRD17(i)) en cada voxel i de los volúmenes perfundido$V_p$ y tumoral$V_T$,
Se presenta un procedimiento que convoluciona mediante ImageJ(ii) los valores de actividad con los factores S a nivel de voxel$S_{i\leftarrow j}$ publicados en la bibliografía. (iii)
Se comparan los valores de dosis obtenidos con los presentados por BTG en su planificador Simplicity®(Sy).

Material y métodos:
En nuestro servicio se han tratado 14 pacientes con un total de 18 lesiones. (12 hombres y 2 mujeres) (41-80 años) con un rango de actividades de tratamiento de Y-90 AY entre 0.51 – 6.22 GBq.
Como resultado de PL se obtienen imágenes SPECT-CT reconstruidas con un equipo SYMBIA, colimador LEHR y tamaño de voxel de 4.795$mm^{3}$.
El factor de calibración Fc (cps/MBq) se determina mensualmente en imagen planar (iv) siguiendo el protocolo nacional de control de calidad en MN
La convolución de $A_{i}$ con los factores (iii) se realiza mediante una macro desarrollada (ii) para los 26 voxeles cúbicos j alrededor del que se calcula, siendo el que se calcula el del medio i:

$ (D_y)_i=\sum_{j=1}^{27} \frac{\frac{(A_{j})_{Tc}}{(A_{T})_{Tc}}A_{Y}}{\lambda _{Y}}(S_{i\leftarrow j})_{Y}=\frac{A_{Y}}{\lambda _{Y}(A)_{Tc}}\sum_{j=1}^{27}(A_{j})_{Tc}(S_{i\leftarrow j})_{Y} $

Donde $λ_Y$ es la constante de desintegración del Y-90.
Se estiman las dosis en los voxels tanto de $V_p$ para el que se prescribe una dosis de 120 Gy (iv) , como en el volumen $V_T$ para el que debe obtenerse una dosis de 120-200 Gy(vi)

Resultados y discusión:
Se comparan para cada paciente las dosis medias obtenidas con ImageJ y con Simplicity, obteniendose la siguiente regresión lineal: ImageJ=0.76*Sy (R2=0.71).
Se obtienen los histogramas obtenidos con ImageJ en los $V_p$ y $V_T$ para todos los pacientes tratados. La figura 1 muestra los de un paciente tratado con 1 GBq.
La figura 2 muestra las isolineas (línea blanca 5, amarilla 25, roja 75, y azul 150 Gy, respectivamente) obtenidas con ImageJ para un paciente al que se administran 3.66 GBq. respectivamente). No es posible comparar con las de Simplicity ya que estas son cualitativas.

Conclusiones
Se ha desarrollado un procedimiento clínico personalizado basado en el documento MIRD17 que permite, en la fase de planificación con Tc-99m, conocer la distribución de dosis a nivel de voxel en tratamientos con micro-esferas de Y-90.

El procedimiento puede aplicarse a otras terapias en MN siempre que la distribución de actividad del radionucleido utilizado en la PL pueda ser cuantificada (cuantificación absoluta) a nivel de voxel en imagen SPECT-CT y se disponga de tablas con los factores S correspondientes a nivel de voxel.

i MIRD17
ii ImageJ
iii Lanconelli et al, stacks.iop.org/PMB/57/517
iv EJNMMI Physics (2018) 5:8 doi.org/10.1186/s40658-018-0208-9
v THERASPERES training, Essen 2015
vi Marnix GEH Personalized SIRT EANM´18

Speaker: Mario Martín Veganzones (Hospital Clínico Univeristario de Valladolid)

Dosimetría a nivel de voxel en tratamientos con micro-esferas de vidrio de Y-90. comparación con Simplicity v05.pptx

16:57 CT de ultra-baja dosis para corrección de atenuación en PET/CT

En algunos escenarios clínicos en los que se adquieren varios estudios PET/CT en un intervalo de tiempo reducido (seguimiento, ensayos clínicos o estudios multi-trazador), la imagen CT de algunas adquisiciones es redundante desde el punto de vista diagnóstico y solo se usa para la corrección de atenuación del PET. En esos casos, la configuración del protocolo CT puede modificarse para reducir la dosis de radiación recibida por el paciente, siempre que se asegure una correcta corrección de atenuación para la imagen PET.

Objetivo

Determinar los parámetros de CT de mínima dosis al paciente compatibles con una corrección de atenuación precisa y con una calidad de imagen PET no degradada por motivo de la corrección de atenuación.

Métodos

Se realizaron estudios PET/CT en un tomógrafo mCT TrueV de un maniquí cilíndrico (diámetro: 20 cm) relleno con 164 MBq de FDG, dentro de un recipiente con forma de paralelepípedo (sección 17 cm x 34 cm) relleno con agua (para simular atenuación).
Se adquirieron 21 CTs con diferente configuración (KV: 80, 100 y 120 kV; carga: 120, 100, 80, 60, 40, 20 y 10 mAs sin modulación de corriente). El valor de CTDI en los CTs realizados varió desde 0.2 a 8.7 mGy.
Se generó el mapa de atenuación de cada CT y se reconstruyó la imagen PET con cada mapa de atenuación generado. Se dispone por tanto de 3 conjuntos de 21 imágenes: CT, mapa de atenuación (mu-map) y PET. Las imágenes se analizaron cualitativamente, para buscar posibles defectos debidos a la baja dosis del CT. Las áreas más afectadas se analizaron cuantitativamente en función del CTDI, dibujando un volumen de interés esférico de radio 10 mm y registrando valor medio de píxel (VMP) y desviación estándar (SD).

Resultados

Análisis cualitativo: La imagen CT que se utiliza para generar el mu-map y el propio mu-map presentan artefactos para las dos condiciones de menor CTDI: 80kV-20mAs (CTDI: 0.41 mGy) y 80kV-10mAs (CTDI: 0.20 mGy). Las imágenes PET obtenidas con estos mu-maps presentan un claro defecto de uniformidad (Figura 1).

Análisis cuantitativo: El valor medido en PET en la zona más afectada (Figura 2) varía menos de un ±2% respecto de la adquisición de mayor CTDI para cualquier condición de CT excepto 80kV-20mAs (desviación -7.1%) y 80kV-10mAs (-16.8%). El nivel de ruido en las imágenes de CT y mu-map es claramente dependiente del CTDI, pero el ruido de la imagen PET apenas varía.

Conclusiones

La corrección de atenuación es correcta siempre que se usen 120 ó 100 kV, independientemente de la carga seleccionada. Para 80 kV, la imagen PET se degrada, tanto cualitativa como cuantitativamente, si la carga del CT es menor o igual a 20 mAs (CTDI ≤ 0.41 mGy).

Speaker: Elena Prieto Azcárate (Clínica Universidad de Navarra)

17:06 Evaluación del valor cuantitativo de las imágenes SPECT con 99mTc-HDP respecto a las imágenes PET con 18F-FDG

Con las nuevas técnicas de reconstrucción xSPECT-Bone® (xB) y xSPECT-Quant® (xQ) (Siemens), las imágenes SPECT adquieren valor cuantitativo (MBq/mL o SUV).

Objetivos: Evaluar la detectabilidad y los coeficientes de recuperación (RC) para las reconstrucciones xB y xQ; y compararlos con los proporcionados por la imagen PET. Se estudió la exactitud y precisión de la concentración de actividad para ambas técnicas de imagen.

Métodos: Se utilizó un maniquí antropomórfico NEMA, con 6 esferas (ø=10-37mm) y un cilindro que simula pulmón. Las adquisiciones se realizaron en un tomógrafo SPECT-CT (Symbia Intevo Bold, Siemens) y un tomógrafo PET-CT con TOF (Biograph mCT Flow, Siemens). Se rellenó el maniquí con Tc-99m y F-18, respectivamente, con un ratio de concentración de actividad esferas:fondo similar en ambos casos (8,9:1 y 8,8:1). Las esferas se rellenaron con contraste de forma que las HU sean las propias de hueso. Ambas adquisiciones se realizaron según el protocolo clínico estándar.
Se realizaron las siguientes reconstrucciones:
1. SPECT-xQ-->(xQ, 48 iteraciones, 1 subconjunto, FWHM=10mm)
2. SPECT-xB-->(xB, 48 iteraciones, 1 subconjunto, FWHM=10mm)
3. PET-EARL-->(OSEM 3 iteraciones 21 subconjuntos, FWHM=6mm, TOF)
4. PET-HR-->(OSEM 3 iteraciones 21 subconjuntos, FWHM=2mm, TOF+PSF)
Se valoraron cualitativamente las imágenes, determinando el número de esferas detectables.
Se calcularon los RCs del valor máximo y del promedio dentro de un isocontorno del 50% (RCmax, RC50), y el error residual de las correcciones de atenuación y dispersión (ΔCpulmón) para cada reconstrucción.
Se calculó la media y la SD del SUV medidos mensualmente en ambos tomógrafos.

Resultados: La figura.1 muestra las imágenes obtenidas en cada tomógrafo con las diferentes reconstrucciones. En ambas imágenes SPECT se detecta la 4ª esfera (17mm), pero en la imagen SPECT-xB las esferas están mejor definidas. En ambas imágenes PET se detecta la 6ª esfera (10 mm), pero la imagen PER-HR aporta una mayor definición más evidente en la esfera más pequeña.

En la figura.2 se representan RCmax y RC50 para cada imagen. Los valores de ΔCpulmón para las reconstrucciones SPECT-xQ, SPECT-xB, PER-EARL y PET-HR fueron 4,5, 2,3, 12,6 y 11,6%.
El promedio y la SD del SUV para las reconstrucciones SPECT-xQ, SPECT-xB, PET-EARL y PET-HR fueron: 1,03±0,02 1,02±0,03 1,03±0,03 1,02±0,03.

Discusión: La imagen PET presenta una mayor detectabilidad independientemente de la reconstrucción utilizada. Los RCs de PET para las dos esferas de menor tamaño son superiores a los de SPECT para cualquier reconstrucción. A partir de la esfera de 17 mm con la reconstrucción SPECT-xB se obtienen RCs mejores que para la imagen PET-EARL. El error residual tras las correcciones de dispersión y atenuación (ΔCpulmón) es mayor en las imágenes PET. La precisión y exactitud de la concentración de actividad evaluada en una región de gran tamaño de las imágenes SPECT es similar a la de los estudios PET.

Conclusiones: Si bien la imagen PET es superior a la imagen SPECT en términos de eficiencia de detección, los estudios SPECT pueden aportar información cuantitativa útil en la práctica clínica.

Speaker: Verónica Morán Velasco (CLINICA UNIVERSIDAD DE NAVARRA (Madrid))

17:15 DOSIMETRÍA INTERNA EN PACIENTES SOMETIDOS A TERAPIA METABÓLICA CON 177Lu-DOTATATE

El tratamiento con 177Lu-DOTATATE ha demostrado ser eficaz para tumores neuroendocrinos. El reto principal de la terapia metabólica es maximizar la dosis que reciben los tumores y reducir al máximo el daño causado a órganos sanos. En particular, se considera que la dosis absorbida por los riñones y la médula ósea no debe superar los 20 Gy y 2 Gy respectivamente en los 4 ciclos del tratamiento, siendo las dosis habituales de 0.62-0.90 Gy/GBq en los riñones, y de 0.02-0.07 Gy/GBq en la médula ósea roja.

Objetivo

Analizar la dosis absorbida en órganos y lesiones tumorales en pacientes sometidos a varios ciclos de tratamiento con 177Lu-DOTATATE para comparar con los valores de referencia.

Métodos

Se analizaron los resultados obtenidos de la dosimetría de 5 pacientes (4 hombres y 1 mujer) sometidos a tratamientos con 177Lu-DOTATATE por presentar tumores neuroendocrinos con diversas metástasis. Se administraron 4 ciclos de tratamiento a un paciente, 3 ciclos a 2 pacientes y 2 ciclos a 2 pacientes. La actividad promedio por ciclo fue de 7.4 +/- 0.4 GBq (6.45-7.73) en cada uno de los ciclos.

Las dosis absorbidas en órganos y lesiones tumorales se determinaron en base a 3 rastreos de cuerpo entero (24, 48 y 96 horas después del tratamiento) en una gammacámara Symbia (Siemens), debidamente calibrada. Para evaluar la atenuación del paciente se le realizó un estudio de transmisión con una fuente de Co-57. Los valores del espesor del paciente y de los órganos, necesarios para calcular la actividad acumulada según la metodología MIRD, fueron calculados empleando imágenes SPECT/CT.

Para la estimación de dosis a médula ósea se extrajeron muestras de sangre transcurridas 0.5, 1, 2.5, 4, 8, 24, 48 y 96 horas post-tratamiento. La concentración de actividad de las muestras de sangré se evaluó mediante un contador gamma NaI(Tl) tipo pozo y considerando su volumen.

Las imágenes se analizaron por medio de regiones de interés en los órganos y tumores a estudiar que se dibujaron empleando el software PMOD (PMOD Technologies LLC), y se calculó la actividad mediante el método de las imágenes conjugadas, corregidas por atenuación, espesor y fondo. El cálculo de la dosis absorbida se realizó empleando el programa OLINDA/EXM (Vanderbilt University).

Resultados y discusión

La Tabla 1 presenta los valores promedio de dosis absorbida por actividad administrada para cada órgano, así como el semiperiodo efectivo de retención. Se analizaron 31 lesiones con un total de 82 lesiones*ciclos. El análisis de la dosis en las lesiones se realizó en dos grupos: hepáticas y extrahepáticas (Figura 2).

Los valores de dosis absorbida en la médula ósea están dentro de los valores publicados, mientras que en los riñones son ligeramente superiores. Por otra parte, la dosis absorbida por los tumores presenta una gran dispersión.

Conclusiones

Este estudio muestra la necesidad de evaluar de manera personalizada la dosis en los tratamientos de tumores neuroendocrinos con 177Lu-DOTATATE, especialmente en los órganos críticos.

Speaker: Josep M. Martí-Climent

16:30 → 17:30 Orales: PR ocupacional y Transporte

Conveners: Mr Luis Vega (Ascó - ANAV), Mrs Soledad García Sierra (ENUSA)

16:30 Evaluación del blindaje del bunker del CLPU mediante simulaciones Montecarlo para una fuente de neutrones generada con el láser VEGA.

La sala donde se realizan los experimentos con el sistema láser VEGA del Centro de Láseres Pulsados (CLPU), es un bunker que alberga los denominados aceleradores láser-plasma VEGA-2 (200-Teravatio y 10Hz) y VEGA-3 (1 Petavatio y 1Hz). Estos sistemas son capaces de acelerar partículas cargadas a altas energías, mediante la focalización en pocas micras del haz pulsado ultracorto de VEGA (30 femtosegundos) sobre un medio material. Así, por ejemplo, con el láser VEGA-2 se han producido en el bunker del CLPU haces de electrones y protones con energías de varias centenas y una decena de MeV, respectivamente (Volpe L. et al.) Además de la producción de haces de electrones y protones, la producción de neutrones con láseres ultraintensos ha despertado un gran interés en la comunidad científica y técnica. El CLPU, como Infraestructura Científico Técnica Singular (ICTS), recibe solicitudes de acceso de usuarios interesados en estudiar diferentes esquemas de generación de neutrones con el láser VEGA.

En el presente estudio se realiza una evaluación del blindaje del bunker del CLPU para albergar una fuente de neutrones generados con el láser VEGA. Presentamos los resultados obtenidos con el código Montecarlo MCNP y FLUKA para estimar las dosis debida a neutrones producidos por cada disparo del láser VEGA-3 (60J, 30fs y tasa de repetición de 1Hz). Los resultados de las simulaciones Montecarlo con los dos códigos MCNP y FLUKA son consistentes entre sí para estimar la tasa de dosis de neutrones en el bunker del CLPU. Se han estudiado diversos mecanismos de generación de neutrones por láser, suponiendo diferentes espectros para la fuente de neutrones y considerando, de manera conservadora, una emisión isótropa en todos los casos. Además, independientemente del mecanismo de generación, se ha tomado el valor máximo de producción de neutrones publicado hasta la fecha. En estas condiciones, se encontró que la dosis por disparo en la zona de control, están muy por debajo del límite para el público (0.5 µSv/h). Sin embargo, las tasas de dosis en las plantas superiores y áreas perimetrales de la parte superior del bunker, pueden alcanzar el valor límite para el público cuando el láser VEGA opera a su tasa nominal. Por esta razón, se han propuesto blindajes adicionales que permitan la operación del láser VEGA a su tasa nominal, garantizando valores muy inferiores de la tasas de dosis al público en las zonas ocupadas y no clasificadas de la instalación.

L.Volpe et al., High Power Laser Science and Engineering, 2019, "Generation of high energy laser-driven electron and proton sources with the 200 TW system VEGA 2 at the Centro de Laseres Pulsados".

Speaker: José-Manuel Álvarez Pastor (Centro de Láseres - CLPU)

16:39 Riesgo de contaminación interna en la Fábrica de elementos combustibles de Juzbado

Introducción
En la fábrica de Combustibles de óxido de Uranio que tiene ENUSA en Juzbado, se procesa el Uranio en forma de polvo en varias etapas. En estas zonas existe riesgo de contaminación ambiental y por tanto riesgo de contaminación interna por incorporación de isotopos de Uranio.

Para proteger a los trabajadores se analizan los riesgos existentes, se establecen medidas de protección, se definen normas de actuación específicas acordes al riesgo y se establece una vigilancia de la contaminación ambiental.

En 2018 se produjo un incidente durante una operación de mantenimiento con generación de aerosoles de uranio, contaminación ambiental y exposición de un trabajador a contaminación interna.

Descripción
Un operario de mantenimiento se disponía a mecanizar una pieza de molibdeno, aparentemente sin contaminación. La instrucción asociada a esa operación es avisar previamente a Protección Radiológica (PR) para que valore la operación y establezca las medidas de protección necesarias. En este caso el trabajador consideró que la pieza estaba limpia y la mecanizó durante 20 minutos sin protección respiratoria, cuando la norma asociada a ese trabajo indicaba que debía realizarla con máscara.
Mientras se encontraba realizando el trabajo se disparó la alerta de contaminación ambiental de un equipo de vigilancia próximo a la zona. Al escuchar la alerta paró el trabajo, abandonó el área y lo comunicó a PR.

A continuación se activó el protocolo por contaminación interna:

Se tomó inmediatamente una muestra de orina puntual blanco y otra al día siguiente para determinar Uranio en orina mediante fosforescencia inducida por láser (KPA).
Se realizó una estimación de dosis interna a partir de los datos de contaminación ambiental del área, a partir de la cual y de acuerdo con el Servicio de Dosimetria Interna CIEMAT, se tomó una muestra de orina de 24h para realizar isotópico de Uranio mediante espectrometría alfa.

La incidencia se analizó y como acciones correctivas se reforzó la formación del personal de Mantenimiento en los requisitos de PR aplicables y se colocó un cerramiento en el taller mecánico con llave que custodia PR de manera que se asegura la comunicación de los trabajos a PR para su valoración.

Resultados
Los resultados obtenidos en la muestra de 24h del trabajador confirman la sospecha de incorporación de Uranio, si bien la dosis interna resultante es inferior al Nivel de Registro de 1 mSv/año.

La estimación de dosis interna realizada a partir de datos operacionales (concentración ambiental y medida de uranio en muestra puntual por KPA) es coherente con la dosis oficial obtenida a partir de la muestra de orina de 24h.

Conclusiones
Este incidente pone de manifiesto la importancia de la formación del personal, el cumplimiento de las normas, y la adecuada vigilancia de la contaminación ambiental, que en este caso ha funcionado adecuadamente y ha permitido identificar la existencia de contaminación ambiental de forma rápida minimizando el riesgo de incorporación por parte del trabajador.
Además demuestra la coherencia entre las diferentes estimaciones dosimétricas realizadas, siendo la dosimetría interna un tema muy complejo y sometido a gran incertidumbre.

Speaker: Mrs Maria Soledad Sierra Gil (ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS, S.A. S.M.E)

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16:48 Medicina Nuclear: Monitorización ambiental y evaluación de la exposición interna de los trabajadores durante la gammagrafía pulmonar de ventilación/perfusión

Introducción

La gammagrafía de ventilación/perfusión permite diagnosticar tromboembolismos pulmonares mediante la utilización de radiofármacos marcados con 99mTc. Así, el personal de una unidad de Medicina Nuclear (MN) encargado de la atención a los pacientes puede estar expuesto a incorporaciones de 99mTc vía inhalación o ingestión.

El trabajo tiene como objetivos, por una parte, determinar la presencia de 99mTc en aire de diferentes zonas del departamento de MN de un hospital del sur de Cataluña, así como la detección de contaminación superficial (frotis). Posteriormente, evaluar la exposición interna de los trabajadores durante el estudio de ventilación/perfusión.

Material y métodos

Las muestras de aire se captaron en la sala de administración del radionúclido, la sala de adquisición de la imagen (gammacámara) y el pasillo. Para ello, se utilizó una bomba portátil de bajo caudal, equipada con filtros de fibra de borosilicato. El frotis se llevó a cabo en distintas superficies de la sala de administración de la dosis, utilizando piezas cuadradas de algodón impregnadas de alcohol etílico. En cuanto a la orina, se analizaron muestras compuestas de 24 horas.

La actividad de 99mTc se determinó mediante un detector de germanio de alta resolución. En función de la tipología de muestra, se emplearon diferentes geometrías.

Resultados y discusión

Las muestras de aire se recogieron antes, durante y después de la administración de 99mTc. Los valores de actividad más altos, hasta 640,0±27,0 kBq/m3, corresponden a la sala de administración en el momento en el que se lleva a cabo la generación y administración del aerosol. Esto se debe a una acumulación del mismo en dicha sala, ya que ésta permanece cerrada. La actividad máxima detectada en el aire de la gammacámara fue de 1,5±0,1 kBq/m3. Después del estudio de ventilación, los pacientes son trasladados a la gammacámara y, como medida de protección, se les proporcionan mascarillas faciales de papel. Dichas mascarillas fueron analizadas y la actividad máxima detectada fue de 646,0±0,1 kBq, indicando que éstas supuestamente minimizan la dispersión del 99mTc que podría exhalar el paciente. En cuanto a las muestras de aire del pasillo, las actividades encontradas fueron de un orden de magnitud menor que las de la sala de administración. Este resultado indicaría la dispersión del radionúclido debido a posibles fugas a través de la puerta de la sala de administración.

El frotis se llevó a cabo después de la administración del radiofármaco. Los resultados obtenidos están comprendidos entre 164,0±1,0 Bq/cm2 y 337,0±19,0 Bq/cm2.

También se determinó el contenido de 99mTc en muestras de orina, para después evaluar la exposición interna de varios trabajadores. La actividad máxima detectada en muestras recogidas durante 24 horas fue de 2.073 Bq/día, resultando en una dosis efectiva comprometida de 20,9 µSv. Este resultado corresponde a la enfermera de MN.

Conclusiones

Durante las gammagrafías de ventilación/perfusión existe una dispersión del radioaerosol por toda la zona de la unidad de MN. No obstante, este hecho no constituye un riesgo radiológico para el personal, ya que no se supera el límite de dosis anual establecido para trabajadores expuestos.

Speaker: Dr Tatiana Baciu (Departament de Química Analítica i Química Orgánica, Universitat Rovira i Virgili (URV), Unitat de Radioquímica Ambiental i Sanitària (URAIS))

16:57 PLATAFORMA ESOREX (EUROPEAN PLATFORM FOR OCCUPATIONAL RADIATION EXPOSURE)

1.- Introducción

La Comisión Europea inició en 1997 el Estudio Europeo sobre Exposición Ocupacional a la Radiación (ESOREX), con objeto de facilitar a la propia CE y a las autoridades competentes en materia de protección radiológica, información fiable sobre cómo se implementaba la vigilancia radiológica individual en los países europeos, la información de sus resultados y el archivo de las dosis a largo plazo. Tras varios simposios, se propuso la creación de una plataforma que albergara los datos de dosis tanto individual como colectiva que se habían venido recopilando sobre todos los sectores ocupacionales hasta la fecha por los países participantes. Así, la CE encargó al Instituto de Radioprotección y de Seguridad Nuclear francés (IRSN) el desarrollo de la Plataforma ESOREX (en adelante, la plataforma) en un periodo de tres años, empezando a contar desde diciembre de 2012.

Actualmente la plataforma incluye datos sobre exposición ocupacional de todos los países que participan (incluido España, quien remite los datos contenidos en el Banco Dosimétrico Nacional), cubriendo todos los sectores ocupacionales (ciclo de combustible nuclear, sector médico, industria general, investigación y educación y lugares de trabajo con fuentes de radiación natural).

2.- Material y métodos

Se realiza una presentación sobre la cronología del desarrollo de la plataforma y el modo en que pueden visualizarse y explotarse los datos e información contenidos en ella.

3.- Resultados

A la plataforma ESOREX se accede libremente a través de internet. 22 países tienen acceso, entre ellos, España.

La plataforma está compuesta por una base de datos en la que se incluyen no sólo los datos de la exposición ocupacional europea (ordenados por países y sectores profesionales) sino también las estrategias seguidas por cada país para llevar a cabo la vigilancia de la exposición ocupacional. Además, pone a disposición de los usuarios una herramienta (fórum) donde desarrollar debates técnicos e intercambiar información entre expertos en protección radiológica cuyo acceso haya sido autorizado por el administrador nacional de la plataforma.

Una vez en el sitio web de la plataforma, se puede navegar por ella con diferentes perfiles de acceso: administrador web (IRSN), administrador nacional, corresponsal nacional, experto y público.

4.- Discusión:

La plataforma ESOREX se ha desarrollado no solo como una base de datos dosimétricos sino también como un foro para intercambio de experiencia entre los expertos con interés en la información contenida en ella. Al centralizar a nivel europeo los datos de la exposición ocupacional, la información queda disponible para realizar estudios epidemiológicos, análisis de tendencias, etc. lo que puede resultar de gran interés para organismos reguladores, autoridades sanitarias o laborales, la propia opinión pública, etc.

5.- Conclusiones

La plataforma ESOREX se encuentra plenamente operativa, con acceso libre a través de internet (https://esorex-platform.org/) y acceso restringido en función del perfil del usuario. Los países participantes mantienen su interés en mantener activa la plataforma, si bien para ello se requiere llevar a cabo una serie de acciones como involucrar a HERCA y otras organizaciones en su sostenimiento y promocionar su uso entre la comunidad internacional.

Speaker: Mrs María Luisa Tormo de las Heras (Consejo de Seguridad Nuclear)

PlataformaESOREX.pdf

17:06 ESTUDIO DE LOS PARÁMETROS ANALÍTICOS DE LA DETERMINACIÓN DE ISÓTOPOS DE URANIO Y TORIO EN MUESTRAS DE ORINA POR ESPECTROMETRÍA DE MASAS, PARA LA VALIDACIÓN RETROSPECTIVA DEL MÉTODO EN EL MARCO DE LA NORMA ISO/IEC 17025

Introducción
El Laboratorio de Espectrometría de Masas del Servicio de Dosimetría Interna de CIEMAT, realiza ensayos para la determinación de isótopos de Uranio (235U, 238U) y Torio (230Th, 232Th) en muestras de orina para la vigilancia dosimétrica de trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes. El laboratorio, que está en proceso de implantación de los requisitos de la norma ISO/IEC 17025 para la futura solicitud de su acreditación, ha realizado un estudio de los parámetros analíticos para la validación del método de ensayo.

Métodos
La concentración (µg/L) o actividad (mBq/L) de actínidos en muestras de orina se analiza mediante espectrometría de masas de alta resolución con fuente de plasma acoplado inductivamente, con sector magnético y doble enfoque (ICP-SFMS), tras su dilución 1:20 con HNO3. El plan propuesto para la validación del método consiste en la evaluación los parámetros de linealidad, rango, sensibilidad, exactitud y precisión, y la verificación de su adecuación a los parámetros exigidos por la norma ISO 28218 para la estimación de las dosis recibidas por los trabajadores expuestos por la incorporación de radionúclidos.
La metodología de validación retrospectiva se ha abordado mediante la aplicación de los siguientes procesos: estudio de la curvas de calibración obtenidas durante 3 años; uso de patrones certificados; estudio de resultados de medidas repetitivas de muestras de concentración o actividad conocida y de participación en ejercicios de intercomparación.

Resultados
Se ha llevado a cabo el estudio de los parámetros de calibrado, verificando una linealidad (r2>0.9999) en un rango de concentración de varios órdenes de magnitud. Se observa una fuerte dependencia de la pendiente de calibración de las condiciones de operación del equipo de medida, por lo que es necesaria la calibración del mismo previa a cada sesión de medidas.
Los límites de cuantificación obtenidos (1-2·10-3 µg/l para 238U, 230Th, 232Th y 3·10-5 µg/l para 235U), así como los resultados de exactitud (<10% en todos los casos) y precisión (< 12 % en términos de reproducibilidad y repetibilidad) obtenidos tras la medida de una serie de patrones en diferentes rangos de concentración, son inferiores a los requeridos por ISO 28218 y a los límites de aceptación establecidos por el propio laboratorio.
En el caso de la determinación de isótopos de Uranio, los resultados obtenidos por el laboratorio en la participación en ejercicios de intercomparación están, en todos los casos dentro del rango de aceptación propuesto por el organizador.

Conclusiones
Tras el análisis de los parámetros analíticos, se obtienen resultados que permiten demostrar la adecuación del método para la determinación de isótopos de U y Th en muestras de orina por ICP-SFMS. Sin embargo es necesario completar la validación (análisis de parámetros que pueden afectar a los resultados, participación en ejercicios de intercomparación para la medida de isótopos de Th en orina, evaluación de las incertidumbres de medida, comparación de los resultados con otros métodos, etc.) para tener capacidad de declarar la validez del método en términos de ISO/IEC 17025, de forma previa a la solicitud de acreditación del laboratorio.

Speaker: RAÚL MARTÍN GARCÍA (Servicio de Dosimetría de Radiaciones. Departamento de Medio Ambiente. CIEMAT.)

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17:15 Análisis comparativo de resultados de actividad isotópica de uranio en muestras de orina de trabajadores expuestos a uranio enriquecido analizados mediante Espectrometría Alfa e ICP-MS

Introducción
El Laboratorio de Bioeliminación del Servicio de Dosimetría Interna del CIEMAT realiza la vigilancia individual de los trabajadores expuestos a uranio enriquecido mediante bioensayos empleando la técnica autorizada y acreditada de Espectrometría Alfa (EA). EA es la técnica analítica de referencia en el escenario de interés, puesto que proporciona resultados de elevada calidad en el estudio isotópico del uranio, recurriendo a complejos tratamientos radioquímicos en la muestra y largos tiempos de contaje. Así mismo, la Espectrometría de Masas de Plasma de Acoplamiento Inductivo (ICP-SFMS) es una técnica analítica que requiere pequeños volúmenes de muestra y permite un rápido análisis para la obtención de resultados de actividad de 238U y 235U; sin embargo, carece de la sensibilidad necesaria para cuantificar 234U.
El objetivo de este trabajo es estudiar si la técnica de ICP-SFMS podría aportar la misma información que EA, aplicando un método estimativo de cuantificación de actividad de 234U.

Métodos
Muestras de orina de 24h, validadas mediante el contenido en creatinina, fueron analizadas mediante EA e ICP-SFMS. Para la determinación por ICP-SFMS se tomó una alícuota de la muestra de 5 ml y se realizaron cuatro réplicas, diluyendo diez veces con ácido nítrico al 4%. El resto de la muestra de orina se analizó mediante EA, utilizando un procedimiento de separación radioquímica de cinco días de duración que permite el aislamiento de los radionucleidos mediante cuatro etapas diferentes: precipitación, incineración, extracción en fase sólida y electrodeposición, que finalizarán con una medida durante 3,5 días.

Resultados
Se analizaron 105 muestras de orina de trabajadores profesionalmente expuestos a uranio enriquecido, obteniéndose los siguientes resultados: El análisis de actividad de 235U mediante ICP-SFMS se pudo cuantificar en la mayoría de las muestras; sin embargo, utilizando EA sólo pudo ser cuantificado en 7 muestras (0,07-0,30 mBq/d). La actividad de 238U se cuantificó por ambas técnicas en 88 muestras, obteniendo una amplia gama de resultados (0,11-2,4 mBq/d) y ninguna diferencia estadísticamente significativa. Finalmente, los resultados de actividad de 234U sólo fueron obtenidos mediante EA, con un rango muy superior a los de 238U (0,15-7,6 mBq/d).
Las relaciones isotópicas 234U/238U obtenidas fueron altamente variables (rango de 1,1-6,4) por lo que el estudio de la estimación de 234U se realizó aplicando el promedio de las relaciones isotópicas analizadas. La figura muestra en color rosa la actividad de 234U estimada a partir del valor de 238U obtenido por ICP-SFMS, y la obtenida mediante EA.

Conclusiones
Es imprescindible realizar una correcta vigilancia ocupacional del personal expuesto a uranio enriquecido ya que la radiotoxicidad de los distintos isótopos de uranio supone el riesgo más importante, siendo necesario conocer la contribución individual de cada uno; la técnica de EA resulta imprescindible en el escenario descrito.
Los resultados de actividad de los isótopos de uranio y las relaciones isotópicas encontradas en el estudio fueron extremadamente variables.
La gran sensibilidad de ICP-SFMS permite la cuantificación más sencilla y rápida de las actividades de 238U y 235U que con la técnica de EA. Sin embargo, el método de ICP-SFMS no es capaz de suplir la información aportada por EA para el caso contemplado en el trabajo, pero sí de complementarla. La extrapolación de la actividad de 234U podría conseguirse si se logra caracterizar de modo constante la exposición en el escenario de interés.

Speaker: Dr Inmaculada Sierra (CIEMAT - Laboratorio Bioeliminacion. Servicio Dosimetría Interna)

Comunicacion ORAL_289.ppsx

16:30 → 17:30 Orales: Radiobiología / Educación y Formación

Conveners: Beatriz Gómez-Arguello (TECNATOM), MARIA JESUS PRIETO RODRIGUEZ (HOSPITAL UNIVERSITARIO GREGORIO MARAÑON)

16:30 Variaciones en NTCP y DVH de pulmón en tratamiento de mama en función del tipo de algoritmo de cálculo utilizado

Introducción

El objetivo es analizar cómo varía la probabilidad de complicación de tejido sano (NTCP) en pulmón para tratamientos de radioterapia 3D de mama al calcular en el planificador Eclipse (Varian) con tres algoritmos diferentes (Pencil Beam (PB), AAA y Acuros_XB) mediante la comparación de los cambios en el histograma dosis-volumen (DVH). Concretamente se evalúan las diferencias en los volúmenes de pulmón que reciben 5 Gy (V5) y 20 Gy (V20) al ser los parámetros utilizados al fijar las restricciones clínicas.

Material y métodos

Se obtiene el DVH de 20 pacientes calculados en Eclipse (V13.7) con PB (PBC-10028) y tratados en un acelerador Varian-600C (energía 6MV). Retrospectivamente se recalcula con AAA-13-0.26, AAA-13.7.16 y Acuros_XB-13-0-26 (tabla de materiales Acuros XB-13.5) manteniendo la geometría y unidades monitor originales, obteniendo nuevos DVHs.
Para los 4 grupos de cálculo y, a partir de los DHV, se calcula la NTCP de pulmón mediante el modelo de Lyman-Kutcher-Burman (LKB) usando un programa de desarrollo propio. Los valores de NTCP se correlacionan con los valores V5 y V20 del DVH.

Resultados

Se obtiene una disminución de la NTCP de 2 puntos porcentuales en promedio (pts) al pasar de PB a AAA y una disminución adicional de 1.2 pts al pasar de AAA a Acuros. La disminución acumulada es de 3.2 pts.
La variación de NTCP depende del volumen de tratamiento (PTV) que, para la muestra de pacientes estudiada, puede ser mama sin área supraclavicular (S/A), mama con área supraclavicular (C/A) o pared torácica (PARED).
El valor de V5 aumenta al pasar de PB a AAA (6 pts) y disminuye con el paso de AAA a Acuros (3 ptos). El aumento acumulado es de 3 pts.
No se aprecian cambios en el V20 entre los distintos algoritmos de cálculo.

Discusión

Se observa que, aunque haya un incremento de V5 entre PB y AAA, el valor de NTCP disminuye. Este efecto es debido a la reducción (8.6 pts) del volumen que recibe dosis absorbidas altas (valores cercanos a la dosis de prescripción del tratamiento) y se puede observar en el histograma así como en la distribución de dosis absorbida.
Se observa una disminución en la NTCP debido a una disminución de V5 con el cambio de AAA a Acuros.
Los cambios en la NTCP son más significativos en tratamientos de mama C/A.

Concluciones

La disminución de NTCP entre los algoritmos PB y AAA es debida, sobretodo, a la disminución de volumen que recibe dosis absorbidas altas, mientras que los cambios observados entre AAA y Acuros se relacionan directamente con la disminución de V5.
Se concluye que el cambio de tipo de algoritmo (hacia algoritmos que mejoran la modelización del proceso físico de la absorción de radiación) disminuye la NTCP, con una distribución de dosis absorbidas que minimiza el daño a pulmón aunque se incremente el valor porcentual de V5.

Speaker: Mrs Lucía Franco-Sánchez

1. Lucia F-S.pdf

16:39 Montaje experimental para irradiación de células in vitro en un acelerador lineal de electrones

1 - INTRODUCCIÓN

Nuestro equipo colabora en un proyecto de irradiación de células con el Centro de Investigación Biomédica (CIBM) de la UGR. En este trabajo presentamos el montaje experimental que hemos ideado para llevar a cabo la irradiación homógenea de las células así como el método seguido para determinar las UM necesarias en cada irradiación.

2 - MATERIAL Y MÉTODOS

El crecimiento de las células se lleva a cabo en el interior de un frasco de cultivo celular (flask T25) de manera que las células se distribuyen en una monocapa sobre la cara inferior del flask relleno de medio de cultivo.
Se pretende hacer irradiaciones de dos flasks simultáneas para obtener duplicados. Para homogeneizar la dosis se colocan los flasks en el interior de una cuba pequeña con agua, uno al lado del otro situados a la misma profundidad. Para evitar la contaminación de las células contenidas en los flasks, éstos se sellan cuidadosamente con papel de parafina.

Los dos flasks con células se sitúan centrados en el interior de la cuba de PMMA y colocada ésta sobre 14 cm de agua sólida y rellena con agua. A su vez, los flasks con las células se ponen sobre otros rellenos completamente de agua, separando así de forma sencilla la superfície donde está la monocapa de células de la pared inferior de la cuba. Así nos aseguramos que la retrodispersión que ésta pueda introducir sea mínima. La cuba se rellena con agua hasta 5cm por encima de la superficie superior de los flasks con las células. Los cuatro flasks se mantienen sujetos a la superficie inferior de la cuba con cinta adhesiva de papel.

3 - RESULTADOS y DISCUSIÓN

A través del cálculo mediante el planificador Pinnacle sobre un TAC del montaje se determinó, por un lado, el tamaño de campo necesario para obtener una irradiación homogénea de las células de ambos flasks, y por otro lado, el valor de UM/cGy para dosificar convenientemente la monocapa de células.

Para la irradiación se utilizó un haz de fotones de 6MV producido por un acelerador lineal de electrones Elekta Versa HD. Se utilizó un haz cuadrado con ángulo de gantry 0º y DFS 100 cm a la superfície del agua. El tamaño de campo escogido fue un 15x15 cm2 ya que ofrecía una dosis homogénea de las células de ambos flasks. Para todas las irradiaciones se utiliza una tasa de dosis de 1Gy/min, utilizando el control de tasa CVDR del acelerador.

Los valores de UM para cada irradiación (a dosis diferentes entre 0.5Gy a 6Gy) los obtuvimos a partir del valor de UM/cGy del cálculo con el planificador y aplicando a éste el factor de corrección correspondiente al factor de salida del día, que se mide previamente a la irradiación.

4 - CONCLUSIONES

Hemos desarrollado un montaje y un método experimentales para la irradiación de células que otorga una gran confianza en los resultados derivados de su uso.

Speaker: José Carlos Ramírez Ros (Hospital Virgen de las Nieves)

16:48 Curso online de Técnico Experto en Protección Radiológica - 10 años de experiencia, innovación y mejora.

1.- Introducción.
Existen en España más de un centenar de Servicios de Protección Radiológica (PR) y Unidades Técnicas de PR que prestan sus servicios en las distintas instalaciones radiactivas y nucleares registradas ante el CSN, en una diversidad de campos de actuación y distribuidos a lo largo de la geografía española. Los requisitos para obtener la cualificación de Experto en PR y Técnico Experto en PR (TEPR) vienen recogidos en la Instrucción de seguridad IS-03 del CSN.
Las particularidades de estos servicios requieren una formación especializada.
La cualificación para ser reconocida como TEPR, se basa en un curso de capacitación de 40 horas y una experiencia de tres meses en las tareas específicas en el lugar de trabajo.

2.- Material y métodos.
El Aula virtual del CIEMAT (AV CIEMAT) desarrolló un curso de capacitación para obtener este reconocimiento, que se impartió por primera vez en España del 31 de marzo al 13 de junio de 2008 en el área de "Instalaciones radiactivas". La metodología seleccionada, "blended learning", es una combinación de formación presencial y aprendizaje a distancia.
Solo un año después, el curso se amplió para cubrir la modalidad de "instalaciones nucleares", que se impartió por primera vez del 13 de octubre de 2009 al 29 de febrero de 2010.
En ambos cursos especializados, las conferencias teóricas y algunas de las sesiones prácticas se virtualizaron en un formato multimedia estandarizado, colocado en un entorno de aprendizaje virtual, disponible a través de Internet. Expertos en materia se encargan del seguimiento online del alumno. La parte de presencia consta de dos días de sesiones prácticas en diferentes instalaciones, instalaciones industriales y hospitalarias para el área radioactiva, y en una planta de energía nuclear para el área nuclear, y también se lleva a cabo un examen final el tercer día del FTF.

3.- Resultados.
Han pasado diez años desde la primera edición, con once para el área radiactiva y tres para la nuclear, impartidas con una gran demanda. Ahora es el momento de mirar hacia atrás y hacer una reflexión sobre los aspectos principales de este curso, en línea con la transposición a la legislación nacional de la Directiva 2013/59 / EURATOM.
Se han programado nuevas ediciones para 2019 de ambas modalidades:
• Del 11 de marzo al 28 de junio - TEPR - instalaciones nucleares.
• Del 9 de septiembre al 20 de diciembre –TEPR - instalaciones radiactivas.

4.- Discusión.
El AV del CIEMAT está trabajando en la actualización de los contenidos, revisando las metodologías y adaptando los materiales en línea a los nuevos estándares de reproducción utilizados por los dispositivos portátiles con conexión a Internet.

5.- Conclusiones.
En la presentación, se expondrán los resultados de este período a través de estadísticas de los principales aspectos de estas actividades de capacitación, así como las acciones llevadas a cabo para la modernización de las dos nuevas ediciones del curso.

Speaker: Mrs MARISA MARCO ARBOLÍ (CIEMAT)

3. Marisa Marco.pptx

16:57 CURSO ONLINE: SIMULACIONES CON GAMOS/GEANT4 PARA FÍSICA MÉDICA Y PROTECCIÓN RADIOLÓGICA.

1.- Introducción.

Los códigos de simulación Monte Carlo han probado ser la herramienta más precisa para los cálculos de dosis o para la descripción detallada del comportamiento de los detectores de radiación. Entre estos códigos destaca GEANT4 gracias a su flexibilidad y su amplia funcionalidad. La herramienta GAMOS ha sido diseñada para hacer fácil el uso de GEANT4; su utilidad y robustez están avaladas por los más de 3000 usuarios registrados.

2.- Material y métodos.

El Aula Virtual del CIEMAT (AVCIEMAT) ha desarrollado un curso online diseñado para estudiantes sin experiencia en la simulación con Monte Carlo y para usuarios de GAMOS que desean profundizar sus capacidades, centrado en el aprendizaje activo del estudiante.
El curso da una breve introducción a la simulación GEANT4 y las posibilidades de GAMOS, para describir paso a paso la instalación en Linux y Windows del software, así como la construcción y ejecución del primer ejemplo con GAMOS.
El alumno debe seleccionar una especialidad en la que poder realizar las prácticas que constituyen el grueso del curso: Radioterapia, Protección radiológica o Detectores de medicina nuclear. En todos los casos, el curso comienza con problemas simples que crecen en dificultad. El profesor estará disponible continuamente para ayudar al alumno en todo lo requerido. Se da una especial importancia a la creación de una comunidad virtual donde todos los participantes participan en la resolución de los ejercicios a través de las herramientas de comunicación que presenta la plataforma.

3.- Resultados.

Se han impartido hasta el momento tres ediciones 2015, 2016 y 2018, las dos primeras enteramente en inglés y la tercera simultáneamente en inglés y castellano, habiéndose desarrollado para esta última edición una práctica nueva opcional común a las tres especialidades, dedicada al uso y visualización de archivos formato DICOM. Atendiendo a las necesidades que conllevará la inmediata presencia en España de la protonterapia, en la nueva edición 2019 del curso será añadida la especialidad en este campo, centrada en proporcionar una introducción a la física asociada, así como a la planificación y al monitoreo de la dosis impartida utilizando detectores PET.

4.- Discusión.

Del 30 de septiembre al 3 de noviembre, 2019 se ha programado una nueva edición en la que se pretende ir adaptando los materiales en línea a los nuevos estándares de reproducción utilizados por los dispositivos portátiles con conexión a Internet, además de incluir la nueva especialidad en protonterapia.

5.- Conclusiones.

En la presentación, se expondrán los resultados obtenidos a través de estadísticas de los principales aspectos de esta actividad formativa, así como las acciones llevadas a cabo a través de las distintas ediciones para la mejora en la asimilación de los objetivos de aprendizaje.

Speaker: Mr Pedro Arce Dubois (CIEMAT)

4. Pedro Arce.pptx

17:06 Curso sobre Radiación Natural: NORM y Radón

1.- Introducción.
El CSN establece en su circular Nº4/2018 el procedimiento de autorización de Unidades Técnicas de Protección Radiológica (UTPR) para prestar servicio de asesoramiento sobre radiación natural.
El Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes (Real Decreto 783/2001), requiere que los titulares de industrias y actividades donde la radiación natural, o el radón, puedan suponer un riesgo significativo desde el punto de vista de la protección radiológica, deberán llevar a cabo un estudio de impacto radiológico. En función de sus resultados, el CSN podrá exigir a los titulares un Servicio de PR o que contraten una UTPR autorizados por el CSN para el ámbito de la radiación natural para que proporcionen el asesoramiento específico en NORM y Radón. Dichos SPR o UTPR deberán disponer de una licencia de Jefe autorizada en el ámbito correspondiente.
Los requisitos para obtener la cualificación de Experto en PR vienen recogidos en la IS-03 del CSN, el solicitante debe tener un título universitario, aprobar un curso de formación de 300 horas, que incluya unos conocimientos específicos respecto a la materia, 3 años de experiencia en el campo de la protección radiológica y, finalmente, superar los exámenes de aptitud del CSN.
En este caso la formación específica requerida por el CSN para obtener el diploma de Jefe de UTPR se establece en el marco de la circular CSN/CIRCULAR4-/ DPR-63/SRO/2018 que incluye las caracteristicas del módulo específico de RN.
2.- Material y métodos.
La Unidad de Formación de CIEMAT ha desarrollado un curso específico sobre radiación natural, que supone un nuevo Módulo del curso EXPERTO en PROTECCIÓN RADIOLÓGICA que cubre todas las caracteristicas de la circular citada. Dicho curso, cuenta con dos partes diferenciadas que cubren las NORM y el Radón.
Este curso de 80 horas, está dividido en dos partes de 40 horas cada una (25h de clases teóricas y 15h prácticas). El profesorado elegido son expertos reconocidos en estos temas, referencia nacional.
La importancia de las sesiones prácticas hace que se realicen en instalaciones y laboratorios de CIEMAT, y al aire libre. El desarrollo y puesta en común de diferentes casos prácticos, en ambos temas, está contemplado. Como punto final se realiza un examen para otorgar el certificado.
El curso es presencial con una buena combinación entre clases teóricas, prácticas y casos prácticos de estudio.
3.- Resultados
El resultado es una actividad formativa de carácter piloto, muy específica, para que el aprendizaje sea lo más completo y compacto posible y con mucho contenido práctico para que los participantes puedan desarrollar su actividad en el campo del asesoramiento en Radiación natural.
La Unidad de Formación de CIEMAT, trabaja en el desarrollo y programación de actividades formativas que den respuesta a las demandas normativas, por lo que, tras la realización de esta actividad, y en función de las demandas y resultados recibidos, se podrá reorientar y afianzar en próximas ediciones.

En esta comunicación se expondrán los resultados de esta primera edición del nuevo Curso sobre Radiación Natural,del 25 de marzo al 12 de abril de 2019.

Speaker: Susana Falcón Cabrera (CIEMAT)

173-ORAL-RADAICIÓN NATURAL.pptx

17:15 Curso Práctico de Control de Calidad en RX: Experiencia tras 6 ediciones.

Introducción

En 2012, un grupo de especialistas en Radiofísica Hospitalaria del Servicio Andaluz de Salud, bajo el patrocinio de la Sociedad Andaluza de Radiofísica Hospitalaria (SARH) comenzamos un proyecto formativo pionero, tanto por su contenido y formato, como por los profesionales a los que iba dirigido: un "Curso Práctico de Control de Calidad en Instalaciones de Radiodiagnóstico para Técnicos Expertos en Protección Radiológica (TEPR)".
Se repasan, tras seis ediciones, los hitos principales,los resultados y el futuro de esta experiencia docente.

Objetivo

En su origen, el Curso pretendía facilitar el cumplimiento de la Instrucción IS-03 CSN sobre cualificaciones para obtener el reconocimiento de experto contra las radiaciones ionizantes, en lo relativo a formación práctica en control de calidad en RX de los TEPR. Por ello,se incluyeron en el mismo 20 horas prácticas de control de calidad en RX.
Al tiempo se intentaba colaborar con los Servicios de Protección Radiológica (SPR) y Unidades Técnicas de Protección Radiológica (UTPR), ofertándoles una herramienta formativa para su personal.
Con el tiempo se ha comprobado que el curso despertaba elevado interés en otro tipo de profesionales y participaban en el mismo técnicos de Empresas de Venta y Asistencia Técnica (EVAT), radiofísicos, especialistas en formación en Radiofísica Hospitalaria, inspectores de Organismos competentes,..., así como compañeros procedentes de otros paises (Portugal y Latinoamérica)
De ahí que, a partir de la edición de 2018,se haya cambiado la denominación del evento, pasando a ser "Curso Práctico de Control de Calidad en Radiodiagnóstico".

Material y Métodos

El documento marco del Curso es el Protocolo Español de Control de Calidad en Radiodiagnóstico Rev. 2011.
En su formato actual contempla un máximo de 24 alumnos, que se distribuyen en 4 grupos de prácticas.
Se trata de una actividad semipresencial, con:
1. Parte online (22 horas lectivas) previa y posterior a la presencial desarrollada sobre plataforma de formación: la previa, constituida por documentación y tests de conocimientos, para homogeneizar conocimientos y la posterior consistente en una prueba objetiva.
2. Parte presencial (36 horas lectivas) desarrollada en el Hospital Virgen de la Victoria de Málaga, en horario de mañana y tarde, de lunes a viernes: sesiones matinales en aula y prácticas vespertinas realizando controles en equipos de RX de las diferentes modalidades diagnósticas.

Resultados

Se presentan en la tabla que sigue, los grupos profesionales que han conformado el alumnado de cada edición.

En la tabla siguiente se recogen los resultados de las encuestas completadas por los alumnos a la conclusión de cada edición.

Discusión y Conclusiones

A falta de formación reglada a nivel nacional de TEPR, el Curso se ha probado de gran interés como elemento formativo de cara al cumplimiento de la IS-03 CSN en lo que respecta a la formación práctica exigida a los TEPR modalidad Radiodiagnóstico, y muy valioso para los SPR y UTPR que pueden utilizarlo para completar y actualizar los conocimientos y destrezas de sus TEPR.
Además, en nuestra experiencia, ha contribuido a generar un lenguaje común entre los profesionales de los sectores relacionados con el control de calidad en RX en sus diversas facetas: SPR, UTPR, EVAT, Organismos Competentes (CSN, Consejerías), etc.
Desde el punto de vista didáctico, queda constancia de la satisfacción del alumnado a través de los resultados de las encuestas.
Nuestra idea es seguir ofertando sucesivas ediciones del curso teniendo en cuenta la elevada demanda del mismo.

Speaker: José Luis Carrasco Rodríguez (Hospital Virgen de la Victoria, Málaga)

plantilla-ORAL-Comunicación CCRX.pptx plantilla-ORAL-Comunicacion_CursoCCRX.ppsx

17:30 → 18:30 Asamblea SEFM

Conveners: Daniel Zucca Aparicio (Hospital Universitario HM Sanchinarro), Juan Castro Novais (Hospital QuirónSalud Madrid), MARISA CHAPEL GOMEZ (SEFM), Dr Mercè Beltran Vilagrasa (Servei de Física i Protecció Radiològica. Hospital Universitari Vall d'Hebron), Mrs Naiara Fuentemilla Urio (CHN Pamplona), Mr Sergio Alberto Lozares Cordero (Hospital Universitario Miguel Servet, Zaragoza), Víctor González Pérez (Fundaicón Instituto Valenciano de Oncología)

Thursday, 13 June

08:00 → 09:00 Curso de actualización: Aplicación de radioprotectores en trabajadores y pacientes oncológicos.

Aplicación de radioprotectores en trabajadores y pacientes oncológicos

Convener: MARIA JESUS PRIETO RODRIGUEZ (HOSPITAL UNIVERSITARIO GREGORIO MARAÑON)

08:00 Curso de actualización: Aplicación de radioprotectores en trabajadores y pacientes oncológicos.

El interés de investigar y desarrollar compuestos que minimicen el daño producido por la radiación ionizante, conocidos como “medical countermeasures” contramedidas médicas, que sean novedosos, efectivos y no tóxicos. Esta necesidad se debe al aumento del uso de las radiaciones ionizantes en diferentes campos de aplicación. En aplicaciones médicas hay dos campos donde más dosis de radiación reciben los pacientes y donde estaría justificado su uso, radioterapia y radiología intervencionista. Otro campo de aplicación de este tipo de compuestos sería a nivel ocupacional, trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes. Además, la industria aeroespacial está interesada en investigar contramedidas por exposición de los astronautas en las misiones espaciales y futuros viajes espaciales del público. Otro campo de aplicación es en Defensa tras amenaza terrorista nuclear.
Las contramedidas médicas se dividen en tres amplias clases dependiendo del momento de aplicación por exposición a radiaciones ionizantes. Los radioprotectores son agentes administrados antes de la exposición a la radiación para reducir el nivel de daño por radiación. Los mitigadores de radiación son fármacos administrados poco después de la irradiación pero antes de la manifestación de toxicidad del tejido normal. Las terapias de radiación son agentes administrados después de la aparición de síntomas evidentes para reducir la severidad de la respuesta a la radiación.
Se presentarán los radioprotectores, mitigadores y las terapias de radiación en aplicaciones médicas y para trabajadores, orales y tópicos, comercializados, aprobados por la FDA y en fase de desarrollo en humanos, así como sus mecanismos de acción.

Speaker: Alegría Montoro Pastor (Hospital La Fe)

Alegria Radioprotectores 2019 Curso SEPR SEFM.pptx

08:00 → 09:00 Curso de actualización: Métricas para la verificación pre-tratamiento

Convener: César Rodríguez Rodríguez

08:00 Equipos de dosimetría, insuficiencia de las métricas clásicas y evaluación radiobiológica

Se realizará una introducción al empleo de detectores 2D y 3d en la verificación pre-tratamiento de técnicas moduladas, describiendo la evolución desde las medidas en planos hasta las medidas en 3D recomendadas para las técnicas volumétricas. Se realizará una somera descripción de las métricas empleadas clásicamente para este tipo de evaluaciones.
A continuación, mostrará como diversos estudios ponen de manifiesto que las métricas clásicas resultan insuficientes debido a su poca capacidad de predicción a nivel clínico, sugiriendo, por tanto, la introducción de nuevas métricas dotadas de relevancia clínica.
Tras la descripción de la reconstrucción de dosis en paciente, así como evaluación de las métricas basadas en parámetros dosis-volumen, efectuadas por el otro ponente, se planteará la necesidad o conveniencia de complementar dicha información mediante índices biológicos, valorando la potencial ventaja de tales evaluadores respecto del control individualizado de tratamientos.
Finalmente, se propone un debate conjunto entre los ponentes y la audiencia acerca de los posibles cambios de paradigma en la verificación pre-tratamiento, evaluando las posibilidades presentadas, así como otras tendencias actuales y futuras.

Speaker: FRANCISCO CLEMENTE GUTIERREZ

Fco Clemente.pdf

08:00 → 09:00 Curso de actualización: Protección radiológica en intervencionismo: Proyecto PODIUM

Protección radiológica en intervencionismo: Proyecto PODIUM.

Conveners: Diego García Pinto (Universidad Complutense de Madrid), Merce Ginjaume (Universitat Politecnica de Catalunya)

08:00 Curso de actualización: Protección radiológica en intervencionismo: Proyecto PODIUM.

Los procedimientos intervencionistas o procedimientos guiados por imagen se basan en la introducción de catéteres en los vasos sanguíneos u otras vías hasta la localización de la enfermedad para su diagnóstico y/o tratamiento. En los últimos años, han experimentado un gran crecimiento porque, en general, implican menos riesgos, menos dolor y una convalecencia reducida para el paciente. Sin embargo, estas técnicas presentan unos retos específicos de protección radiológica tanto para pacientes como para el personal sanitario.
En este curso de actualización se presentará un resumen de la problemática de la protección radiológica asociada a los procedimientos intervencionistas: niveles de dosis máxima en piel para los pacientes, dosis efectiva, dosis equivalente en cristalino y dosis en extremidades para el personal. A continuación, se destacarán los nuevos retos planteados por la implementación de la Directiva 2013/59/EURATOM en este ámbito, en particular en relación a las implicaciones de la reducción del límite de dosis en cristalino.
Finalmente, se describirá la propuesta del Proyecto europeo PODIUM para facilitar una mejor vigilancia individual del personal sanitario de este ámbito. Se presentarán los objetivos del proyecto y algunos resultados preliminares.

Speaker: Dr Maria Amor Lluch (UPC)

08:00 → 09:45 Orales: Investigadores noveles

Conveners: Prof. Facundo Ballester Pallarés (Universitat de València), Fernando Usera Mena (Centro Nacional de Biotecnología (CSIC))

08:00 Desarrollo de mapas de riesgos como herramienta de ayuda en el establecimiento de estrategias de recuperación de zonas contaminadas radiológicamente

INTRODUCCIÓN
El éxito en el diseño e implementación de un programa de estrategias encaminado a la recuperación a largo plazo de áreas agrícolas contaminadas tras un accidente nuclear severo, depende, además de su viabilidad técnica y económica, del grado de conocimiento y consideración de factores relacionados, tanto con el tipo de contaminante/s depositado/s en el suelo, como con las características ambientales y socioeconómicos de la zona afectada.
El análisis y evaluación de riesgos es un instrumento primordial en la gestión y toma de decisiones para la recuperación de unas condiciones de vida aceptables para la población afectada. Este proceso permite identificar los factores asociados a la transferencia de la contaminación a través de la cadena alimentaria, los cuales conducen a aumentar el riesgo para la población, así como seleccionar las técnicas más adecuadas para reducir dicho riesgo y priorizar las zonas en las que sería necesario llevar a cabo acciones de remediación.
Este trabajo describe una metodología que, utilizando sistemas de información geográfica, permite definir cualitativamente el riesgo de transferencia del 137Cs depositado en el suelo, a la cadena alimentaria. El resultado se presenta en forma de un mapa de riesgo asociado a las zonas agrícolas peninsulares españolas, permitiendo la identificación de las áreas prioritarias de actuación. Esta metodología se ilustra con un caso estudio basado en la central nuclear de Almaraz.
MATERIALES Y MÉTODOS
Para definir el nivel de riesgo de transferencia del contaminante desde el suelo a los cultivos se ha llevado a cabo un análisis combinando, 1) la severidad del depósito, en términos de actividad depositada, y 2) la potencialidad que los sistemas agrícolas suelo-cultivo muestran a la transferencia, definida como vulnerabilidad radiológica.
Para obtener la severidad del depósito se han realizado simulaciones diarias de la dispersión atmosférica provocada por un accidente severo para un periodo de cinco años (2012-2016). Para ello, se ha utilizado el sistema de ayuda a la decisión JRODOS. Por su parte, para determinar la vulnerabilidad radiológica de los sistemas agrícolas, se han considerado los factores de transferencia suelo-planta recopilados de la bibliografía, referidos éstos a la clase textural del suelo en el que se produce el depósito y a los cultivos específicos de las zonas agrícolas afectadas. Una vez definido el nivel de riesgo, los resultados se representan mediante mapas elaborados utilizando sistemas de información geográfica.
RESULTADOS
Los mapas obtenidos categorizan el riesgo por transferencia suelo-planta asociado a un sistema agrícola. Estos mapas permiten identificar las zonas más afectadas con el propósito de priorizar las áreas de actuación para su recuperación.
DISCUSIÓN Y CONCLUSIONES
Una vez definido el riesgo de transferencia de la contaminación derivado de un accidente nuclear para los sistemas agrícolas peninsulares españoles, los mapas obtenidos han permitido categorizar el territorio y establecer zonas prioritarias de actuación. Este mapa de riesgo de transferencia a la cadena alimentaria constituye, por tanto, una herramienta de ayuda a la decisión muy útil para las fases de planificación e implementación de las medidas de recuperación a largo plazo de las áreas afectadas.

Speaker: Mrs Blanca García-Puerta (Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas)

PresentacionSEPR2019_Abstract170_BlancaGarciaPuerta_rv04F.pptx

08:09 Evaluación del impacto radiológico de las industrias cerámicas NORM españolas

Introducción
El uso de materiales NORM (Naturally Occurring Radioactive Materials) en la industria cerámica está ampliamente extendido debido al uso de arenas de circonio, que contienen isótopos naturales de la cadena del 238U y 232Th. En particular, las actividades realizadas en las plantas de molienda de arena de circonio en España están reguladas por el Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (RD 783/2001) y la Instrucción Técnica del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) IS-33 sobre criterios radiológicos para la protección frente a la exposición a la radiación natural. Además, la evaluación del impacto radiológico de estas industrias debe llevarse a cabo según la guía de seguridad del CSN, GS 11-03. Metodología para la evaluación del impacto radiológico de las industrias NORM. Para cumplir con la regulación vigente, se han llevado a cabo estudios en diferentes plantas de molienda de arena de circonio, con áreas y procedimientos de trabajo similares, cuyos resultados principales se resumen en este trabajo.

Métodos
En los diferentes estudios se han identificado los radionucleidos principales de los materiales empleados y las áreas o procesos como origen del riesgo radiológico. Además, se han caracterizado las actividades de las materias primas y productos finales como término fuente, y se ha llevado a cabo una estimación de la dosis efectiva total (externa e interna) para los trabajadores y el público. Para llevar a cabo la estimación de la dosis a los trabajadores se identificaron Grupos Homogéneos de Exposición (GHE). En particular, se emplearon TLDs para determinar la dosis externa, y se obtuvo la dosis interna por inhalación a partir de la actividad de los materiales cerámicos y la cantidad total de polvo sin tener en cuenta medios de protección existentes, como uso de mascarillas. El contenido en polvo se evaluó con muestreadores de aire estáticos o muestreadores de aire personales. Las dosis al público se estimaron con PC-CREAM, teniendo en cuenta las emisiones atmosféricas de la planta.

Resultados y Discusión
En cuanto a las materias primas y los productos finales, las arenas de circonio, harinas de circonio y micronizados presentaron un rango de actividades de 238U desde 1906 a 4064 Bq/kg, y para 232Th, desde 287 a 815 Bq/kg. Por otro lado, los principales GHE considerados en el estudio para estas industrias fueron la molienda, el ensacado y el mantenimiento. El contenido en polvo fue muy variable entre zonas y entre empresas. Así, en la zona de molienda presenta un rango entre 0,10 y 8,11 mg/m3, y en la zona de ensacado varía entre 0,95 a 5,25 mg/m3; los valores en la zona de almacenamiento fueron inferiores, con un rango entre 0,09 y 1,09 mg/m3. Como resultado, las dosis efectivas externas para los trabajadores fueron muy bajas, y las dosis internas estimadas varían entre 0,04 y 0,64 mSv/año dependiendo del GHE y la empresa. Igualmente, las dosis estimadas al público fueron muy bajas, entre los 0,02 y 0,5 µSv/año.

Conclusiones
El estudio realizado en dichas industrias cerámicas NORM españolas revela que los trabajadores están profesionalmente expuestos a dosis efectivas inferiores al límite anual para el público de 1 mSv, estimándose como principal contribución la dosis interna. Sin embargo, la estimación se ha realizado teniendo en cuenta la actividad de los materiales cerámicos, por lo que sería interesante mejorar la caracterización del término fuente inhalado; y de esta forma, obtener una dosis interna menos conservadora cuando los valores están próximos a los límites establecidos en la normativa.

Speaker: Marina Sáez Muñoz (, Laboratorio de Radiactividad Ambiental. Grupo MEDASEGI. Universitat Politècnica de València)

08:17 Análisis ML de verificaciones VMAT

Introducción: La técnica “Volumetric modulated arc therapy” (VMAT) es una variante dinámica de la modalidad radioterapéutica “static field intensity modulated radiotherapy” (IMRT). Dicha técnica consiste en el uso de campos estrechos cuyo disparo se hace con el gantry en movimiento; este método permite alcanzar distribuciones de dosis altamente conformadas, mejor cobertura de objetivos, y mayor protección de órganos de riesgo.

Los tratamientos de VMAT deben ser verificados siempre antes de su aplicación, habitualmente mediante matrices de diodos o cámaras de ionización. Este estudio pretende hacer un análisis preliminar de qué características morfológicas de complejidad del tratamiento influyen, y en qué grado, en la discrepancia entre la planificación y la distribución real de radiación.

Material y métodos: Los tratamientos a analizar corresponden a diferentes patologías (fundamentalmente próstatas y ORLs) y están planificados en Pinnacle3 v16.0.2 por distintos adjuntos y residentes del servicio. En total, se seleccionan 71 tratamientos. Dichos tratamientos son evaluados mediante un código en MATLAB R2018a, que permite extraer una serie de 19 parámetros de complejidad y sus dispersiones: área total irradiada, perímetro, apertura de mordazas, número de arcos, fracción de láminas por debajo de una determinada separación, apertura y modulación de plan, irregularidad, modulación de unidades monitor, espaciado angular entre puntos de control, velocidad de giro, velocidad de movimiento de láminas y excentricidad de puntos de control.

Se tomará el valor de la discrepancia entre el plan disparado sobre una matriz de diodos ArcCHECK™ y la prevista por el planificador, evaluado mediante una función gamma global (2%,2mm) con umbral del 10%, y se analizará la posible relación entre dicha función gamma y los parámetros de complejidad mediante un análisis regresivo multifactorial con validación cruzada de factor 5 y selección de variables stepwise, empleando para ello MATLAB R2018a, estudiando la viabilidad de modelos lineales, logísticos, gaussianos y de red neuronal.

Resultados: El análisis mencionado arroja que, tras imponer una selección stepwise al conjunto de variables de un valor de significación crítico de 1%, la variable gamma (2,2) puede ser explicada en un 58% de su varianza mediante un modelo lineal multivariante consistente en cinco variables explicativas. Estas variables son:

• Área irradiada
• Apertura de mordazas
• Porcentaje de pares de láminas más cercanas que 20 mm
• Modulación
• Velocidad de láminas

Siendo las más relevantes por tamaño de efecto las dos primeras. Este método permite predecir la función gamma con un ECM de 2.85%.

Discusión: Este análisis continúa trabajos anteriores respecto a técnicas IMRT y obtiene conclusiones similares. Es coherente con las expectativas basadas en la práctica clínica: el planificador puede tener problemas para modelizar los planes que incluyen entre sus puntos de control haces muy estrechos o que cambian muy rápidamente en posición de un punto de control al siguiente.

Ciertas variables prometedoras han sido rechazadas por el procedimiento stepwise pero se debe a colinealidad.

Conclusiones: Este análisis confirma las suposiciones establecidas respecto a las limitaciones del planificador. Así mismo, permite valorar antes de medir la verificación pre-tratamiento.

Speaker: Mr Miguel Cámara Gallego (HU Ramón y Cajal)

ML_ArcCHECK_MCG.pptx

08:25 Braquiterapia de alta tasa guiada por RM y US para tratamiento focalizado en segunda recaída de cáncer de próstata

Introducción
El tratamiento actual del cáncer de próstata recurrente es la radioterapia de intensidad modulada (IMRT). Debido a las mejoras en el diagnóstico precoz y el incremento de la supervivencia es posible observar segundas recaídas locales. En estos casos el bloqueo hormonal es el tratamiento de referencia. Se puede ofrecer una opción terapéutica local con braquiterapia de alta tasa guiada por imagen de RM registrada con US. Describimos el procedimiento y presentamos los resultados dosimétricos.

Material y métodos
Diez pacientes diagnosticados de cáncer de próstata sometidos a una prostatectomía radical, con una primera recaída tratada con IMRT, que presentan una segunda recaída local se han tratado con braquiterapia de alta tasa guiada por imagen de RM registrada con US. Se realiza una RM 1,5T con sonda uretral para facilitar el registro. Se hace un estudio en T2 volumétrico no angular, con cortes cada 3 mm.
El procedimiento se realiza bajo anestesia raquídea y con ácido hialurónico para protección de recto y vejiga. Se adquieren imágenes de US mediante sonda transrectal y se realiza el registro rígido y manual con las imágenes de RM.
A continuación, el oncólogo radioterápico contornea el CTV y órganos de riesgo. El radiofísico optimiza una preplanificación con agujas virtuales y el oncólogo radioterápico clava las agujas flexibles de acuerdo a la posición de estas. El radiofísico reconstruye las agujas en la imagen de US in vivo y hace la optimización basándose en los siguientes objetivos de dosis: CTV V100% ≥ 95%, D90% ≥ 100%, Dmin ≥ 80%; Uretra V120% = 0 cm3. Además se intenta minimizar el V100% en uretra.
Se traslada al paciente al búnker y se trata con una fuente de 192Ir (microSelectron HDR (Elekta)).

Resultados
En el Hospital do Meixoeiro se han tratado 10 pacientes siguiendo este procedimiento. La dosis prescrita fue de 17 Gy para seis pacientes y 20 Gy para cuatro pacientes, suministrados en dos fracciones. Se emplearon entre 3 y 7 agujas por fracción. En la Figura 1 se observa la superposición en las dos modalidades de imagen corregistradas (RM y US) del globo vesical y la sonda uretral. El volumen medio del CTV es (1,37±0,64) cm3.

En la Tabla 1 vemos que los objetivos de dosis se cumplen en todas las sesiones para la uretra y en el 80% para el CTV. Además, en uretra se consigue V100%=(0,10±0,30) cm3. La media de los parámetros dosimétricos tras optimización fueron: CTV V100%=(98,0±3,7)%, D90% =(118,2±7,9)%, Dmin=(84,5±9,1)%; Uretra V120%=0 cm3.

Discusión
El registro con RM permite determinar volúmenes a tratar pequeños de forma que se deposita una dosis alta en el nódulo sin comprometer los órganos de riesgo en pacientes que tenían agotada cualquier opción terapéutica local.

Conclusiones
La braquiterapia de alta tasa guiada por imagen de RM registrada con US se presenta como un tratamiento de baja toxicidad para segundo rescate en cáncer de próstata, especialmente recomendable para retrasar el bloqueo hormonal en pacientes con alta esperanza de vida.

Speaker: Ana García Pérez

BQ HDR MR-US.pptx

08:33 Comparación de la EUD objetivo con la obtenida para una distribución de dosis Gaussiana en tratamientos de SBRT de pulmón.

Introducción.

El protocolo de planificación de SBRT de nuestro hospital incluye un objetivo de planificación de distribución de dosis dentro del PTV en forma de campana gaussiana. El propósito de tal distribución inhomogénea es mejorar el índice de conformación y el índice gradiente, confinando la máxima dosis al centro del volumen. El objeto es determinar si la distribución de dosis calculada para el PTV es equivalente o no a la distribución teórica objetivo. Esta equivalencia la hacemos comparando la EUD (Dosis Equivalente Uniforme) experimental, obtenida en la planificación con la EUD objetivo.

Material y métodos

En nuestro hospital se está utilizando la técnica VMAT para tratar lesiones de pulmón mediante SBRT. Para el cálculo se utilizó el planificador Varian Medical Systems Eclipse (Versión 11.0), con el algoritmo de cálculo AAA. Las planificaciones han sido generadas para un acelerador lineal Varian Clinac IX Silhouette, 6MV y MLC 120 Millenium.
El procedimiento de planificación es:

Dividimos el PTV en sucesivos anillos concéntricos de 0,5 cm de espesor y un centro ≥ 0,6 cm. El objetivo de planificación es irradiar la periferia del PTV con el 100% de la dosis de prescripción y el punto central del PTV al 125% de dicha dosis (normalización al 80%). El objetivo de planificación es que en cada anillo intermedio la dosis quede confinada entre los valores mínimo y máximo que deberían corresponder a su borde interno y externo de acuerdo con el ajuste una curva gaussiana:

\begin{equation}
D(r)=D_0\cdot{}e^\frac{-r^2}{2\cdot{}\sigma^2} \end{equation} (1)

\begin{equation}
\sigma^2=\frac{R_eq^2}{2\cdot{}ln(\frac{D_0}{D_p})}
\end{equation} (2)

siendo:
R_eq radio de la esfera de volumen igual al del PTV.
D0 dosis en el centro del PTV.
Dp dosis de prescripción.
Es decir, nos ajustamos a una gaussiana que cumple D(R_eq )=D_(p ).
El objetivo de conformación se busca mediante la definición de un Normal Tissue Objetive (NTO) alrededor del PTV con los parámetros, ver figura 1:

Para el cálculo de la EUD, utilizamos la expresión general:
\begin{equation}
EUD= (\sum_{i=1}^n{v_i\cdot{}D_i^a})^\frac{1}{a}
\end{equation} (3)

vi -> es el la fracción de volumen que recibe una dosis Di.
Como valor del parámetro “a” tomamos - 20, que correspondería a un tumor muy agresivo.
El EUD planificado, EUD+ se obtuvo aplicando (3) con los datos del histograma Dosis- Volumen acumulativo, resultante de la planificación.
El EUD objetivo, EUD* utilizando una distribución de dosis dadas por las expresiones (1) y (2).

Resultados

Hemos realizado la planificación de 9 pacientes obteniendo:

Siendo el índice de conformación IC el de Paddick y el índice gradiente IG definidos en el ICRU 91.

Discusión

La diferencia entre la EUD objetivo y la planificada es notablemente inferior a un 5%, por lo que no cabe esperar diferencias terapéuticas significativas por la desviación entre la distribución de dosis calculada respecto del modelo gaussiano.

Conclusión

Hemos definido un protocolo de planificación para explotar las ventajas de una distribución inhomógenea de dosis en SBRT de pulmón mediante técnica VMAT. Los resultados obtenidos muestran que el método es adecuado a los objetivos y consistente.

Speaker: Mr Mario Leonor Yuste (HU 12 de Octubre)

EUD_anillos_SBRT_AGS.pptx

08:41 Image-based dosimetry of tumoral and normal tissue using post-radioembolization 90Y PET/CT

Introduction. The radioembolization is a practice that consists of infusing the affected liver lobe with microspheres (glass or resin) of 90Y through an arterial catheter optimally located. The planning of the infused activity in our department uses planar images of 99mTc-MAA (macroaggregated albumin) previous to the treatment and the two-compartment model. From these images, tumor/non-tumor ratio and the pulmonary and gastrointestinal shunts are obtained. Then, absorbed dose to target, tumor, normal tissue within target volume, lungs and gastrointestinal tissue are calculated as a function of the injected activity with the equilibrium accumulated dose constant of 90Y (Δ), 49.7 Gy kg/GBq. This methodology assumes a homogeneous distribution of the microspheres within the different regions and the same tumor/non-tumor ratio predicted by 99mTc-MAA. The goal of this study is to compare the absorbed dose predicted by the routine method and those obtained from the activity distribution provided by post-treatment PET/CT images.
Materials and methods. A calibration factor (CF) for GEMINI TF PET/CT was estimated to reproduce 90Y activity. Two methods were employed. In the first one, 6 vials containing treatment activities were used as “punctual sources”. One of the vials was measured along 3 consecutive days. The second method provided a CF from analysing images from 45 patients knowing the injected activity. Once the PET/CT was calibrated, two dosimetry methodologies were compared on 12 patients. The first one was the routine procedure already introduced. The second one consisted on manual segmentation from the acquired images on the PET/CT workstation. Absorbed doses were calculated using the total counts within the segmented volume, the CF and Δ of 90Y. Moreover, self-developed software on Matlab was used to analyse the volumes of interest and obtain relative volume-dose histograms. Follow-up of the patients was performed based on CT after one and three/four months.
Results. The CF based on punctual sources ranged from 1.24 (for 98.5 MBq) to 1.46 (for 7.4 GBq). The CF based on 45 patients data showed a mean value of 1.2 ± 0.2 (k=1). As a first approach, it was decided to keep the last value since it is considered to provide better activity recovery for patient distribution. The dosimetry results are presented in table 1. The difference on tumor volumetry between the physicians that segmented on each dosimetry method ranges from -41% to 71%. We found that the routine method estimated a ranged of absorbed doses to normal and tumoral tissue from 64 to 85 Gy and 135 to 310 Gy, respectively. The image-based method ranged between 41 Gy to 135 Gy and 94 Gy to 403 Gy for normal and tumoral tissue.


Conclusion. A simple dosimetry methodology based on post-treatment PET/CT images has been compared to the routine procedure for 90Y radioembolization. Overestimation of normal tissue dose and underestimation of tumor dose could be a systematic consequence of the more extended method approximations. A proper calibration of PET/CT and a clear protocol of liver tumor segmentation are necessary to reduce uncertainties of image-based dosimetry.

Speaker: Mr Jose María Chimeno Hernández (Hospital Universitario y Politécnico La Fe)

08:49 Indicadores de dosis en Tomografía Computariza de Haz Cónico (CBCT).

1. Introducción.

La Tomografía Computarizada de Haz Cónico (CBCT) es una modalidad de imagen en auge que se caracteriza principalmente por anchuras de haz capaces de cubrir volúmenes anatómicos de varios centímetros. Por este motivo, el uso de la definición clásica de $CTDI_{w}$ como indicador de dosis queda en entredicho para este tipo de adquisiciones. Se hace necesario establecer una nueva magnitud representativa del riesgo radiológico. El objetivo de este estudio es hacer una revisión de los indicadores de dosis recomendados por instituciones internacionales. Se comparan estos indicadores con el $CTDI_w$ calculado según el modelo clásico, usado por el fabricante.

2. Material y métodos.

Se evalúan diferentes índices dosimétricos para el equipo iCAT-17-19 (Imaging Sciencies International). Todas las adquisiciones se realizan con 120kV y 18.5mAs. Se analizan tres anchuras de haz diferentes: 4cm, 8cm y 13cm. Se obtiene el $CTDI_w$ con una cámara de ionización tipo lápiz (10X5-3CT,RADCAL) de 10cm de longitud en un maniquí cilíndrico de PMMA de 16cm. Además, se realiza la corrección para haces anchos propuesta por la IAEA(2011). Esta guía recomienda medir con posiciones sucesivas de la cámara de ionización para anchuras de haz superiores a 6cm. Tal como sugieren AAPM e ICRU (report 87), se mide la dosis puntual en el centro del haz $(f(0))$. Para ello se emplean las cámaras Farmer y DoseProfiler (RTI). Dada la criticidad en las medidas puntuales, se realiza una comprobación de la distribución de dosis a la entrada del detector de imagen mediante placas de radiología computarizada (CR).

3. Resultados.

La Fig.1 muestra un resumen de los resultados obtenidos. El $CTDI_{w,fabricante}$ hace referencia al valor de $CTDI_w$ proporcionado por el fabricante para las anchuras de haz empleadas. $CTDI_{w,IAEA}$ indica el valor de $CTDI_w$ corregido según recomendaciones de la IAEA. La Fig.2 muestra la distribución de dosis en detector de imagen para un haz de 16x8 cm$^2$. Se comprueba el efecto del filtro aplanador que proporciona una dosis aproximadamente homogénea en el área irradiada.

4. Discusión.

No es posible hacer una comparación directa entre el $CTDI_w$ obtenido experimentalmente y el proporcionado por el fabricante, debido a que las características de cada tubo varían ligeramente para equipos del mismo modelo. Igualmente, no se puede comparar con el proporcionado por el equipo, puesto que no muestra ningún indicador de dosis. El valor de $CTDI_w$ disminuye con la anchura del haz, hecho que deja patente la pérdida de información producida al medir permanentemente con una cámara de 10cm. Por otro lado, la compensación propuesta por la IAEA consigue un valor estable de $CTDI_w$ con la anchura del haz, como era de esperar. El procedimiento de medida, sin embargo, se muestra poco operativo para el equipo estudiado. Por el contrario, las medidas puntuales en el centro del haz se muestran como un posible indicador de dosis representativo y sencillo de medir.

Speaker: Francisco Blázquez Molina (HUiP La Fé)

08:57 Estimación de la dosis ocupacional en cristalino en Radiología Intervencionista

INTRODUCCIÓN

Ante la disminución del límite de dosis en cristalino en trabajadores expuestos, de 150 mSv/año a 20 mSv/año, recogido en la Directiva 2013/59 Euratom, varios estudios sugieren que la dosis anual en cristalino podría ser el factor limitante en la práctica clínica (Lie et al., 2008; Seals et al., 2016). Resulta por ello necesario encontrar la mejor forma de estimar dicha dosis. En el presente estudio se analiza la correlación entre la dosis en cristalino y la dosis medida a la altura del tiroides y del tórax en procedimientos intervencionistas no cardíacos, así como su correlación con la dosis a pacientes (producto dosis-área, PDA).

MATERIAL Y MÉTODOS

Durante un año de trabajo en sala, la dosis en cristalino se ha estimado mensualmente a partir de 6 dosímetros de fotoluminiscencia ópticamente estimulada (OSL, por sus siglas en inglés) nanoDot (Landauer, Inc.), calibrados en H$_p$(0.07) y colocados sobre las gafas plomadas. La dosis H$_p$(10) en tiroides, medida sobre el protector plomado, se ha estimado mediante un dosímetro OSL InLight de cuerpo completo. Además, se ha utilizado un dosímetro de estado sólido de lectura directa para estimar la dosis H$_p$(10) en el tórax, sobre el delantal plomado. Por último, el PDA de cada intervención se ha registrado en una base de datos junto con el nombre del médico que actúa en primera posición.

RESULTADOS

En la Figura 1 se incluye el número de intervenciones realizadas por cada radiólogo, la dosis en cristalino por procedimiento y la dosis en cristalino normalizada al PDA, además de la dosis anual acumulada entre enero y diciembre 2017. Todos los casos se refieren a la dosis en cristalino del ojo izquierdo, que es el más desfavorable. En la Figura 2 se muestran las correlaciones entre las dosis estimadas en cristalino y las obtenidas con los dosímetros de tiroides y solapa, incluyendo también los valores de las pendientes de las rectas de regresión, así como la correlación con el PDA.

DISCUSIÓN Y CONCLUSIONES

Es muy probable que se supere el límite anual de dosis en cristalino en procedimientos de Radiología Intervencionistas si no se emplean gafas plomadas. Por lo tanto, es indispensable monitorizar la dosis en cristalino para garantizar el cumplimiento de los límites establecidos. Tanto el uso de un dosímetro de solapa como de tiroides permite una adecuada estimación del equivalente personal de dosis en cristalino, siendo más favorable este último. El valor del PDA, conocido y fácilmente registrable, también puede ser un buen estimador de la dosis en el cristalino. Sin embargo, a pesar de los elevados coeficientes de correlación, parece difícil establecer un factor común para todos los facultativos que permita estimar la dosis en cristalino a partir de las medidas en tiroides y solapa, debido a la gran variabilidad observada en las pendientes.

Speaker: Ana Morcillo García (Hospital Universitario La Paz)

Presentación Cristalino - Burgos.ppsx

09:05 Transferencia de Cs y Sr a alimentos en ecosistemas mediterráneos

El conocimiento preciso de la transferencia de radionucleidos en la cadena trófica, es un elemento esencial para la gestión de distintas fases de una emergencia nuclear. Por ello, el uso de los denominados coeficientes de transferencia, es una de las piezas clave del mismo, ya que se utilizan habitualmente en modelos predictivos. Sin embargo, los valores actualmente existentes presentan una enorme variabilidad, llegando a ser de cuatro o cinco órdenes de magnitud para un radionucleido y clima dados (IAEA TRS472). Además, la mayoría de las referencias de los coeficientes de transferencia se han obtenido en climas templados, siendo muy pocos los que hacen referencia a climas mediterráneos, lo que supone un claro sesgo geográfico. Los ecosistemas mediterráneos presentan una marcada variación estacional entre veranos e inviernos habitualmente secos y primaveras y otoños más húmedos, lo que afecta a la disponibilidad de nutrientes y, por lo tanto, de radionucleidos. En el presente trabajo, se hace un análisis crítico de los escasos datos de coeficientes de transferencia existentes para radiocesio y radioestroncio en ecosistemas mediterráneos, así como de las dificultades existentes para la determinación de los mismos actualmente en España, debido a las bajas concentraciones radioactivas existentes en sus ecosistemas. El uso de los elementos estables permite estimar el valor de dichos coeficientes de transferencia, partiendo del hecho de que los isótopos radiactivos se comportan igual que los no radiactivos para un mismo elemento o muy similar que otros elementos de la misma columna del sistema periódico. Dentro del proyecto CONFIDENCE, se está confeccionando una base de datos de parámetros de transferencia para alimentos característicos del consumo humano en la identificada como dieta mediterránea, presentándose en esta ponencia resultados preliminares de los mismos.
Agradecimientos: el desarrollo de este trabajo ha sido financiado por el EURATOM CONCERT-Europen Joint Programme, bajo el proyecto CONFIDENCE, y por el Ministerio de Economía, Industria y Competitividad mediantes las Acciones de Programación Conjunta Internacional, mediante el proyecto PCIN-2017-019.

Speaker: Mr Francisco Manuel Gómez Polo (Universidad de Extremadura)

09:13 Estudio de la respuesta de la cámara PTW SourceCheck 4Pi para fuentes de baja energía mediante simulación Monte Carlo

Introducción

Las cámaras de ionización de tipo pozo son comúnmente usadas para realizar el control de calidad de las fuentes radiactivas de fotones de baja energía (<50 keV) que, en forma de semillas, se emplean en algunas técnicas de braquiterapia.
Varios estudios exponen que dichos detectores muestran para estas energías una dependencia adicional con la densidad del aire, una vez han sido corregidas las medidas por el factor usual de presión-temperatura.
En el presente trabajo se estudia la naturaleza de esta dependencia mediante simulación Monte Carlo, usando el código PENELOPE, para la cámara de ionización de tipo pozo SourceCheck4Pi (PTW) y semillas de $^{125}I$.

Material y Métodos

Las simulaciones fueron realizadas usando el código PENELOPE 2016. Los detalles sobre el diseño y los materiales de la cámara SourceCheck4Pi fueron cedidos por PTW.
Se construyeron tres geometrías. En todas ellas la cámara se introdujo de manera detallada. Los aspectos relacionados con la fuente se trataron de manera distinta: en la primera geometría se utilizó una fuente puntual de $^{125}I$ en el centro de la cámara; en la segunda se implementó la geometría detallada de una fuente SelectSeed (Isotron) de $^{125}I$ que se situó en el mismo punto, y, en la tercera, se añadió el alojamiento de PMMA utilizado para esa fuente.
Para todas las geometrías descritas se realizaron simulaciones tanto para el espectro completo de la fuente, como para una única energía igual a la energía media del $^{125}I$ (28.4 keV).
En todos los casos se realizaron simulaciones con densidades relativas del aire entre 0.6 y 1, respecto de la densidad del aire en condiciones normales de presión y temperatura, $\rho_{o}$.
De acuerdo con 1 las medidas de las cámaras, $M_{raw}$, que en las simulaciones equivalen al depósito de energía en el volumen sensible, pueden corregirse como sigue:
$M_{corr}=g_{o}(\rho)g_{1}(\rho)M_{raw}$ (1)
donde $g_{o}(\rho)$ es el factor usual de corrección por presión-temperatura para una densidad del aire $\rho$ y $g_{1}(\rho)$ el factor adicional que corrige la dependencia residual dado por:
$g_{1}(\rho)=[A(\frac{\rho}{\rho_{o}}-1)+1]^{-1}$ (2)
donde A es una constante.

Resultados

En la figura1 se representan los resultados de las simulaciones una vez corregidos por el factor de presión-temperatura usual, $g_{o}(\rho)$, y normalizados respecto del depósito de energía que correspondería a la densidad del aire en condiciones usuales, $M_{0}$, frente a la variación de la densidad relativa del aire. En la tabla1 se muestran los valores de A que se obtienen al ajustar (2) a los resultados de las simulaciones.

Salvo para el caso de una fuente puntual que emite fotones de energía igual a la energía media del $^{125}I$, no existen diferencias significativas entre los resultados. También se observa coincidencia entre los resultados de las simulaciones y los experimentales.

Conclusiones

Para la cámara de ionización SourceCheck4Pi cuando se emplea con fuentes de $^{125}I$, y mediante simulación Monte Carlo, se ha obtenido una dependencia residual lineal con la densidad del aire compatible con la obtenida experimentalmente en 1.

Referencias

1 Torres del Río et al. Phys Med 2017;38:93-97.

Speaker: Mr Joaquín Montes (1. Servicio de Radiofísica, Hospital Universitario San Cecilio, Granada.)

Presentación Monte Carlo Burgos.ppsx

09:21 PROSPET: Diseño y primeras pruebas de un PET específico para el cáncer de próstata

Introducción
El Cáncer de Próstata es la neoplasia más frecuente en varones. El PET (Tomografía por Emisión de Positrones) es una técnica de imagen molecular que podría usarse regularmente para el seguimiento de este tipo de patología. La técnica PET proporciona una imagen funcional de la lesión en lugar de información anatómica como en el caso de la Resonancia Magnética, el TAC o los Ultrasonidos. Nosotros proponemos un dispositivo PET específico dedicado a la exploración de la próstata, el cual hemos llamado PROSPET 1. Dada su geometría mejorará tanto la sensibilidad (permitiendo reducir la dosis de radiotrazador al paciente y permitiendo realizar un seguimiento activo) como la resolución espacial en comparación con los dispositivos PET de cuerpo completo utilizados actualmente. El diseño además pretende ser compatible con equipos de biopsia para realizar su guiado.

Materiales y Métodos
Después de varias iteraciones en un diseño inicial basado en dos paneles, debido a la ausencia de información temporal inferior a 2 ns, el prototipo actual consiste en un anillo de 24 detectores con un diámetro interior de 41 cm y 5 cm de longitud axial. Varias posiciones axiales son posibles para aumentar el campo en esa dirección. Cada detector está formado por un cristal centellador LYSO continuo (50x50x15 mm3) acoplado a una matriz de 12x12 fotomultiplicadores de Silicio. Las caras laterales del cristal centellador están pintadas de negro mientras que la cara de entrada incluye un material retroreflector (RR). Las reconstrucciones se han realizado con algoritmos iterativos (OSEM) utilizando 3 iteraciones y 2 subsets, con un tamaño de voxel de 1 mm³.

Resultados
La resolución espacial y energética de los bloques detectores es de 1.9 mm y 12.7%, respectivamente. Hemos realizado medidas con un maniquí que consiste en un cilindro rellenable (113 mm de alto y 139 mm de diámetro) con 6 cilindros (insertos) interiores de 20, 15, 12, 9, 6 y 4.5 mm de diámetro. Para un contraste de actividades de 10:1 (insertos:fondo), se resuelven bien los insertos 2. También se ha adquirido y reconstruido una matriz de 9x9 fuentes de ²²Na en el centro del campo de visión, identificando todas las fuentes.

Discusión
A pesar de haber obtenido buenas imágenes tanto para el maniquí de alto contraste como para la matriz de 9x9 fuentes, se han experimentado dificultades en la identificación de lesiones de próstata en los primeros pacientes escaneados dado que las imágenes PET obtenidas carecen de corrección de atenuación. Actualmente estamos trabajando en esta corrección y se obtendrán de nuevo las imágenes de pacientes.

Conclusiones
Mediante el uso de cristales centelladores continuos podemos obtener con buena precisión las coordenadas de interacción 3D del rayo gamma dentro del detector. Tras la primera evaluación de funcionamiento del equipo, el PROSPET presenta indicios de poder convertirse en una herramienta útil para la exploración de la próstata. Hemos obtenido buenas imágenes tanto para el maniquí de alto contraste como para la matriz de 9x9 fuentes. Pronto se obtendrán imágenes de pacientes.

Speaker: Mr Gabriel Cañizares Ledo (Instituto de Instrumentación para Imagen Molecular )

PresentacionSEFM2019GabrielCañizaresLedo.pptx

09:29 Caracterización de la variación con la tasa de dosis absorbida de la respuesta del dispositivo ArcCHECK®

Introducción
El dispositivo ArcCHECK® (Sun Nuclear) es una matriz de detectores formada por 1386 diodos, diseñado para la verificación de tratamientos de IMRT y VMAT. EN su aceptación, se observó que su respuesta presentaba una variación con la tasa de dosis absorbida (tasa en adelante) mayor que la indicada por el fabricante (±1% entre 50 y 1400 cGy/min). Esto puede ser relevante en la verificación de tratamientos con VMAT, en los que la tasa no es constante. En este trabajo se ha caracterizado esta dependencia y se ha implementado un método para corregir las dosis absorbidas medidas con este dispositivo antes de proceder a compararlas con las dosis absorbidas calculadas por el sistema de planificación de tratamientos.

Material y métodos
Para caracterizar la dependencia de su respuesta con la tasa, el dispositivo ArcCHECK® se irradió con haces de fotones de 6 y 15 MV producidos por un acelerador Elekta Infinity. Para ambas energías se empleó un haz estático con un tamaño de campo de 25cm x 25cm y tasas nominales entre 50 UM/min y 600 UM/min. Se seleccionaron los 189 diodos que recibieron al menos el 95% de la dosis recibida por el diodo que registró la máxima dosis absorbida. Las medidas de los diodos se corrigieron por la lectura de una cámara de ionización CC13 (Iba Dosimetry) que se situó en el interior del dispositivo ArcCHECK®.
Para cada diodo, la dosis absorbida, $D_{i}$, puede obtenerse a partir de la dosis absorbida medida, $D_{0,i}$, corrigiendo por un factor dependiente de la tasa con la que ha sido irradiado,
\begin{equation}
D_{i}=D_{0,i}·f_{i}(R)=D_{0,i}\left(a_{i}-\frac{b_{i}}{\sqrt{R}}\right) (1)
\end{equation}

donde $a_{i}$ y $b_{i}$ son constantes.
$R$ puede conocerse a partir de las tasas nominales del acelerador y considerando que $f(R)=1$ para tasas altas. De este modo, pueden obtenerse las funciones de corrección para cada uno de los detectores estudiados.
Una vez caracterizada la dependencia con la tasa de dosis absorbida y establecido el factor de corrección medio para el conjunto de diodos, se realizó la verificación de varios tratamientos reales con y sin la corrección por el efecto de la tasa.

Resultados
En la figura 1 se muestran los resultados del ajuste de la función de corrección $f(R)$ a la respuesta de los diodos. Las incertidumbres corresponden a un factor de cobertura k=1. La dependencia media con la tasa es ligeramente mayor para 6 MV que para 15 MV y llega al 2.3% para tasas de 50 cGy/min, es decir, $f(R)=0.977$.

En las primeras pruebas con 5 tratamientos reales en los que se ha empleado el criterio gamma (2%/2mm), se obtiene una mejora en las comparaciones relativas para todos los casos de entre el 0.5% y el 1.5%.

Conclusiones
La dependencia con la tasa de dosis del sistema ArcCHECK® es mayor que la especificada por el fabricante. Los resultados preliminares de la aplicación de la corrección por tasa en la verificación de tratamientos producen una modesta mejora en los porcentajes de paso del test gamma que está por debajo del 1%.

Speaker: Mr Miguel Jiménez-Melguizo (Servicio de Radiofísica, Hospital Universitario San Cecilio, Granada.)

09:37 Diseño de una aplicación para estimar la dosis equivalente en cristalino a partir de la dosimetría de delantal del Centro Nacional de Dosimetría

Introducción

Con la reducción del límite de dosis equivalente en el cristalino establecida por la Directiva 2013/59/EURATOM surgen nuevos desafíos con respecto al mayor control dosimétrico requerido de los trabajadores expuestos. La solución más precisa es el uso de un dosímetro de cristalino. No obstante, la estimación de la dosis en cristalino a partir de un dosímetro ubicado sobre el delantal plomado, a la altura del pecho o del protector tiroideo, es una práctica aceptada a nivel internacional (Br.J.Radiol. 84:639-648(2011)) y proporciona una solución más cómoda para los trabajadores expuestos.
El objetivo de este estudio fue diseñar una aplicación que nos permitiera realizar un control efectivo de la dosis equivalente en cristalino de trabajadores expuestos a partir de las lecturas de sus dosímetros de delantal del Centro Nacional de Dosimetría (CND) y proporcionar un nuevo informe dosimétrico. El segundo objetivo fue aplicarla a las lecturas dosimétricas de los trabajadores expuestos de aquellas instalaciones que son controladas por la Unidad Técnica de Protección Radiológica (UTPR) del CND.

Materiales y métodos

Se desarrolló una herramienta en Microsoft Excel que permite: cargar los resultados de los informes dosimétricos descargables de la página web del CND (seleccionando las lecturas de los dosímetros de delantal solamente); aplicarles los factores correctivos apropiados a cada usuario (factor geométrico, $k_{geo}$, y factor de atenuación en caso de uso de gafas plomadas, $k_{gafas}$); calcular la dosis acumulada anual y quinquenal en cristalino; y mostrar un nuevo historial dosimétrico con avisos visuales en caso de superar los niveles de referencia o límites de dosis. Los dos factores correctivos son individualizados, aunque se proporcionan tablas con valores de referencia.
Adicionalmente, se obtuvieron informes dosimétricos de trabajadores expuestos portadores de dosímetros de delantal del área de influencia de la UTPR del CND.

Resultados

La Figura 1 muestra una captura de pantalla de la versión actual de la aplicación, la cual se ha validado con un procesado manual de los datos para algunos casos particulares. Tras aplicarla con éxito a los trabajadores de las instalaciones controladas por la UTPR del CND, se han podido detectar algunos casos que requerían de una mayor protección al cristalino, contribuyendo, en parte, a que en ningún caso se superara el límite de dosis anual.

Discusión

Aunque el uso de un dosímetro específico para cristalino reduce la incertidumbre de la medida, un número significativo de profesionales lo consideran incómodo y prefieren usar otro método, como el dosímetro de delantal. La sistemática desarrollada en este estudio muestra cómo se puede realizar un mejor control de la dosis equivalente en cristalino a partir de lecturas de este tipo de dosímetros. La versión final de la aplicación, una vez validada completamente, podría estar disponible próximamente y de forma libre para su uso por cualquier servicio de protección radiológica.

Conclusión

Gracias a la aplicación diseñada, se dispone de una herramienta que permite de forma efectiva la estimación de la dosis equivalente en cristalino a partir de los informes dosimétricos del CND que incluyan lecturas de dosímetros de delantal.

Speaker: Mrs Alba Montaner-Alemany (Fundación Instituto Valenciano de Oncología / Centro Nacional de Dosimetría)

AppCristalino.ppsx

09:00 → 10:30 Mesa Redonda: Protección Radiológica del Medioambiente

Protección Radiológica del medioambiente

Convener: Almudena Real Gallego (CIEMAT)

09:00 Protección Radiológica del Medioambiente

El desarrollo de una aproximación para la protección radiológica del medioambiente puede considerarse un esfuerzo considerable, e incluso innecesario, si se tiene en cuenta que las descargas reales al medioambiente de las operaciones rutinarias de las centrales nucleares son bajas y existe el compromiso de reducirlas aún más. Sin embargo, las descargas rutinarias nunca serán cero y, en todo caso, también es necesario tener en cuenta posibles accidentes, emergencias y otros eventos imprevistos, así como el hecho de que existen zonas en todo el mundo que ya están contaminadas en diverso grado.
A nivel internacional y de forma generalizada se acepta que es necesario poder demostrar de manera explícita, independiente y transparente que el medioambiente está adecuadamente protegido frente a los posibles efectos perjudiciales de las radiaciones ionizantes. Las organizaciones internacionales y europeas coinciden en la necesidad de que el esfuerzo y los recursos a utilizar en la protección del medioambiente sean proporcionales al riesgo real existente para la biota. Para poder optimizar los recursos a emplear en la protección radiológica del medioambiente, es necesario disponer de aproximaciones y herramientas adecuadas para evaluar el potencial impacto de las radiaciones ionizantes en la biota.
En esta mesa redonda, se presentarán las aproximaciones desarrolladas por diferentes organizaciones internacionales (ICRP, OIEA) y europeas (Directiva 2013/59/EURATOM) para la protección radiológica del medioambiente, así como las herramientas disponibles para evaluar y poner en contexto los riesgos para la biota derivados de la exposición a radiaciones ionizantes. Se discutirá la integración de las aproximaciones seguidas para la protección del medioambiente y de las personas, dentro del sistema de protección radiológica de la ICRP.
Además, se describirá el programa de seguimiento medio ambiental que se lleva a cabo en las centrales nucleares españolas (en concreto en las de Almaraz y Trillo), incidiendo especialmente en los aspectos de importante interés en la operación de dichas centrales.

Speakers: Almudena Real Gallego (CIEMAT), Francisco Yague Alvarez (Centrales Nucleares Almaraz-Trillo A.I.E.), Mr Juan Carlos Mora Cañadas (CIEMAT)

Mesa redonda_PR del medioambiente.ppsx MR-biota-JCM-jueves.pptx Presentacion Almudena Real Real-Final.ppsx Presentación FYA 2019_06_13.pptx

09:00 → 10:30 Simposio: La comunicación de los riesgos y beneficios de las radiaciones a la sociedad

Conveners: Borja Bravo Pérez-Tinao (Tecnatom), Julio Almansa López (Hospital Virgen de las Nieves)

09:00 Simposio: La comunicación de los riesgos y beneficios de las radiaciones a la sociedad

La utilización de la radiación ionizante con fines diagnósticos y terapéuticos se ha incrementado sustancialmente durante las últimas dos décadas. El valor clínico del uso de la radiación en la asistencia sanitaria es incuestionable: puede salvar vidas. Sin embargo, el uso inadecuado o no calificado de tales tecnologías puede resultar en exposiciones innecesarias que pueden aumentar el riesgo y no proporcionar un beneficio adicional. Los pacientes y las familias deben ser parte de las discusiones sobre los riesgos y beneficios de la radiación para que puedan comprender la información y utilizarla para tomar decisiones informadas. Si no están debidamente informados, pueden tomar decisiones que no sean beneficiosas y que incluso podrían ser perjudiciales (por ejemplo, rechazar un procedimiento necesario o exigir otro que no esté justificado). Los proveedores de atención médica que solicitan y / o realizan procedimientos médicos radiológicos tienen la responsabilidad compartida de comunicar los riesgos de la radiación a los pacientes y sus familias. El proceso de toma de decisiones informado en la atención médica incluye el consentimiento (explícito o implícito), que debe ser el resultado de una conversación continua e interactiva con el paciente y su familia. La información adecuada puede ayudarles a comprender la naturaleza del examen y su importancia para su atención médica. La estrategia de comunicación debe tener en cuenta la edad del paciente, el nivel de alfabetización, el idioma nativo, la fluidez del idioma y los aspectos culturales, entre otros. Aunque en situaciones de emergencia es posible que no haya tiempo para obtener consentimiento (por ejemplo, la necesidad inmediata de realizar procedimientos para salvar vidas), la información debe proporcionarse de forma retrospectiva. El modelo de servicios de salud integrados y centrados en las personas se aleja del modelo diseñado en torno a enfermedades e instituciones, representando un cambio fundamental en la forma en que estos servicios son concebidos, financiados, administrados y prestados. Este modelo adopta las perspectivas de las personas como participantes y beneficiarios de sistemas de salud confiables que se organizan en torno a sus necesidades integrales, en los que la atención se brinda en una relación igual y recíproca entre los profesionales, los pacientes, sus familias y las comunidades a las que pertenecen: en este marco el dialogo riesgo-beneficio adquiere particular relevancia. Basándose en los mensajes claves proporcionados en la publicación de la OMS "Comunicando los riesgos de la radiación en radiodiagnóstico pediátrico", esta presentación analiza la importancia de un diálogo efectivo y equilibrado sobre los beneficios y riesgos de la radiación en medicina, en el contexto de la atención centralizada en las personas, para permitir una toma de decisiones informada, a efectos de lograr el mayor beneficio posible con el menor riesgo.

Speaker: Alejandro Nader (OIEA)

La comunicación de los riesgos y beneficios de la radiación en medicina. Burgos. 13 Junio 2019.pptx

09:00 → 09:45 Simposio: Re-evaluación de margenes en la era de la IGRT

Convener: Nuria Jornet Sala (Hospital Sant Pau)

09:00 Re-evaluación de los márgenes en la era de la IGRT

Speaker: Prof. Lamberto Widesott (Universidad de Roma)

Lamberto Widesott.pptx

09:45 → 10:30 Grupos de trabajo de la SEFM

Convener: Daniel Zucca Aparicio (Hospital Universitario HM Sanchinarro)

09:45 Grupo de trabajo Evaluación y seguimiento del control de calidad en Medicina Nuclear

Se presentarán las tareas encomendadas y se expondrán los progresos de los trabajos.

Speaker: José Antonio Terrón León

1. JA Terrón.pptx

09:54 Procedimientos recomendados de dosimetría de pacientes en tratamientos de hipertiroidismo con 131I. Grupo de trabajo de dosis tras la administración de radiofármacos de la SEFM.

Se presentarán las tares encomendadas y el informe publicado.

Speaker: Raquel Barquero Sanz (Hosital Clinico Universitario de Valladolid)

10:03 Recomendaciones de la Sociedad Española de Física Médica (SEFM) sobre implementación y uso clínico de radioterapia estereotáxica extracraneal (SBRT)

Se expondrán las tareas encomendads y los resultados publicados en el informe.

Speaker: Dr Pedro Fernández Letón (HM Hospitales)

Grupo SBRT.ppsx

10:12 Grupo de trabajo Hipertermia Oncológica

Informe de actividades

Periodo: 27/05/2017 – 27/5/2019
Motivo: Información para el plenario de grupos de en el congreso de la SEFM 2019.

ESTUDIOS
- Estudio de factibilidad de uso de hipertermia por acopamiento capacitivo en el Hospital Universitario Dr. Negrín (Las Palmas).
Estado: Terminado.
Detalles: 150 lesiones para múltiples localizaciones.
Resultado mayor: 138 tratamientos completados satisfactoriamente.

REUNIONES
- Simposio en SEOR 2017.
Objetivo: Presentación de resultados de proyectos activos hasta entonces . Discusión de la hipertermia en los sistemas de salud extranjeros (Prof. G.C. Van Rhoon, presidente de la Sociedad Europea de Hipertermia ESHO)
- Simposio en SEOR 2019.
Objetivo: Presentación de publicaciones 2017-2019. Interacción entre protones e hipertermia (Dr. Z. Vuyaskovic, Maryland Proton Trearment Center).

PRODUCCIÓN CIENTÍFICA
- Libro: Hipertermia oncológica, fundamentos y evidencia científica. ISBN: 978-84-09-05871-6. Todos los derechos cedidos a SEOR.
- Libro: Tratamiento de cáncer de mama con hipertermia local externa. ISBN: 978-84-09-05992-8. Todos los derechos cedidos a SEOR.
- Libro: Flujo de trabajo en tratamientos de hipertermia oncológica conformada profunda: Aspectos clínicos y físicos. ISBN: 978-84-09-06112-9. Todos los derechos cedidos a SEOR.
- Artículo: Locoregional hyperthermia of deep-seated tumors applied with capacitive and radiative systems: a simulation study. Revista: International Journal of Hyperthermia, 2018;34(6):714-730.
- Artículo: Hipertermia oncológica profunda conformada provocada por campos electromagnéticos no ionizantes. Revista: Física Médica, 2018;19(1):11-44
- Artículo: Feasibility of a deep hyperthermia and radiotherapy programme for advanced tumors: first Spanish experience. Revista: Clinical Translational Oncology, 2019;17:Avance de publicación.

OTROS RESULTADOS
- Informe de valoración positiva en varias situaciones clínicas por parte de la Agencia de Evaluación de Tecnologías Sanitarias de Andalucía (AETSA). (Enlace)

EVENTOS RELEVANTES PARA EL GRUPO
- Adjudicación para la compra e instalación de un equipo de hipertermia profunda conformada Alba 4D con sistema de planificación Alba HTPS en el Hospital Universitario Doctor Negrín (Las Palmas).

Speaker: Daniel Zucca Aparicio (Hospital Universitario HM Sanchinarro)

10:21 Grupo de trabajo Pruebas de aceptación de equipos de diagnóstico por la imagen

Speaker: Rosa Gilarranz Moreno (H.U. 12 de Octubre)

5. Rosa Gilarranz.ppt

09:45 → 10:30 Simposio Técnicos: PET-CT en planificación de radioterapia

Conveners: Ignacio Agustín Pérez Urbón (Hospital Universitario de Burgos), Susana Crespo Mesa (Hospital Universitario de Burgos)

09:45 Aprovechamiento de las imágenes obtenidas a través de tomografía por emisión de positrones (PET-TAC) para tratamientos de radioterapia

Aprovechar las imágenes adquiridas en el PET-TAC, tanto para diagnostico en medicina nuclear como para realizar el tratamiento de radioterapia con los distintos protocolos de actuación en las distintas patologías. Adaptación del PET-TAC para realizar una correcta simulación del tratamiento radioterápico, obteniendo imágenes con calidad suficiente para la delimitación del GTV, el contorneo de los órganos críticos y realizar la planificación del tratamiento.

Speaker: ALVARO CORRAL (HOSPITAL UNIVERSITARIO DE FUENLABRADA)

Juan Castro.PPTX

10:30 → 10:35 PRESENTACIONES PÓSTERES P-3. PAUSA-CAFÉ EN EL HALL-P0. DE 10.30H A 11.30H

10:35 → 11:30 Sesión Técnica BIOCOMPATIBLES: - Integración de un sistema de planificación en el programa de tratamiento mediante RETA con Itrio-90

Convener: Irene Torres (Hospital Universitario La Fe)

10:35 → 11:30 Sesión Técnica BRAINLAB: Innovations in Multiple Radiosurgery Planning and Patient Positioning’

10:35 Planning efficiency of elemets software, a dedicated stereotactic planning system for brain and spine

Speaker: Dr Thierry Gevaer (Universitair Ziekenhuis Brussel)

11:00 Exactrac Dynamic – A new solution combining SGRT and internal anatomy tracking for a broad range of indications

Speaker: Luisa Schützenmeister (Brainlab)

10:35 → 11:30 Sesión Técnica VARIAN: Avances y nuevos desarrollos en Software de Varian

Conveners: Jaime G. de Calderón (Director General), Miguel Rodriguez (Software Sales Specialist)

11:30 → 12:30 Mesa Redonda: La protección radiológica ante los retos de la transposición de la Directiva 2013/59

La protección radiológica ante los retos de la transposición de la Directiva 2013/59

Conveners: Juan Castro Novais (Hospital QuirónSalud Madrid), María Teresa Macías Domínguez (Instituto Investigaciones Biomédicas CSIC-UAM)

11:30 Transposición de la Directiva Europea 59/2013

La SEPR está trabajando como agente colaborador en el proceso de transposición de la Directiva 2013/59/EURATOM. En esta Mesa Redonda se presentarán las actividades relativas a la transposición de la Directiva en las que ha participado la Sociedad y se expondrá el desarrollo de la protección radiológica ante los retos derivados de la transposición en diferentes sectores profesionales involucrados. Se mantendrá un coloquio abierto entre los asistentes para intercambiar opiniones, exponer inquietudes, revisar aquellos aspectos transversales de interés común para todos los profesionales implicados y concluir con propuestas de actuación en esta materia.

Speakers: Mr Javier Zarzuela (CSN), Mr Juan Carlos Mora Cañadas (CIEMAT), María Teresa Macías Domínguez (Instituto Investigaciones Biomédicas CSIC-UAM), Dr Mª Luisa España López (H.U.La Princesa), Mr Ángel Félez (NUCLENOR)

A. Felez. Rev 1A MR Presentación congreso SEPR 2019 - Transposición Directiva 2....pptx JZARZUELA-Directiva 59-2013.pptx MESA REDONDA_MEspaña.pptx MR-Directiva-JCM-jueves.pptx MR Directiva MTM Burgos.pptx

11:30 → 12:30 Orales: Radiaciones naturales y Remediación de áreas contaminadas.

Conveners: Francisco Javier Guillén Gerada (University of Extremadura), Mrs Soledad García Sierra (ENUSA)

11:30 Dosis ocupacionales por Radón en planta de tratamiento de residuos NORM procedentes de la industria de Oil & Gas en Emiratos Árabes Unidos

Introducción
Las dosis a trabajadores por gas radón son habitualmente tratadas como situaciones de exposición existente. Las concentraciones máximas de referencia no son de aplicación cuando se trata de exposiciones planificadas.
Este es el caso de la planta de tratamiento de residuos NORM licenciada para el tratamiento de residuos procedentes de la industria de Oil&Gas de Emiratos Árabes Unidos. Esta planta ha sido diseñada para procesar >200 m3/año de lodos con Ra-226 en concentraciones promedio de 190 Bq/m3.
El gas radón liberado podría alcanzar niveles elevados de concentración si no se dimensiona adecuadamente el sistema de ventilación.
Esta ponencia presenta la metodología y análisis realizado para determinar los requisitos de ventilación y estimar las dosis operacionales por radón.
Material y Métodos
Para el proceso de análisis se ha utilizado ANSYS-CFX®, como software de CFD, y Maple® como software de cálculo. La metodología de cálculo se apoya en el documento de la IAEA Technical Report 474.
Resultados
Realizando estimaciones conservadoras y cálculos simplificados, se demuestra que el trabajador más expuesto recibirá una dosis por Rn-222 de 1,37 mSv/año.
Sustituyendo los cálculos simplificados por una simulación mediante software CFD, se demuestra que la exposición será <0,2 mSv/año.
Discusión
Para dimensionar el sistema de ventilación teniendo en cuenta el impacto radiológico por radón, se realiza el siguiente proceso:

1. Cuantificación de la tasa de exhalación de radón desde los
   diferentes puntos en el interior de la planta de procesado.

2. Determinación de la renovación de aire necesaria en cada zona de la planta para obtener una concentración máxima de 400 Bq/m3.

3. Comparación de los caudales de renovación obtenidos frente a los
   caudales necesarios para cumplir con otros condicionantes no
   radiológicos (temperatura, áreas ATEX, etc.) y determinación de las
   concentraciones finales de radón estimadas en cada zona (entre 50 y
   400 Bq/m3).

4. Análisis de las dosis derivadas de estas concentraciones para
   diferentes tiempos de exposición (Figura 1).

5. Análisis de los tiempos de exposición para cada tipo de trabajador.
   Obteniéndose dosis por radón de hasta 1.37 mSv/año.

6. Análisis de los beneficios y costes derivados de incrementar los
   caudales de renovación. Debido a las implicaciones económicas de
   sobredimensionar el sistema de ventilación, se decide realizar una
   simulación por CFD más precisa.

7. Realización de análisis CFD (Figura 2) para las tasas de exhalación
   calculadas (punto 1) y los caudales de ventilación obtenidos (punto
   3). Obteniéndose dosis muy inferiores a las obtenidas mediante
   cálculos simplificados y conservadores (<0.2 mSv/año).

Conclusiones
Para tratar la exposición a radón de los trabajadores de una planta de tratamiento de residuos NORM, debe aplicarse el principio ALARA de optimización de las dosis recibidas. Un correcto análisis durante la fase de diseño es clave para garantizar dosis por radón optimizadas. Debe demostrase que un incremento razonable en el dimensionamiento del sistema no producirá un ahorro significativo de dosis.

Figura 1. Dosis estimadas para diferentes tiempos y concentraciones

Figura 2. Análisis de concentraciones de radón por CFD

Speaker: Mr TOMAS RECIO MIRANDA (TECNATOM)

11:39 VALIDACIÓN E IMPLEMENTACIÓN PARA LA DETERMINACIÓN DE 226RA MEDIANTE CENTELLEO LÍQUIDO

Introducción
En este trabajo se presenta la implementación práctica y la validación de un método radioanalítico para determinar la concentración de actividad de 226Ra en muestras complejas, mediante la técnica de medida de centelleo líquido.
Material y método
Este método está basado en la digestión a alta presión de las muestras mediante HPA, seguido de un procedimiento químico de co-precipitación y una extracción líquido-líquido mediante el empleo de un cóctel de centelleo líquido inmiscible con la muestra disuelta. Finalmente, el conjunto resultante en el vial de centelleo se analiza en un contador de centelleo líquido.
Los materiales empleados para este proceso de validación han sido muestras complejas provenientes de la industria de extracción de gas y petróleo y de otras industrias potencialmente NORM y TE-NORM, como fosfoyesos. También se han empleado otras muestras complejas con concentraciones de actividad de 226Ra conocidas, muchas de ellas de ejercicios de intercomparación, como tionita e ilmenita, suelo, mineral de uranio, fango de tratamiento de agua, carbonato cálcico y leche.
Resultados
Se seleccionan en el proceso de implementación los parámetros de medida en el contador de centelleo líquido adecuados para llegar a determinar la concentración de actividad de 226Ra con unos límites de detección de alrededor de 1 Bq/g y con incertidumbres relativas inferiores a 10% empleando una pequeña cantidad de muestra (entorno a 0.5 g) con tiempos de recuento inferiores a 1 día. En cuanto a los valores de los rendimientos químicos de separación, obtenidos mediante absorción atómica, están entre 65% y 85%.
Conclusiones
Se describe el proceso de validación y se determinan los valores de los parámetros asociados (precisión, exactitud, repetibilidad y reproducibilidad). Asimismo, se analiza la sensibilidad de todas las variables involucradas en la determinación de la concentración de actividad de 226Ra.

Speaker: Margarita Herranz (UPV)

Presentacion_Burgos_SEPR_2019.pptx

11:48 Desarrollo de un modelo dinámico para estimar concentraciones de radón en interiores.

Unidad de Protección Radiológica del Público y del Medio Ambiente, Departamento de Medio Ambiente, CIEMAT, Madrid.

Palabras clave: Radón interiores, modelización, INDORAD, modelo dinámico

Introducción

El radón, su formación, transporte, exhalación y concentración en interiores y exteriores se considera más relevante recientemente debido a la nueva DIRECTIVA 2013/59/EURATOM del Consejo de la Unión Europea, que entró en vigor el día 6 de febrero de 2018 y que incluye, por primera vez, una concentración máxima de 300 Bq/m3 en el interior de las viviendas. En muchas situaciones, es fundamental disponer de un modelo de evaluación de la concentración del radón en interiores. Por esa razón en la Unidad de Protección Radiológica del Público y del Medio Ambiente del Departamento de Medio Ambiente del CIEMAT se está desarrollando el modelo INDORAD (INDOor RAdon Dynamic model).

Material y métodos

El modelo INDORAD se desarrolla usando MATLAB R2017b, siendo un modelo dinámico basado en sistemas de ecuaciones diferenciales de primer orden, considerando la dinámica de magnitudes meteorológicas como la temperatura, presión, precipitaciones, humedad, y las principales características del suelo y del edificio. Al día de hoy el modelo está parcialmente implementado.

Resultados y discusión

El modelo INDORAD está diseñado para estimar la concentración del radón en el interior de los edificios de forma dinámica, considerando todas las vías de entrada del radón: desde el suelo, de los materiales de construcción, del suministro de agua, o del gas natural (ver figura) para predecir las concentraciones de radón en viviendas.

Se ha realizado una primera versión del modelo para estimar el radón que se genera y entra desde el suelo y se acumula en el interior de las viviendas.
Para la modelización se tienen en cuenta procesos físicos como la emanación del suelo, la advección y difusión en el suelo y en las viviendas, y la ventilación de las viviendas. La estructura y parametrización del modelo depende del caso estudio. Cuando existen datos de gradiente de presión dentro del suelo y en el interior de los edificios, se usan estos datos directamente. Cuando no existen se estiman los valores a través de otros parámetros como el gradiente de temperaturas.
El modelo está basado en trabajos anteriores (Font et al.,2003, Arvela et al., 2016 etc) con algunos desarrollos propios en las expresiones matemáticas, en la estructura del modelo y en el propio desarrollo del código en el entorno MATLAB, así como en la parametrización.

Conclusiones

Se presenta la primera versión del modelo desarrollado, junto con una demostración en aplicaciones en casos hipotéticos y en un caso real. En el futuro el modelo se relacionará con otras características como la humedad relativa o las precipitaciones; se añadirán nuevas vías de contribución del radón en interiores (materiales de construcción, agua, gas).

Referencias

Arvela H.,Holmgren O.,Haenninen P. (2016) Effect of soil moisture on seasonal variation in indoor radon concentration. Radiation Protection Dosimetry,168

Font Ll.,Baixeras C. (2003) The RAGENA dynamic model of radon generation, entry and accumulation indoors. The Science of the Total Environment 307

Speaker: Dr Alla Dvorzhak (CIEMAT)

11:57 RADIONUCLÉIDOS NATURALES EN UN PERFIL DE COLUMNA DE AGUA EN EL LAGO DE LA CORTA MINERA DE SAN TELMO (SO DE ESPAÑA)

INTRODUCCIÓN
La corta de la mina San Telmo, localizada en la Faja Pirítica Ibérica (FPI), se encuentra inundada desde 1995 por el ascenso del nivel freático tras el cese de la actividad minera en 1989. Esta corta minera, está fuertemente afectada por Drenaje Ácido de Minas (DAM), resultados de la oxidación de los sulfuros. El objetivo de este estudio es observar si el DAM y los procesos de estratificación en las aguas del lago dan lugar a niveles de concentración de actividad moderados/altos de varios radionucléidos naturales (isótopos de uranio, isótopos de torio y 210Po) en comparación con los que se pueden encontrar en aguas de lagos naturales
MATERIAL Y MÉTODOS
Se han tomado muestras de agua a diferentes profundidades, ayudados por una embarcación. Con el soporte de una ecosonda se ha obtenido, inicialmente el mapa batimétrico de la corta. Mediante una sonda se han realizado perfiles en profundidad de los principales parámetros físico-químicos que se presentan en la Figura 1.
Las medidas radiométricas se han realizado por espectrometría alfa. Como método de validación interna, se ha medido el contenido en uranio de las muestras de agua por ICP-MS, confirmando los resultados obtenidos por espectrometría alfa (Figura 2).
Adicionalmente, se han medido los emisores gamma naturales de las series del 238U y 232Th (más 40K) en la muestra de sedimento.
RESULTADOS Y DISCUSIÓN
Los resultados obtenidos para los parámetros físico-químicos muestran una capa superficial (0 – 10 m) caracterizada por bajos valores de pH (2,4 – 2,6) y elevada concentración de oxígeno disuelto (alrededor de 8 mg/L) y valores de ORP (800 – 875 mV). A partir de esta profundidad se produce un descenso de la temperatura, oxígeno disuelto, ORP, y por el contrario, un aumento de los valores de pH y conductividad específica.
Por otra parte, los primeros resultados radiométricos obtenidos son coherentes con la información previa de estratificación. Los radionucléidos analizados ven afectado su comportamiento en el medio acuoso, dependiendo de las condiciones redox existentes. Eso es particularmente importante por ejemplo para el uranio que presenta una solubilidad mucho mayor en condiciones óxicas que en condiciones anóxicas.
CONCLUSIONES
Se ha podido observar una variación en los perfiles en profundidad de las concentraciones de actividad de isótopos de uranio, de las concentraciones de 210Po y del cociente 234U/238U correspondientes a una columna de agua, obtenida en la zona más profunda de un lago minero situado en la FPI (SO España). Esta variación debe estar relacionada con la estratificación en profundidad observada, debido a la entrada de aguas más salinas procedentes de las galerías mineras conectadas con la corta.

Speaker: Dr Juan Mantero Cabrera (Universidad de Sevilla)

12:06 Estudio de la concentración de radón en aire en los lugares de trabajo del CIEMAT

Introducción:

El CIEMAT ha realizado un estudio radiológico para determinar la concentración promedio de radón en aire mediante medidas integradas en distintos periodos para garantizar el cumplimiento en todo el centro de la IS-33 (CSN).

Dado el elevado número de dependencias a caracterizar, el estudio se ha dividido en dos fases: una previa de corta duración de todos los lugares de trabajo situados en planta baja y sótanos, y un estudio continuado donde los niveles de concentración de radón detectados en la fase previa sean mayores y siempre que se superen los 300 Bq·m-3.

Materiales y Métodos:

Se han empleado detectores pasivos basados en cámaras de ionización electrostática procesadas con el sistema E-PERM® que disponen de diversas configuraciones cámara-detector para realizar medidas de hasta un año duración y hasta 65000 Bq·m-3.

Para asegurar la calidad de los resultados obtenidos con este sistema, éstos se compararon con los obtenidos con detectores pasivos de trazas suministrados por 2 laboratorios acreditados (ENAC) y con los registrados en continuo con monitores activos tipo cámara de ionización.

La selección de zonas homogéneas de concentración de radón y puntos de medida se realizó de acuerdo con la Guía de Seguridad 11.4 (CSN).

Resultados:

Se han obtenido correlaciones lineales excelentes, con diferencias máximas entre los valores individuales inferiores al 10%,exponiendo simultáneamente los distintos detectores.

En el estudio previo se han caracterizado 819 dependencias (lugares de trabajo y de acceso público) de 50 edificios variando los valores medidos entre 20-2000 Bq·m-3.

El estudio continuó en 154 dependencias, de las cuales un 60.4% presenta una [222Rn] inferior a 300 Bq·m-3.

Discusión:

El estudio preliminar ofrece una estimación razonable del promedio anual de la [222Rn] clasificando las dependencias caracterizadas en función del nivel de referencia reglamentario. El estudio continuado finalizará cuando el tiempo de exposición sea suficiente para obtener el promedio anual permitiendo en aproximadamente 2 años la caracterización de la [222Rn] en los lugares de trabajo del CIEMAT-Moncloa.

Al comparar los datos de las tablas, se aprecia que el número de lugares con [222Rn] superior a 1000 Bq·m-3 aumenta hasta 5 en el estudio continuado,mientras que disminuye en el intervalo entre 300 y 1000 Bq·m-3, lo que supone una reducción de 79 a 61 lugares de trabajo donde se supera el nuevo nivel de referencia. Esta tendencia debe confirmarse al completar la exposición anual en todos los lugares.

Conclusiones:

Los resultados obtenidos con el sistema E-PERM® han sido validados satisfactoriamente en condiciones reales de medida.

La finalización del estudio continuado permitirá garantizar el cumplimiento normativo en materia de exposición al radón en el CIEMAT.

Está prevista la adopción de medidas correctoras para reducir la concentración de actividad de radón en aire o limitar el tiempo de ocupación en aquellas dependencias que superen 300 Bq·m-3.

Las concentraciones máximas de radón se han medido en dependencias en las que sus paramentos limitan con el terreno natural o en edificios cuya tipología constructiva facilita el flujo de gas desde el terreno a su interior.

Speaker: Mr José Luis Márquez Fernández (CIEMAT)

12:15 RADIACTIVIDAD NATURAL EN DRENAJES ÁCIDOS MINEROS GENERADOS EN LA CUENCA DEL RÍO ODIEL (SO DE ESPAÑA)

INTRODUCCIÓN
En el SO de España se encuentra la Franja Pirítica Ibérica, caracterizada por ser rica en minerales con alto contenido metálico. Desde la antigüedad existen explotaciones mineras en la zona que han causado, hasta nuestros días, un gran impacto ambiental.
En este estudio se presentan los resultados de la determinación de las concentraciones de actividad de radionucleidos naturales en agua y sedimentos recogidos en el río Odiel y afectados por drenajes ácidos mineros que van desde las antiguas explotaciones mineras hasta el río Odiel. Se destacan los drenajes ácidos mineros que proceden, respectivamente, de las minas de Ríotinto y de La Zarza. En el caso del drenaje de la Zarza los resultados están además afectados por medidas de recuperación ambiental que se estaban aplicando en el momento de la recogida de las muestras(Figura 1).
MATERIAL Y MÉTODOS
Se han utilizado procedimientos radioquímicos para aislar los diferentes elementos que se han estudiado: uranio, torio y polonio. Tras la recogida de muestras, se ha aplicado un primer tratamiento para la extracción de los elementos de interés de la matriz. A continuación se ha procedido a aislar cada uno de los elementos de interés. Por último se ha procedido a la obtención de fuentes radiactivas.
RESULTADOS
Se han determinado concentraciones de actividad de 210Po, isótopos de uranio (238U y 234U) e isótopos de torio (232Th) en muestras de agua y sedimentos recogidas a lo largo del río Odiel y en varios drenajes ácidos mineros. En la Figura 1 se presenta un mapa con la zona de estudio. En la Tabla 1 se presentan los resultados más destacados.
DISCUSIÓN
De los resultados presentados se deduce una tendencia a la movilización y transporte del uranio presente en las zonas mineras debido, fundamentalmente, al pH ácido que caracteriza a las aguas de los drenajes ácidos mineros. Se aprecian elevadas concentraciones de actividad de isótopos de uranio en agua en los drenajes ácidos mineros. Por su parte el torio presenta una menor tendencia a ser movilizado mientras que el polonio tiene niveles propios de ambientes no contaminados.
CONCLUSIONES
Se han determinado altas concentraciones de actividad de isótopos de uranio en muestras de aguas recogidas en drenajes ácidos mineros localizados en la cuenca del río Odiel. Otros elementos como el torio o el polonio no sufren procesos de movilización y transporte tan acentuados como en el caso del uranio. La aplicación de contramedidas tendentes a recuperar las condiciones ambientales del drenaje de La Zarza afecta claramente a las concentraciones de actividad de isótopos de uranio observadas.

Speaker: Dr GUILLERMO MANJÓN COLLADO (Universidad de Sevilla)

11:30 → 12:30 Orales: Radioterapia: Verificación de tratamientos

Conveners: Dr Francisco Clemente Gutiérrez (Servicio de Protección Radiológica y Radiofísica. Hospital Central de la Defensa “Gomez Ulla”), Mr Sergio Alberto Lozares Cordero (Hospital Universitario Miguel Servet, Zaragoza)

11:30 Dosimetría portal de tránsito basada en un algoritmo de cono colapsado

Introducción
La dosimetría portal de tránsito ha demostrado su capacidad de detectar errores que no son detectables con dosimetría pretratamiento, aun con incertidumbres mayores.
Los EPID (dispositivos electrónicos de imagen portal) están basados en un panel de silicio amorfo, el cual presenta una gran dependencia energética.
En este trabajo se presenta un sistema de dosimetría portal de tránsito basado en el algoritmo de cono colapsado de Pinnacle (Philips, EE.UU.). Las imágenes del maniquí se modifican para simular la presencia del EPID y se introducen las correcciones necesarias al cálculo dosimétrico mediante un programa escrito en Matlab (Mathworks, EE.UU.).

Material y métodos
Se utilizó un acelerador Clinac-21EX (Varian, EE.UU.), dotado con un EPID PortalVision-aS1000, basado en silicio amorfo, que fue calibrado en dosis de acuerdo al fabricante. El sistema de planificación Pinnacle-v8.0m utiliza el algoritmo de cono colapsado para el cálculo de dosis con 6MV, cuyo modelado, validado para la clínica, no fue modificado.
Se programaron distintas funciones en Matlab para corregir las variaciones en la respuesta del EPID debidas a la variación del espectro energético. Se obtuvieron experimentalmente en un maniquí de agua sólida los datos necesarios para realizar las correcciones. En el planificador se introdujo un maniquí virtual con diferentes densidades y espesores en las imágenes de TC del maniquí antropomórfico Rando-Alderson, simulando la presencia del EPID durante el tratamiento.
La dosimetría de tránsito se verificó en el maniquí antropomórfico con campos de diferentes tamaños en cráneo, tórax y pelvis. También se realizaron medidas simulando un tratamiento de próstata con IMRT. Los cálculos se compararon frente a las medidas, obteniendo el índice gamma ($\gamma$) mediante OmniPro-ImRT (IBA-Dosimetry, Suecia) con parámetros (3%,3mm), (4%,3mm) y (5%,3mm) para las distribuciones planares, así como la dosis en el centro del campo.

Resultados y discusión
Los resultados se resumen en la Tabla-1.

Las diferencias encontradas en el punto central no superaron el 2%, salvo el campo 20x20cm para cráneo. Los valores promedio del porcentaje de $\gamma$ fueron 85,62%(3%,3mm), 91,73%(4%,3mm) y 95,68%(5%,3mm).
En el caso del campo 20x20cm en el cráneo, la diferencia se explica porque el tamaño de campo es mucho mayor que el maniquí irradiado.
En los campos torácicos, con heterogeneidades de pulmón, se obtuvieron valores inferiores al 90% para $\gamma$(5%,3mm). No obstante, existen zonas de pulmón que pasan el criterio gamma, mostrando un patrón en forma de persiana (Figura-1).

Parte de las discrepancias podrían deberse a un mal acoplamiento de las láminas del maniquí Rando-Alderson.

Conclusiones
El método propuesto es una herramienta complementaria de control de calidad, que podría detectar errores en la administración del tratamiento debidos a factores que no fueron considerados en la planificación. Asimismo, es un método fácilmente implementable con los recursos habituales de un servicio de Radiofísica.
Se puede establecer el umbral del 95% para $\gamma$(5%,3mm), como valor por debajo del cual se deben investigar las diferencias de dosis obtenidas.

Speaker: Dr Jaime Martínez Ortega (Hospital Universitario Puerta de Hierro Majadahonda)

Dosimetría portal de tránsito.ppsx

11:39 PUESTA EN MARCHA Y RESULTADOS DE UN SISTEMA DE DOSIMETRÍA EN VIVO EN RADIOTERAPIA EXTERNA

Introducción:

En el proceso de tratamiento de Radioterapia, es aconsejable establecer barreras para la detección de cambios inadvertidos en los campos de tratamiento así como errores en el posicionamiento o la anatomía del paciente que puedan afectar a la distribución de la dosis.
Un medio de detección de estos errores es la dosimetría en vivo con imagen portal.
Presentamos la puesta y marcha y primeros resultados de un sistema de dosimetría en vivo en nuestro centro.

Material y métodos:

En nuestro centro contamos con un acelerador Varian Trilogy Tx con sistema de imagen portal (EPID) modelo S1000 con resolución de 0.3 mm. Entre mayo y diciembre de 2018 se han tratado 130 pacientes con fotones de 6 MV y técnica de VMAT. A todos los pacientes se le toman imágenes de CBCT semanal. En la primera sesión y después una vez por semana, se adquieren con el EPID imágenes integradas de cada campo de tratamiento. La imagen del primer día se toma como referencia. Las posteriores se comparan con la primera empleando un programa elaborado en el servicio escrito en Python. Para la comparación se emplea el criterio gamma 3mm/3%. Cuando el valor de gamma es menor del 95%, se estudia la posible causa de la variación. En total, se analizan 1069 imágenes.
Cuando se aprecian en las imágenes de CBCT cambios anatómicos por adelgazamiento, se calcula la distribución de la dosis en la nueva anatomía.

Resultados:

De las 1069 imágenes analizadas, el valor de gamma es menor del 95% en 144 casos (13,4%). Las posibles causas de los errores se clasifican en 7 categorías:
Errores en la adquisición (1,5%).
Errores en la colocación del paciente. Se trata de volúmenes de tratamiento cerca de la piel en los que parte del campo de tratamiento irradia al aire y se suponen más sensibles errores de posición (4%)
Cambios en la prescripción o en los campos de tratamiento tras la primera sesión. (1,8%).
Cambios en el contorno externo del paciente por pérdida de peso (0,7%)
Cambios en la anatomía interna del paciente por causuas como reducción del tumor en pulmón, presencia de gas en el recto, etc. (3.4%)
Presencia de prótesis metálicas en el trayecto del campo de radiación (0,5%)
Sin motivo aparente que justifique el cambio. (1,3%)

En los casos en los que se observa adelgazamiento, se calcula la distribución de dosis con el nuevo contorno externo y se observa un aumento en la dosis media al PTV que oscila entre 0,5 Gy y 1,8 Gy.

Discusión:

Un sistema de dosimetría portal en tratamientos de VMAT permite detectar errores en la administración del tratamiento y cambios en la anatomía del paciente. Esto puede ser de interés para buscar pacientes candidatos a Radioterapia adaptativa.

Speaker: Manuel Llorente Manso (Centro Oncológico MD Anderson)

2. Manuel Llorente.pdf

11:48 Dosimetría in vivo en tratamientos de RT externa basada en imagen EPID

Introducción:

Los controles de calidad de los tratamientos en radioterapia se han centrado en el equipamiento, el cálculo independiente de UM y el plan sobre maniquíes, dejando de lado la verificación del tratamiento real del paciente.
Esto está empezando a cambiar y las normativas de algunos países también. En Francia, por ejemplo, se ha implantado la dosimetría in vivo obligatoria para todos los tratamientos de RT externa después de que un error en la utilización de cuñas produjera la muerte accidental de 5 pacientes.
En nuestro servicio utilizamos una herramienta desarrollada por SunNuclear (Perfraction) para la verificación de los tratamientos sobre el análisis de los registros digitales del ALE (logs) que sólo nos indica que los límites de operación se han respetado independientemente del paciente.

A finales de 2018 Perfraction incorpora Transit Dosimetry, que permite crear un modelo para predecir la dosis de salida del paciente recogida por el EPID y compararla con la dosis real (in vivo) en cada sesión.

Material y métodos:

Se ha empleado la plataforma SunCHECK dentro de la cual Perfraction es un módulo para la verificación de la dosimetría pretratamiento (Perfraction 0) y tratamiento (Perfraction N).

Perfraction N permite un análisis 2D de la imagen que produce la radiación de tránsito del paciente (Transit Dosimetry) sobre el EPID. El modelado del EPID, ALE y paciente necesario para determinar la dosis de tránsito se realiza para cada energía disparando 27 campos sobre un maniquí de agua sólida y registrando la imagen integrada de la radiación de salida. Finalmente, hay que verificar que los resultados son los esperados para nuestro ALE y EPID.

El paciente se debe tratar con el EPID desplegado a la DFI que se haya establecido evitando colisiones. La imagen 2D integrada (una por arco o campo) es transformada en dosis y se compara con la predicha por el modelo.

Se ha realizado dosimetría in vivo sobre pacientes con patologías, técnicas y energías diferentes poniendo mayor énfasis en las técnicas de SBRT y Mama DIBH.

Resultados:

En los pacientes de pulmón y de esófago con un plano de tórax se observan las variaciones más importantes.

En próstata con fiduciales de Au, ORL y en los pacientes con el compresor eXacradle (AnatGe) las variaciones son las menores, en parte por la anatomía y en parte por los sistemas de inmovilización empleados. En mamas izquierdas se ha verificado que la técnica de DIBH es adecuada.

En el caso de un esófago se ha conseguido detectar un cambio del PTV tras la simulación, y en el caso de un pulmón hemos visto variaciones importantes debidas a los artefactos del contraste que no se habían tenido en cuenta en la planificación.

Conclusión:

En poco tiempo la dosimetría in vivo se va a realizar de manera rutinaria. En este trabajo, aún en desarrollo, hemos verificado que una técnica Transit Dosimetry basada en imagen EPID es una alternativa sencilla, integrada en el tratamiento y fiable para detectar cambios en la dosimetría planificada.

Speaker: Dr Agustín Válgoma Solanas (Hospital Universitario Basurto)

Transit-Dosimetry-ORAL.pdf

11:57 Verificación del cálculo de dosis 3D realizada por el software 3DVH basándose en medidas sobre ArcCheck.

Introducción

En el Hospital Ramón y Cajal se realizan, entre otros, tratamientos volumétricos de intensidad modulada (VMAT). Para la verificación pretratamiento utilizamos el maniquí cilíndrico de diodos ArcCheck junto con el software 3DVH. Este programa permite calcular la distribución volumétrica de dosis en el interior del maniquí, valiéndose de la información DICOM del plan y la dosis recogida por la hélice de diodos. 3DVH tiene una biblioteca de modelos de acelerador, de la cual se alimenta para realizar la reconstrucción volumétrica de la dosis.
Cuando se verificaban tratamientos con campos medianos y pequeños, típicamente próstatas y SBRT, a pesar de que la medida sobre los diodos de ArcCheck era buena, la reconstrucción volumétrica arrojaba que el PTV estaba sobredosificado con respecto al TPS. Por este motivo se inició una evaluación detallada de la correcta reconstrucción de la dosis por parte de 3DVH.

Material y métodos

Se ha utilizado un acelerador lineal Elekta Synergy con multilámina Agility y un sistema de planificación Pinnacle^3. Para la verificación pretratamiento utilizamos lo citado en la introducción.
Se han realizado una batería de medidas con campos estáticos de distintos tamaños. Se ha introduciendo una cámara de ionización PinPoint (PTW) en el centro del maniquí ArcCheck. Se han evaluado las métricas $\gamma$(3%,2mm) y $\gamma$(2%,2mm) global y con un umbral del 10% para la medida sobre los diodos y para las matrices de dosis en 3D reconstruidas frente a TPS. Se irradia a tasa máxima, para evitar incluir la dependencia de la respuesta de los diodos con la misma.
La verificación de campos clínicos se realiza en la práctica diaria, con lo que la toma de datos se ha hecho retrospectivamente. Éstos radiados a tasa clínica.

Resultados

3DVH sobreestima la dosis en el interior del volumen objetivo cuando se trata de campos pequeños, lo cual afecta directamente a los PTV. La cámara de ionización respalda el cálculo del TPS, por lo que 3DVH debe estar haciendo algo erróneamente.

Se contactó con Sun Nuclear para que estudiaran el caso. Nos aportaron un nuevo modelo de máquina Agility para reemplazar al anterior.
Con este nuevo modelo, todas las reconstrucciones de dosis concuerdan mucho mejor con la información del TPS. A continuación se muestran las diferencias entre recalcular la matriz 3D de dosis con un modelo y otro.

Discusión

Con el modelo inicial aparecían sobredosificaciones en el target hasta del 5%, lo que ocasionaba que en el PTV el criterio $\gamma$(3,2) promedio fuera del 14% para SBRT y 67% para próstata, mejorando hasta 82% y 92% respectivamente al emplear el nuevo modelo de cálculo.

Conclusiones

El nuevo modelo de Agility para 3DVH ha mejorado la reconstrucción 3D de dosis basada en medidas. Las verificaciones de campos de tratamiento pequeños no presentan ese efecto ficticio de sobredosificación en el target que aparecía anteriormente. Para campos tan pequeños como la SBRT, quizá el conjunto ArcCheck-3DVH esté al límite de sus posibilidades dada la resolución espacial del array de diodos.

Speaker: Juan David García Fuentes (Hospital Ramón y Cajal)

ORAL- ArcCheck-3DVH.pdf ORAL- ArcCheck-3DVH.ppsx ORAL- ArcCheck-3DVH.pptx

12:06 Estudio de los sinogramas de Tomoterapia mediante la aplicación Sinoplan

Introducción

En la planificación de tratamientos de Tomoterapia el planificador almacena en forma de sinogramas los tiempos de apertura(LOT) de láminas del MLC para cada proyección: posición del conjunto gantry-mesa.
La apertura de las láminas requiere un cierto tiempo, denominado “tiempo de latencia”. Idealmente, en el plan de tratamiento se deben evitar los LOT próximos al tiempo de latencia o cercanos al tiempo máximo de proyección(MP) para garantizar la reproducibilidad dosimétrica del mismo.
En este trabajo se ha estudiado la correlación entre los porcentajes de LOT y los resultados de las verificaciones dosimétricas del tratamiento(DQA). Para ello, se ha hecho uso de una aplicación propia,realizada mediante la interfaz GUIDE de Matlab R2016a: Sinoplan.

Material y métodos
La aplicación Sinoplan reconstruye el sinograma de tratamiento a través del RTPlan en formato DICOM o de la matriz en formato binario y del archivo xml de la estación de tratamiento. A partir de cualquiera de los dos sinogramas, la aplicación calcula el porcentaje de láminas que permanecen abiertas menos de 100ms y durante una fracción de tiempo superior al 80% del MP. Además, proporciona parámetros del plan como el pitch o el factor de modulación(FM).
Para el estudio se han seleccionado 15 pacientes de próstata y 10 de cabeza y cuello (ORL). Las DQA se han realizado con el detector $MatriXX^{EVOLUTION}$ (IBA Dosimetry). La DQA se evalúa utilizando el método gamma. Se ha registrado el valor $\gamma_{max}$ como indicador de la reproducibilidad de la planificación.

Resultados
En la tabla 1 aparecen recogidos los resultados del coeficiente de correlación de Pearson, que relaciona el porcentaje de LOT(variable predictora) e índice gamma(variable resultado).

No se ha encontrado correlación entre el $\gamma_{max}$ y el porcentaje de LOT mayor al 80% del MP para ninguna de las dos patologías.

Los LOT menores a 100ms(Figura 2) solo muestran una correlación positiva en el caso de ORL.

Discusión
El FM es un indicador de la complejidad del tratamiento. En ORL la geometría del PTV es menos sencilla y los órganos de riesgo están muy próximos a él, por lo que es necesaria mayor modulación y los LOT se reducen respecto a los tratamientos de próstata. Los porcentajes de láminas con tiempos cortos aumentan y esto se refleja en el resultado de la DQA, obteniéndose un $\gamma_{max}$ mayor.

Para hacer más reproducibles los tratamientos, cuando el porcentaje de láminas abiertas un tiempo menor de 100ms sobrepase el 40% en las planificaciones de ORL,se podría aumentar el valor del pitch y así aumentar el LOT promedio.
El tiempo de muestreo en la adquisición de medidas recomendado por IBA Dosimetry es de 150ms. Esto hace que el detector empleado no posea suficiente resolución temporal para obtener resultados concluyentes en nuestro estudio.

Conclusiones

Se ha encontrado una correlación positiva entre el índice gamma y el porcentaje de láminas con LOT próximos al tiempo de latencia en los tratamientos de cabeza y cuello, aunque se requeriría un detector con mayor resolución temporal para profundizar en su estudio.

Speaker: Noelia Suarez Alvarez (Complejo Asistencial Universitario de Salamanca)

12:15 Corrección de las secciones eficaces de producción de positrones en verificación PET de tratamientos de protonterapia

Introducción

La precisión de la protonterapia puede verse comprometida por las incertidumbres en el rango del protón. Una de las técnicas más prometedoras para verificar este rango es el uso de detectores PET. Sin embargo, esta técnica necesita una simulación Monte Carlo precisa para comprender como la distribución de actividad PET medida difiere de la esperada y como se traduce en dosis.
Geant4 y otros códigos Monte Carlo ofrecen multitud de modelos de física para simular la creación de positrones en haces de protones, y no hay acuerdo sobre cual es el óptimo. En este trabajo analizamos el efecto de usar diferentes modelos y proponemos una nueva base de datos de secciones eficaces nucleares ajustada a los datos experimentales, la cual además puede ser modificada por un sencillo método.

Material y método

Hemos usado GAMOS versión 6.0.0, basado en Geant4 versión 10.04.p02. Geant4 ofrece hay 29 listas de física hadrónica, pero si nos centramos en la protonterapia podemos reducirlas a 4.
Para entender el efecto real en protonterapia utilizamos un tratamiento de scanning activo compuesto de unos 10,000 haces. Dicho haz es lanzado sobre una cabeza entrando por su lado izquierdo, de modo que atraviesa diferentes áreas de tejido, aire y hueso.
El detector PET está formado de dos placas de 10X10 LYSO(Ce) cristales de 4X4X22 mm, con resolución energética 9% FWHM. Los sucesos PET son repesados según las desintegraciones de cada isótopo en el tiempo seleccionado. Hemos simulado varios escenarios con diferentes combinaciones de tiempo de haz, posicionado del paciente y detección. No se ha tenido en cuenta el lavado biológico.

Resultados

Hemos analizado los perfiles de posición de los positrones obtenidos con las cuatro listas de física a lo largo de varias líneas paralelas al haz. La Fig. 1 muestra varias de estas líneas. Las diferencias en la zona distal llegan a ser superiores a 5 mm, imprecisión mucho mayor que la que hemos obtenido comparando la imagen PET reconstruida con la simulada, 1 mm, semejante a la obtenida en otros estudios.

Discusión y Conclusiones

Las diferencias en el rango de los protones son debidas a las grandes diferencias en las secciones eficaces de producción de positrones, tal y como se muestra en la figura 2. En ella puede también verse que ninguno de los modelos tiene un buen acuerdo con los datos experimentales, si bien estos ofrecen marcadas diferencias entre sí.

Como resultado de este estudio podemos concluir que es necesario un extenso estudio de las secciones eficaces de producción de positrones relevantes en protonterapia. Para ayudar en este esfuerzo, hemos elaborado una nueva base de datos que se ajusta óptimamente a los datos experimentales. Dicha base de datos está disponible libremente con GAMOS, junto a una serie de scripts que permiten modificarla leyendo un fichero de dos columnas (energía - sección_eficaz) como los que proporcionan EXFOR o JANIS.

Speaker: Mr Pedro Arce Dubois (Medical Applications Unit, CIEMAT)

6. Pedro Arce.pptx

11:30 → 12:30 Simposio Técnicos: Radioterapia adaptativa

Conveners: Ignacio Agustín Pérez Urbón (Hospital Universitario de Burgos), Susana Crespo Mesa (Hospital Universitario de Burgos)

11:30 Radioterapia adaptativa

La planificación de un tratamiento con Radioterapia Externa se contornea sobre un TAC-Simulación inicial que se le realiza al paciente. En este, se simula el posicionamiento que garantiza la reproducibilidad diaria del tratamiento en la Unidad. El oncólogo radioterápico contornea sobre este tac los órganos de riesgo y el tumor a tratar con un margen (PTV). Pero durante el tratamiento pueden aparecer diferencias anatómicas o morfológicas en el paciente. Estas variaciones pueden deberse tanto a la disminución del tumor, como a la pérdida de peso por las diferentes variaciones fisiológicas producidas por el tratamiento. Estos cambios anatómicos producen un cambio dosimétrico que difiere al prescrito en el plan terapéutico. Para poder cuantificar la dosis planificada inicial con la real es necesaria una herramienta que permita evaluar y calcular la dosis real que recibe el paciente. Para ello, se realiza un registro deformable entre la imagen obtenida y la planificada. En ella se descargan las isodosis sobre los mismos puntos anatómicos.

Speakers: Leonor Zazo García (Hospital Universitario La Fe), María del Carmen Castellet García (Consorcio Hospitalario Provincial de Castellón)

12:30 → 13:30 Debate: Las SRS de lesiones múltiples también se pueden tratar con linacs.

Convener: Santiago Pellejero Pellejero (Complejo Hospitalario de Navarra)

12:30 El Gamma Knife en el tratamiento de las metástasis múltiples

Las indicaciones para el empleo de la radiocirugía en el tratamiento de las metástasis múltiples han variado notablemente en estos últimos años. La opción de no utilizar la irradiación holocraneal se ha ido modificando conforme se observaba una prolongación de la supervivencia y de la calidad de vida en casos seleccionados; esto mismo ha pasado con los límites al número de metástasis a irradiar en sesión única y del número de irradiaciones en sucesivas recurrencias.
En esta presentación se exponen aspectos dosimétricos de casos de tratamientos realizados en nuestra unidad Gamma Knife. También se comentan publicaciones con las características dosimétricas típicas de centros con Gamma Knife. Asimismo se muestran resultados comparativos entre diferentes técnicas llevadas a cabo por un centro que cuenta prácticamente con todas las ellas.

Speaker: Germán Rey Portolés (Hospital Ruber Internacional)

Gamma Knife Icon en el tratamiento de metástasis.ppsx

12:45 Brainlab Elements MTS multiples

La oncología radioterápica está evolucionando hacia una ampliación de las indicaciones en pacientes oligometastásicos. Multiple Brain Mets SRS de BrainLAB se alinea con esta tendencia permitiendo el tratamiento de dos a quince lesiones cerebrales de forma sencilla.
Las características principales son:
- Planificación automatizada mediante el uso de plantillas de prescripción y geometría predefinidas por el usuario
- Tratamiento con isocentro único y arcos dinámicos conformados
- Hasta un máximo de cinco giros de mesa y diez arcos por tratamiento
Los planes de tratamiento generados son consistentes y el proceso desde la planificación al tratamiento resulta muy eficiente.

Speaker: Ignasi Modolell i Farré (Servei de Física Mèdica i Protecció Radiològica - ICO Hospitalet)

Debate_MultipleBrainMetsSRS_W.ppsx

13:00 Tomoterapia

La técnica de tomoterapia helicoidal se caracteriza por impartir tratamientos rotatorios de intensidad modulada mientras el paciente de desplazada, solidario a la mesa de tratamiento, en sentido craneal. La naturaleza helicoidal de la irradiación facilita el tratamiento conjunto de lesiones próximas situadas en distintos planos axiales. Además, el diseño del sistema colimador multi-lámina (MLC), dispuesto tal que las láminas se mueven en dirección cráneo-caudal, permite irradiar simultáneamente múltiples lesiones contenidas en un mismo plano axial. Seleccionando una apertura de mordaza suficiente (10 o 25 mm, según las dimensiones de las lesiones y la región total a irradiar) y un paso de hélice apropiado (acorde a la dosis por sesión), se obtienen tratamientos de lesiones múltiples a partir de un único centrado y posicionamiento del paciente. Para ello se adquieren imágenes de tomografía computerizadas de 3.5 MV, generadas por el propio acelerador lineal (que emite 6 MV en modo tratamiento), reduciendo con ello la incertidumbre de posicionamiento al coincidir ambos isocentros. Por otra parte, la baja transmisión del sistema colimador del equipo, tanto de las mordazas como del MLC, permiten preservar el tejido sano adyacente.

Speaker: Ms Ruth Rodríguez Romero (Servicio de Radiofísica y Protección Radiológica, Hospital Universitario Puerta de Hierro Majadahonda)

3. Ruth Rodriguez.pptx

13:15 HyperArc

Cada vez es más habitual el tratamiento de metástasis cerebrales con aceleradores lineales gracias a la versatilidad de las máquinas, el menor tiempo de tratamiento y el mayor confort para los pacientes. Alineados con esa filosofía, Varian presentó HyperArc que reduce el tiempo de tratamiento y planificación, mejora la calidad de los planes con herramientas específicas de software, y nos da una mayor seguridad en la irradiación de los planes. En esta exposición, nos centraremos en los resultados clínicos de los clientes referentes de esta novedosa herramienta de tratamiento de lesiones cerebrales.

Speaker: Miguel Rodriguez (Varian Medical Systems, Spain)

HyperArc Congreso SEFM - Miguel Rodríguez.ppsx

12:30 → 13:30 Mesa Redonda: Seguridad física de fuentes de radiación. Nuevas indicaciones

Seguridad física de fuentes de radiación. Nuevas indicaciones

Convener: Mr Javier Zarzuela (CSN)

12:30 Mesa Redonda: Seguridad física de fuentes de radiación. Nuevas indicaciones

Mesa Redonda: Seguridad física de fuentes de radiación. Nuevas indicaciones

Speakers: Mr Fernando Alcázar Pérez (Ministerio del Interior), Mr Javier Zarzuela (CSN), Mrs Melanie Erzilbengoa Izaguirre (Hospital de San Sebastián)

12:30 → 13:30 Orales: Medida de la Radiación - Detectores y maniquíes. Técnicas de modelado y simulación Monte Carlo: (1)

Medida de la Radiación: Detectores y Maniquíes. Técnicas de modelado y simulación Monte Carlo.

Conveners: Faustino Gómez Rodríguez (Universidad de Santiago de Compostela), Merce Ginjaume (Universitat Politecnica de Catalunya)

12:30 Desarrollo de una solución para dosimetría de área en tiempo real

Introducción y objetivo
La mayoría de los sistemas de dosimetría de área no guardan las lecturas a lo largo del tiempo de trabajo, por lo que se pierde una información que puede, en determinadas circunstancias, ser relevante.
En este trabajo hemos desarrollado una solución de dosimetría de área de bajo coste que permite la lectura remota, así como su registro en tiempo real (SODATIR). Su eficacia fue probada en un entorno hospitalario.
Material y métodos
El dispositivo para la dosimetría de área (SODATIR) desarrollado está compuesto por una Raspberry Pi; un detector Geiger-Müller conectado a la Raspberry por una placa “bridge” o placa de interconexión, que permite adaptar los voltajes de salida del sensor Geiger-Müller a una señal digital compatible con el bus I2C de la Raspberry; tarjetas de comunicaciones 3G y WiFi (Figura 1-izquierda); y, finalmente, todo el dispositivo se coloca dentro de una carcasa de protección.
Una aplicación Smartphone (Android) ha sido diseñada y desarrollada con objeto de (i) comunicarse con el dispositivo (via 3G o WiFi) para visualizar en tiempo real las lecturas del detector, (ii) control y registro de usuarios, y (iii) enviar la información a una base de datos de un servidor.

Se realizó un estudio en dos localizaciones en un entorno hospitalario, colocando un primer dispositivo en el Pasillo de Medicina Nuclear (zona PET) y un segundo en la ventana del puesto de control del TAC (Figura 1-centro y derecha). Junto a cada dispositivo se colocó un detector personal EPD MK2+ (Thermo) para comparar los resultados de las lecturas registradas. Las lecturas se registraron durante un día normal de trabajo.
Resultados y discusión
El coste del material del dispositivo SODATIR es de aproximadamente 200 €.
Previo al uso del dispositivo SODATIR en el hospital, éste fue calibrado en el Centro Nacional de Dosimetría (CND, Valencia) para las calidades N80 y N300.
El dispositivo SODATIR se conectaba con la base de datos a través de una tarjeta de datos, aunque también se probó la comunicación a través del wi-fi del hospital. Se podía tener una visión de la lectura del detector en tiempo real a través de la aplicación del teléfono móvil (figura 2).

La tasa de dosis máxima registrada en el pasillo del PET con el SODATIR y el dosímetro personal (Thermo) fue de 2.46 y 2.12 Sv/h, respectivamente; en el puesto de control de TAC fueron 2.09 y 1.86 Sv/h, respectivamente.
El uso de este tipo de dispositivo permite la optimización de la protección radiológica en zonas controladas, permitiendo, p.e., reconstruir incidentes en las instalaciones, o adecuar la clasificación de las áreas.

Conclusiones
El sistema de dosimetría de área, permite lecturas en tiempo real, se caracteriza por su bajo coste, su portabilidad y flexibilidad, y por ser integrable con otros sistemas propietarios del Hospital. El sistema fue validado en un entorno hospitalario.

Speaker: Dr Alfredo Serna (Hospital GU Santa Lucía)

1. Alfredo Serna.pdf

12:39 Validación de campos pequeños para haces de fotones sin filtro aplanador

Introducción

El objetivo del trabajo consiste en validar los haces de fotones sin filtro aplanador 6MV-FFF y 10MV-FFF del acelerador Varian TrueBeam para tamaños de campo menores de 4x4cm2, comparando medidas con detectores de diodo y simulaciones Monte Carlo con los cálculos obtenidos por el sistema de planificación de tratamientos (TPS) Eclipse.

Material y métodos

Se dispone del acelerador TrueBeam equipado con el MLC de alta definición HD120 y energías 6MV-FFF y 10MV-FFF, y del TPS Eclipse v.13.6.23, ambos de Varian Medical Systems (VMS).

Se evalúan los algoritmos de cálculo Anisotropic Analytical Algorithm (AAA) y AcurosXB (AXB) de Eclipse. Se realizan los cálculos en un maniquí virtual de agua de 50x50x50cm3 y rejilla de 1mm. El tamaño de fuente utilizado es X=Y=0mm (AAA) y X=Y=1mm (AXB).

Se utiliza el software de simulación Monte Carlo PRIMO v.0.1.5.1307 [a] con la biblioteca de espacios de fases distribuida por el fabricante VMS [b]. Para los cálculos en PRIMO se diseña un maniquí virtual de agua de 20x20x25cm3 y rejilla de 1mm. Se obtienen valores de dosis con una incertidumbre del 2% (k=2).

Se utiliza la cuba de agua MP3 (PTW) y los detectores de diodo TM60012 (PTW) y SFD (Scanditronix) para las medidas de los factores de campo (OF), porcentajes de dosis en profundidad (PDD) y perfiles de dosis en el eje X (PFLX).

Se seleccionan 11 tamaños de campo desde 0,5x0,5cm2 hasta 4x4cm2 definidos por el MLC y distintas aperturas de mandíbulas para ambos haces de fotones. Se miden los OF, PDD y PFLX con ambos diodos para DFS=95cm y profundidad=5cm. Se aplican factores de corrección a las lecturas de los OF debido a la sobreestimación de la dosis de ambos detectores en campos pequeños [c].

Se comparan los OF, PDD y PFLX medidos con diodos y calculados por PRIMO con los calculados por los algoritmos AAA y AXB.

Resultados

OF normalizados a 4x4cm2 y diferencias relativas entre todos ellos (figura 1).

Diferencias en los PDD <3% para campos de 0,5x0,5cm2 y <2% para el resto en 6MV-FFF. Diferencias <5% para campos de 0.5x0.5cm2 y <3% para el resto en 10MV-FFF. Diferencias en los PFLX <3% para todos los campos y ambas energías (figura 2).

Se observa un mejor acuerdo entre los datos medidos, simulados y calculados cuanto mayor es el tamaño de campo y mayor es la distancia entre las mandíbulas y el MLC. Mejor acuerdo con la energía 6MV-FFF respecto a 10MV-FFF y con el algoritmo AAA respecto a AXB.

Conclusiones

Se han presentado los OF, PDD y PFLX para haces de fotones sin filtro aplanador del acelerador TrueBeam y tamaños de campo menores de 4x4cm2 medidos con dos detectores de diodo y calculados con Primo, obteniendo un excelente acuerdo con los calculados por los algoritmos AAA y AXB de Eclipse.

Referencias

[a] http://www.primoproject.net
[b] http://www.myvarian.com/s/montecarlo
[c] Can small field diode correction factors be applied universally? Radiotherapy and Oncology 112 (2014) 442–446

Speaker: Antonio Ruiz Bueno (Hospital Campo Grande)

presentación-113.pptx

12:48 Propuesta innovadora para la dosimetría personal en radiología intervencionista. Participación de la UPC en el proyecto PODIUM

Introducción
El control dosimétrico de los trabajadores expuestos es esencial para la aplicación del principio ALARA y para asegurar el cumplimiento de la normativa vigente. Actualmente, en España, únicamente se utilizan sistemas pasivos para dosimetría personal, los cuales presentan algunas limitaciones: no es posible conocer el nivel de exposición mientras se está expuesto y no ofrecen buenas estimaciones cuando los campos de radiación no son homogéneos.
El proyecto PODIUM propone llevar a cabo la vigilancia individual mediante una aplicación de dosimetría en línea que determinará la posición del trabajador mediante cámaras, tras lo cual se calcula la dosis mediante simulaciones Monte Carlo (MC) aceleradas.
Diversos grupos de la UPC participan en el proyecto y en este trabajo se presentan los estudios preliminares para la validación de los sistemas de cálculo propuestos para el caso de radiología intervencionista.
Materiales y métodos
En una sala de cateterismo del hospital universitario de Malmö en Suecia se ha simulado un procedimiento típico, empleando maniquíes antropomórficos como paciente y operador. En el tórax del operador se han situado dos dosímetros personales activos tipo EPD de la marca Thermo y dos dosímetros de termoluminiscencia del Servicio de dosimetría personal de la UPC que proporcionan la dosis equivalente personal Hp(10), figura 1.

En cuanto a las simulaciones, para la obtención de resultados en tiempos de cálculo cortos (inferiores a 1 min o 2 min) se han empleado dos tipos de técnicas aceleradas: el código MC-GPU, desarrollado específicamente para procedimientos intervencionistas y que emplea para el cálculo unidades gráficas (GPU), y el programa de uso general PENELOPE/penEasy, aplicando una técnica de reducción de varianza de detección forzada.

Resultados y discusión
Los resultados de simulación presentados en la Tabla 1, con una incertidumbre menor al 1% (k=2) corresponden a simulaciones de 2 minutos con PENELOPE/penEasy. La tabla muestra una desviación máxima del 37 % para la proyección PA en la comparativa con las medidas de los EPD, en los otros casos la diferencia es inferior al 30%. Este valor se considera satisfactorio teniendo en cuenta las tolerancias aceptadas en protección radiológica y la distribución de dosis observada en el tórax (comparación entre TLD y EPD), que es del orden de 50 % para la disposición mostrada en la figura 1 donde los TLDs están más próximos al paciente.
Conclusiones
Los resultados preliminares son muy prometedores porque permiten determinar, mediante simulación MC y con una estimación del orden del 30%, la dosis recibida por el personal sanitario que participa en un procedimiento intervencionista. Este procedimiento puede utilizarse no sólo para determinar la dosis en tórax sino también la dosis en cristalino.

Tabla 1: Ejemplo de resultados comparativos entre la medida de Hp(10) utilizando dosímetros activos (EPD), pasivos (TLD) y calculada (Sim) para dos proyecciones: PA y 15 º.

Figura 1: Dispositivo experimental.
Este estudio ha recibido financiación del programa de investigación y formación 2014-2018 de EURATOM en virtud del acuerdo de subvención nº 662287.

Speaker: Dr Anna Camp Brunés (UPC)

3. Anna Camp.pptx

12:57 Output Factors en dosimetría de campos pequeños: comparación de detectores para haces de 6 MV y 6 MV FFF en el acelerador Versa HD.

Objetivo
Investigamos la aplicabilidad de diferentes detectores para dosimetría de campos pequeños y sus diferencias en la respuesta a haces con(FF) y sin filtro aplanador(FF).
Incluimos detectores no estándar en dosimetría de fotones,como los transistores-de-efecto-de-campo-metal-oxido-semiconductor(MOSFET) y películas radiocrómicas(EBT3).
Materiales y métodos
Acelerador lineal Versa HD(Elekta,UK).TPR(20,10)0,683 para 6MV y 0,674 para 6MV FFF.
Los Output Factors(OFs) se midieron en una cuba de agua PTW BeamScan(PTW, Alemania) con un electrómetro DOSE1(IBA, Alemania) utilizando 9 detectores diferentes,para tamaños de campo entre 10x10 y 0.6x0.6cm2 a 10cm de profundidad.
Los OFs con película fueron medidos en agua sólida y analizados con www.Radiochromic.com.
Se utilizó el sistema PTW TRUFIX para colocar MicroDiamond y diodos en el punto efectivo;y las cámaras de ionización(ICs) en el centro geométrico. Los MOSFETs y películas fueron centrados visualmente,siguiendo recomendaciones del TRS 483.
Los OFs se presentan como promedio de 5 medidas de 200 MU(parte superior de las Tablas). Las mediciones se normalizaron al OF del 3x3cm2(campo más pequeño donde el equilibrio lateral de partículas cargadas es suficiente para ambas energías). La parte inferior de las tablas muestra las diferencias con respecto al OF de referencia(sombreado),calculado como la media de los OFs de los detectores más apropiados para cada tamaño de campo;siguiendo recomendaciones del fabricante y la literatura publicada.
Los OFs de los tamaños de campo más críticos(0,6x0,6 y 1x1cm2) se verificaron nuevamente mediante una calibración cruzada normalizada al tamaño del campo más cercano(2x2cm2) con la cámara PinPoint(cámara de referencia para este campo).
Resultados
Las tablas muestran que los MOSFETs se comportan correctamente para todos los tamaños de campo;respuesta similar para los diodos.
Microdiamond tiene una buena respuesta en campos hasta 7x7cm2 donde comienza a subestimar el OF.
Las ICs PinPoint,SemiFlex,CC13-S y FC65-G presentan una infra-respuesta para los campos más pequeños(0.6x0.6 y 1x1cm2) por su mayor volumen activo. Sin embargo,estas ICs son ideales para campos más grandes,con la excepción de PinPoint que subestima el OF del 7x7cm2 debido al efecto del electrodo central.
El OF de referencia para cada tamaño de campo concuerda correctamente con el obtenido con películas radiocrómicas,con desviaciones menores al 3% tanto FF como FFF.
No se observan diferencias en las respuestas de los detectores entre haces de 6MV y 6MV FFF.
El OF de los haces FFF es menor que en FF para campos mayores a 3x3cm2, pero mayor para campos menores a 3x3cm2,como ya lo han demostrado otros autores para el Versa HD.
El resultado de la doble verificación resultó en desviaciones con respecto a los OFs de referencia de:1.82% para 0.6x0.6cm2 y 0.40% para 1x1cm2 en 6MV y 2.06% y 0.12% en 6 MVFFF.
Conclusión
La principal diferencia entre la respuesta de los detectores se debe al volumen del detector.
Nuestra homogénea serie de medidas muestra que MOSFETs,MicroDiamond y diodos son buenos detectores para dosimetría de campos pequeños y pueden ser complementados con la verificación mediante película.
Para todos los detectores analizados encontramos la misma tendencia general independientemente del tipo de filtración utilizada.

Speaker: María del Carmen Castellet García (Consorcio Hospitalario Provincial de Castellón)

13:06 Creación de un modelo Monte Carlo de un acelerador lineal VarianTrueBeam® para un haz 6FFF

Introducción
En este trabajo se ha creado, comisionado y validado experimentalmente un modelo Monte Carlo de un acelerador lineal VarianTrueBeam® para un haz 6FFF, usando el códigoBEAMnrc.

Material y métodos

• Medida de tamaño de foco

El dispositivo usado para medir el tamaño de foco (Fig. 1) está compuesto de dos bloques paralelos de plomo separados por una ranura de 0.13 mm y montados en una bancada que se mueve bajo el haz de radiación. La medida se realiza con un diodo de dosimetría unido a la parte inferior de los bloques de plomo con su punto de referencia alineado con la ranura. Se escaneó en varias direcciones alrededor del eje de radiación y mediante un algoritmo de reconstrucción desarrollado con MATLAB® (MathWorks, Natick, MA, USA), se determinó el tamaño y la forma de la fuente de radiación.

• Simulación de espacios de fases y distribuciones de dosis

Se llevaron a cabo usando el código de Montecarlo EGSnrc 4 (versión Rev1.78).
Para simular los espacios de fases correspondientes al LINAC Truebeam-modalidad 6FFF, se introdujeron modificaciones en la geometría de un VarianClinac 2300:Se extrajo elflatteningfilterse introdujo un target modificado.
Los PDDs y perfiles de dosis fueron simulados en un maniquí de agua usando el código egs_chamber.

• Comisionado y validación

El método utilizado en el comisionadoconsistió en compararPDDs y perfiles de diferentes tamaños de campo y diferentes combinaciones de FWHM y Energía con las curvas experimentales correspondientes. La Energía y FWHM óptimos se obtuvieronmediante minimización de funciones de mérito que tienen en cuenta las diferencias de dosis en varios puntos de las curvas.

Resultados

• Tamaño de foco

Las curvas medidas con el dispositivo de rendija poseen simetría axial.Estas curvas se usaron para ejecutar el algoritmo de reconstrucción de la distribución de la fuente de radiación, considerando un modelo gaussiano bidimensional. Los valores obtenidos fueron 0.155 cm, 0.157 cm y 0.156 cm para las tres máquinas consideradas en este estudio.

• Comisionado del modelo Monte Carlo

Para decidir el tamaño de foco óptimo, se simularon campos de 3x3 cm2 con distintos valores de FWHM del campo de electrones primarios.El tamaño de foco que mejor reproduce los resultados experimentales es 0.16 cm, compatible con la medida experimental del foco.
En el caso de la energía del haz de electrones primario, el mejor acuerdo entre el PDD medido y el simulado para campo de 10x10, ocurre en 6.1 MeV.

• Validación del modelo

Usando el modelo de Montecarlo comisionado, se han simulado perfiles a varias profundidades y PDD´s en eje y fuera de eje de varios tamaños de campo entre 3x3 y 15x15 cm2, comparando los resultados de la simulación con las medidas experimentales. Las diferencias locales en dosis relativa tanto en PDDs como en perfiles son inferiores al 1% (Fig. 2).

Conclusiones

En este trabajo de creado un modelo de Montecarlo de un LINAC VarianTruebeam 6FFF que reproduce con fidelidad las medidas experimentales.

Speaker: Miguel López Sánchez (Hospital Universitario Lucus Augusti)

13:15 Caracterización de un material imprimible 3D para la evaluación dosimétrica de tratamientos RIO

Introducción
La radioterapia intraoperatoria (RIO) permite la administración de altas dosis en un lecho quirúrgico, durante el curso de una intervención minimizando la dosis recibida por el tejido sano circundante. En esta técnica no se adquieren imágenes del paciente y por tanto la planificación del tratamiento no es posible, recurriéndose a cálculos aproximados de dosis en superficies planas, que difieren de las irregularidades reales que presentan los lechos quirúrgicos.
Con el fin de realizar una evaluación dosimétrica precisa posterior al tratamiento, se pueden fabricar maniquíes 3D imprimibles de ácido poliláctico (PLA) a partir del escaneado de la superficie de lechos quirúrgicos reales. El objetivo de este trabajo es el de la caracterización del material usado para la fabricación de estos maniquíes.

Material y métodos
Se ha fabricado un maniquí de PLA constituido por varias láminas de distintos espesores y con forma cilíndrica de 20 cm de radio. La densidad del material es $\rho = 1.027 g/cm^3$ y se fabrica en una impresora 3D DT600+ de Dynamical Tools, con una densidad de relleno del 90%.
Para la irradiación se cuenta con el acelerador de electrones para terapia intraoperatoria LIAC HWL (Sordina IORT Technologies SpA).
Se han realizado medidas, en el maniquí de PLA, de distribución de dosis absorbida en el eje transversal del haz de radiación a diferentes profundidades, y medidas de rendimiento de dosis en profundidad (PDD) para las diferentes energías y colimadores disponibles. Para las medidas se han empleado películas radiocrómicas EBT3 de Gafchromich®. También se han hecho medidas de números CT con el maniquí CIRS®062.
El software de simulación Monte Carlo (MC) de haces de electrones SWL–LIAC Monte Carlo Simulation, proporciona los cálculos de perfiles y PDD usados en nuestros análisis.

Resultados
En la Tabla 1 se muestra algunos de los resultados de la medida de números CT para agua y PLA.

Los resultados dosimétricos preliminares de este estudio se han realizado sólo para la energía de 6 MeV y el aplicador de 30 mm no biselado. Se ha medido la distribución de dosis absorbida en el eje transversal al haz, a la profundidad de 9mm y en el maniquí de PLA. En la Figura 1 podemos ver la comparativa con los cálculos MC. El análisis del índice gamma con el criterio 2%/2mm de los resultados, es de un 98,84 % de los puntos por debajo del valor 1 de $\gamma$.

Discusión
Los valores obtenidos del perfil del haz con PLA se ajustan muy bien a la curva Monte Carlo, con un valor del índice $\gamma$ muy cercano al 100% para un criterio 2%/2mm. Además el valor del número CT medido para el PLA es relativamente cercano al valor de agua.

Conclusiones
Los buenos resultados preliminares, aunque escasos, son un indicativo de la posibilidad del uso de maniquís 3D imprimibles de PLA para el cálculo de distribuciones dosis administradas, suponiendo una buena solución para abordar el registro dosimétrico de tratamientos en RIO.

Speaker: Rodrigo Astudillo Olalla (Hospital Universitario Marqués de Valdecilla)

Material_imprimible-3D_comunicacion-515.pptx

12:30 → 13:30 Simposio Técnicos: Dosimetría en terapia metabólica

Conveners: Ignacio Agustín Pérez Urbón (Hospital Universitario de Burgos), Susana Crespo Mesa (Hospital Universitario de Burgos)

12:30 Dosimetría en terapia metabólica

Speaker: Josep María Martí i Climent (Clínica Universidad de Navarra)

13:30 → 14:30 ALMUERZO TIPO COCTEL. P0

14:30 → 15:30 Sesión Plenaria: Protección Rradiológica en instalaciones singulares (CNA, CLPU)

PR en instalaciones singulares (CNA, CLPU)

Conveners: Javier Sánchez Jiménez (Hospital Universitario de Burgos), Dr Maria Fernanda Sánchez Ojanguren (CSN)

14:30 CNA: ACELERADORES DE PARTICULAS AL SERVICIO DE LA SOCIEDAD

El Centro Nacional de Aceleradores (CNA) es un centro mixto de la Universidad de Sevilla, la Junta de Andalucía y el Consejo Superior de Investigaciones Científicas, que tiene como misión el desarrollo de investigación en aceleradores de partículas y sus múltiples aplicaciones. El Centro está reconocido como Instalación Científico-Técnica Singular (ICTS) de localización única, siendo por ello un centro abierto para que la comunidad científica y tecnológica nacional e internacional pueda desarrollar investigaciones utilizando sus instalaciones.
En el centro se saca pleno rendimiento a sus seis grandes instalaciones: 1) El acelerador Tándem de 3 MV, herramienta potente y versátil para Ciencia de Materiales e Instrumentación Nuclear, cuya potencialidad se ha incrementado con la incorporación de una nueva línea para experimentación con neutrones. b) El acelerador Ciclotrón, factoría de radiofármacos y con una línea de haz externo cada vez más demandada para experimentos de irradiación con partículas cargadas c) El acelerador Tandetrón para AMS, que encuentra radionucleidos de vida larga en el medioambiente en proporciones ínfimas, con grandes demandas en aplicaciones oceanográficas y caracterización de residuos radiactivos d) El acelerador compacto MICADAS, dedicado a la datación de muestras de muy diversos origen por 14C, con un incremento muy notable en su uso forense e) El irradiador de 60Co, fuente de fotones para irradiación de componentes fundamentalmente aeroespaciales, pero también biológicas, y f) el tomógrafo PET-TAC, complemento del ciclotrón para el diagnóstico de cáncer.
El centro tiene establecido un plan estratégico vigente para el periodo 2017-2020, aprobado por su junta rectora y evaluado positivamente por el comité de evaluación de las ICTS, el cual cubre los siguientes objetivos: 1.- Desarrollo de Técnicas de Análisis por haces de Iones (IBA) para análisis de materiales. 2.- Desarrollo de pruebas de irradiación de componentes tecnológicos y biológicos. 3.- Desarrollo de detectores de radiación e instrumentación nuclear. 4.- Avances en Espectrometría de masas por aceleradores (AMS) y datación por 14C. 5.- Producción de radiofármacos e imagen molecular. Adicionalmente, este plan contempla: a) una apuesta decidida por instalar, un acelerador de más energía que permita tratar el cáncer usando la técnica llamada Protonterapia, b) un incremento notable en la implicación en el desarrollo de instrumentación nuclear relevante para grandes instalaciones internacionales, y c) una consolidación de la nueva línea del acelerador Tandem para experimentación con neutrones.

En esta ponencia haremos un recorrido breve por las grandes instalaciones del Centro indicando sus principales características y aplicaciones, describiremos las principales aplicaciones e investigaciones médicas en curso y haremos una descripción somera del plan de protección radiológica de los trabajadores y del público vigente en una instalación tan singular.

Speaker: Prof. Rafael Gª-Tenorio Gª-Balmaseda (CNA)

1. Rafael Garcia Tenorio.pptx

14:55 Centro de Láseres Pulsados (CLPU)

En los últimos años se ha producido un incremento notable del número de instalaciones de láseres ultraintensos. En la actualidad, alrededor de un centenar de laboratorios en todo el mundo estudian la aceleración de partículas con láser. Una de las características claves de estos nuevos aceleradores es su capacidad única para alcanzar energías extremadamente altas en distancias extremadamente cortas, muy por encima de cualquier otro método convencional de aceleración. En nuestro país, el Centro de Láseres Pulsados Ultracortos (CLPU) de Salamanca es la Infraestructura Científico Técnica Singular (ICTS) que nos proporciona acceso a esta tecnología.

Los aceleradores láser suponen un reto para la instrumentación usada habitualmente en Protección Radiológica. Los detectores deben enfrentarse a intensos campos de radiación mixta con duración extremadamente corta, en la escala de pico- a femto-segundos, originados a cada disparo del láser. La ausencia de cualquier tipo de referencia para este tipo de pulsos de radiación está siendo actualmente mitigada mediante la realización de intercomparaciones con diferentes sistemas y métodos de detección, en instalaciones como el CLPU (véase proyecto abierto por el CLPU en la Plataforma PEPRI). Nuestro objetivo es alcanzar conclusiones sólidas sobre la confiabilidad en la respuesta de los sistemas actuales de detección, tanto activos como pasivos (TLD, OSL, etc.) y contribuir en el desarrollo de nuevos sistemas adaptados a estas fuentes.

En el campo de la Física Médica, los aceleradores de partículas basados en láser están siendo considerados como la próxima generación de aceleradores para radioterapia. Recientes experimentos radiobiológicos in vivo han evidenciado que las irradiaciones con haces de electrones con dosis ultra altas por pulso pueden reducir drásticamente los efectos secundarios adversos en los tejidos sanos y ser igualmente eficientes, que las irradiaciones convencionales, para el control de tumores. Sin embargo, la medida y determinación de tasas de dosis por pulso, que son varios órdenes de magnitud superiores a la radioterapia convencional, presentan desafíos significativos que deben ser abordados para el desarrollo de una técnica avanzada de radioterapia con aceleradores láser.

Speaker: Prof. Luis Roso Franco (CLPU)

2. Luis ROSO.pdf

14:30 → 15:30 Simposio Técnicos: Protonterapia

Conveners: Ignacio Agustín Pérez Urbón (Hospital Universitario de Burgos), Susana Crespo Mesa (Hospital Universitario de Burgos)

14:30 Protonterapia

Speaker: Juan Castro Novais (Hospital QuirónSalud Madrid)

Juan Castro.PPTX

15:30 → 15:35 PRESENTACIONES PÓSTERES P-3. PAUSA-CAFÉ EN EL HALL P0. DE 15.30H A 16.30H

15:35 → 16:30 Sesión Técnica ELEKTA: Technical and clinical performance of Elekta Unity

Convener: Simon Woodings (Clinical physics research UMC Utrecht, The Netherlands)

15:35 → 16:30 Sesión Técnica GE Healthcare: Calidad de los datos y Seguridad del Paciente en un Proyecto de Gestión de Dosis

Convener: Gonzalo García-Calvo Navarro (Brilliant Radiology Specialist, GE Healthcare)

15:35 → 16:30 Sesión Técnica QUAELUM: Experiencias del gestor de dosis en radiofísica

Conveners: Dr Fernando Caudepón Moreno (Complejo Hospitalario de Pamplona), Prof. Hilde Bosmans (Professor bij KU Leuven)

16:30 → 17:30 Mesa Redonda: Novedades sobre el radón

Novedades sobre el radón

Conveners: Carlos Sainz (Univ. Cantabria), IAGO JOSE GONZALEZ VECÍN (HOSPITAL UNIVERSITARIO DOCTOR NEGRÍN)

16:30 Mesa Redonda: Novedades sobre el radón - Implicaciones al público del nuevo RPSRI y CTE

El objetivo principal de esta Mesa Redonda será intentar actualizar algunos de los aspectos más relevantes de la implementación de la Directiva 2013/59/EURATOM de normas básicas de seguridad en lo referente al Plan Nacional contra el Radón. En su Anexo XVIII, la Directiva indica la lista de los principales campos que deberán contemplar todos los planes nacionales que se implementen en los países miembros de la UE. Actualmente en España cada uno de estos puntos se encuentran en diferentes grados de desarrollo. Dada la limitación de tiempo disponible resulta imposible entrar con cierto nivel de detalle en todos los ítems que configuran el Plan Nacional, pero se pretenderá fomentar una discusión que proporcione de manera sucinta una visión global del estado actual de algunos de ellos. Por ejemplo, se abordarán aspectos relacionados con la medida de gas radón, distinción entre diferentes técnicas disponibles y aseguramiento de la calidad metrológica. También es de gran interés la exposición al radón tanto en viviendas como en puestos de trabajo, siendo este último aspecto muy relevante por la gran variedad de situaciones de exposición al radón que se van a plantear en el futuro cercano en el ámbito laboral. En la medida de lo posible, se intentará entrar en otros aspectos igualmente relevantes como pueden ser la definición de zonas de riesgo, o las estrategias nacionales de prevención y mitigación.

Speakers: Dr Borja Frutos (Instituto Eduardo Torroja), Carlos Sainz (Univ. Cantabria), Dr José Carlos Sáez Vergara (CIEMAT), Prof. Luis Santiago Quindos Poncela (Universidad de Cantabria), Dr Marta García Talavera (CSN)

0. Carlos Sainz.pptx

16:30 → 17:30 Orales: Gestión de residuos radiactivos

Conveners: Elena Alcaide (ENRESA), Fernando Usera Mena (Centro Nacional de Biotecnología (CSIC))

16:30 Metodología simplificada para la desclasificación de tuberías impactadas por Ra-226+ procedentes de la industria del Oil & Gas

Introducción

La desclasificación ágil de grandes cantidades de tuberías de perforación de crudo, impactadas por material regulado NORM, es un proceso complejo, sujeto a diferentes condicionantes que deben tenerse en cuenta.

Esta ponencia presenta una metodología para la desclasificación rápida de tuberías NORM, desarrollada y licenciada por TECNATOM para una planta de tratamiento y almacenamiento de residuos NORM en los Emiratos Árabes Unidos.

Material y Métodos

Para el proceso de desclasificación se cuenta con un equipo de caracterización, Clearance Assessment System for Pipes (CASP) [Figura 1], desarrollado ad-hoc por NUSIM S.A. Este equipo posee un detector de LaBr3 de 1”x1” que recorre internamente la tubería y permite la adquisición de cuentas por segundo (cps) en toda su longitud y el análisis gamma espectrométrico en puntos de interés.

Los casos de estudio y análisis de fluencia gamma se han realizado con el apoyo de códigos sencillos de simulación Point-Kernel como el Microshield®.

Resultados

La metodología desarrollada ha sido aprobada por el organismo regulador. Se ha logrado la desclasificación rápida de tuberías por medida gamma directa en menos de 1,5 h por tubería de 9 metros. El sistema de desclasificación libera más de 3.000 tuberías al año.

Discusión

Las tuberías de perforación, impactas por Ra-226+, son sometidas inicialmente a un proceso de limpieza con agua a ultra alta presión. Este proceso se realiza en una instalación radiactiva dedicada ex profeso a este fin. La actividad específica remanente en las tuberías debe ser menor de 1 Bq/g para cada isótopo de la serie natural (requisito regulatorio). Se considera que la actividad restante está distribuida en una fina capa en el interior de la tubería [Figura 2].

El desarrollo del método por medida gamma directa está dificultado por varios condicionantes radiológicos y regulatorios (preponderancia de decaimiento alfa en la serie natural, incertidumbre en el equilibrio secular, nivel bajo de desclasificación, incertidumbres y niveles de detección elevados para tiempos de medida operativos, etc.). A estas dificultades hay que añadir la necesidad de que el proceso permita la liberación de varios miles de tuberías al año.

Tras realizar diversas simulaciones con códigos de cálculo, se opta por un proceso de desclasificación en tres etapas:
1. Encapsular la tubería durante 7 días para garantizar que se contiene el gas Rn-222, y por lo tanto se alcanza un nivel de equilibrio secular determinado (Ra-226 vs Pb-214).
2. Realizar un barrido de la tubería con el CASP, obteniendo cps en función de la posición.
3. Realizar espectrometría tomando valores de Pb-214 en los puntos de interés. Estos puntos son aquellos con cps máximas en diferentes tramos longitudinales de la tubería.

Conclusiones

El equipo CASP y la metodología diseñada permite la desclasificación rápida de más de 2.200 toneladas de acero al carbono que son recuperadas, con el consiguiente beneficio económico y medioambiental.

Speaker: Mr Jesús Ruiz González (Tecnatom)

1. Fco Saurez (Jesús Ruiz).pptx

16:39 INSTALACIÓN DEL PROTOTIPO ‘SuperMUM’ (Proyecto MetroDecom II) PARA LA SEGREGACIÓN Y DESCLASIFICACIÓN DE MATERIALES RESIDUALES PROCEDENTES DE DESMANTELAMIENTOS

Introducción:

En la actualidad, más de 200 instalaciones nucleares en la Unión Europea están llegando al final de su vida útil. El proceso de desmantelamiento de estos emplazamientos requiere de una caracterización precisa, que determine las características físicas, químicas y radiológicas de los materiales residuales generados con el fin de gestionarse adecuadamente.

El objetivo del proyecto MetroDecom II es proponer a la industria nuclear nuevas capacidades de medida fiables y operativas que ayuden a la gestión segura y razonable en coste de los materiales producidos en los desmantelamientos.

En este trabajo, se describe el paquete de trabajo dedicado a la validación del prototipo ‘SuperMUM’ para la segregación previa de materiales y su caracterización radiológica, alcanzando los niveles requeridos en el proceso de desclasificación. SuperMUM ha sido desarrollado por Nuvia bajo la dirección del Czech Metrology Institute (CMI). Como parte esencial del proyecto, el prototipo ha sido trasladado desde el JRC-Ispra al CIEMAT, el cual proporcionará residuos reales para su caracterización a escala industrial. Para la mejora de las capacidades de la instalación, se realizarán y validarán en el CIEMAT cálculos de eficiencia de detección mediante Métodos de MonteCarlo para diversas configuraciones de materiales y contenedores.

Materiales y Métodos:

En la Figura 1 izquierda, se presenta una imagen de la instalación en su ubicación en el CIEMAT, cuyo montaje se completó a finales de 2018. El blindaje de la cámara de medida son ladrillos de material con muy baja radiactividad que reduce el fondo gamma hasta en un factor 200, además de no contribuir con las emisiones asociadas al uso de blindajes de plomo.

El sistema de detección principal (Figura 1 centro), consiste en 4 detectores de Ge enfriados electromecánicamente que permiten efectuar medidas segmentadas que son normalmente requeridas para la desclasificación. Permite la medida de diversos contenedores habitualmente empleados en desmantelamientos, como bidones de 220 l o contenedores prismáticos de hasta 1 m3 de capacidad y masa máxima de 700 kg.

El cálculo de eficiencias para cada tipo de contenedor, material y nivel de llenado entre otros, se ha efectuado mediante simulaciones Montecarlo (Figura 1 derecha) que durante el proyecto serán validadas y completadas con su adecuación a situaciones reales.

Resultados:

En las medidas preliminares, se ha confirmado la mejora en las capacidades de medida de diversos contenedores, reduciendo en al menos un orden de magnitud los niveles de detección de los radionucleidos de interés, incluyendo los naturales.

Discusión:

Las medidas iniciales confirman las especificaciones esperadas del prototipo y es de esperar que permita la caracterización de materiales de diversos contenidos isotópicos artificiales y naturales por debajo de los niveles de desclasificación.

Conclusiones:

SuperMUM supone una nueva aproximación a la desclasificación de materiales con un estrecho vínculo a los aspectos metrológicos que, sin duda, aportan una garantía para la fiabilidad, trazabilidad y credibilidad del proceso.

Speaker: Dr M.J. Marijuán Martín (CIEMAT)

2. MJ Marijuán.pptx

16:48 Estimación de niveles de desclasificación condicional para materiales y residuos contaminados. Proyectos del OIEA.

Teniendo en cuenta la necesidad de minimizar la cantidad de materiales residuales a ser gestionados como residuos radiactivos y los desafíos prácticos relacionados con la gestión de grandes cantidades de materiales ligeramente contaminados, en 2016 el OIEA inició un proyecto para derivar niveles de desclasificación condicional que contemplan la evacuación de materiales ligeramente contaminados en vertederos de residuos convencionales y los procesos de reciclaje junto a otros materiales convencionales. El objeto de esta comunicación es presentar a los interesados los avances realizados hasta la fecha por el grupo de trabajo del OIEA, sus objetivos y el alcance del proyecto, así como el estado actual del mismo y la posible aplicabilidad en el futuro de los niveles derivados y las herramientas desarrolladas para su cálculo dentro del marco regulador español.

Dentro del alcance del proyecto promovido por el OIEA se pretende la estimación de niveles de desclasificación condicional para diversos tipos de materiales y residuos que presentan vías de gestión y destinos muy diferentes, entre los que se incluyen chatarras metálicas, escombros de demolición y suelos contaminados, así como otros tipos de materiales susceptibles de ser evacuados en vertederos convencionales o ser reciclados. Para ello, los expertos encargados de desarrollar el proyecto han considerado un conjunto de escenarios y vías de exposición que engloban de manera conservadora las situaciones de exposición posibles, y han llevado a cabo el desarrollo de un código de simulación de acceso público que permite de una forma sencilla el cálculo de niveles de desclasificación específicos caso a caso, y que potencialmente podría ser empleado por cualesquiera partes interesadas para estimar niveles de desclasificación específicos que se ajusten a la situación particular de los residuos que se pretende desclasificar.

Adicionalmente, los coordinadores del grupo técnico han utilizado las mismas herramientas y metodología para la estimación de unos niveles de contaminación que permitan el almacenamiento definitivo fuera del control regulador radiológico de grandes cantidades de residuos provenientes de emergencias nucleares, tal y como son los suelos contaminados de Chernóbil o Fukushima. Este proceso no puede ni debe ser entendido como una “desclasificación”, dado que no aplica a residuos producidos en situaciones planificadas, sino existentes, de acuerdo con las recomendaciones de la ICRP.

Los resultados del proyecto, así como información para el correcto uso de la herramienta de cálculo desarrollada, formarán parte de un informe técnico del OIEA cuya finalización está programada para 2019. En el futuro, el documento editado y el trabajo realizado por el grupo del OIEA podrán servir de utilidad tanto a reguladores como a productores de residuos radiactivos, permitiendo para ambos un mayor conocimiento del proceso de estimación del impacto radiológico de la desclasificación, y lo que reviste un mayor interés: la posibilidad de derivar de una forma sistemática unos niveles de desclasificación condicional que se ajusten a las circunstancias específicas de cada tipo de residuo, el ámbito de cada país e incluso la situación particular de cada productor.

Speaker: Juan Gonzalez-Cadelo (Consejo de Seguridad Nuclear)

3. Juan Gonzalez.pptx

16:57 Movimiento y caracterización de residuos especiales en CN Vandellós II

1. Introducción

La Central nuclear de Vandellós II dispone de capacidad de almacenamiento en su piscina de combustible gastado (PCG) hasta la recarga de combustible 24 (prevista para abril del 2021).

Para aumentar la capacidad de la piscina, y permitir la operación de la central más allá del ciclo 24, se está abordando un proyecto por el cual se sustituirá una parte de los bastidores de almacenamiento de elementos combustible (reracking) por otros de alta densidad que permiten ganar espacio para operar 4 ciclos adicionales.

El proyecto de reracking supone, en su fase inicial, la recolocación de los materiales albergados en los bastidores a sustituir, incluyendo tanto elementos combustibles como residuos especiales. Durante la extracción de los residuos especiales, consistentes en esta primera campaña de cabezales y dispositivos tapón de elementos combustibles, el servicio de PR ha realizado diferentes medidas radiológicas para su caracterización con el objetivo de valorar si podrían ser gestionados como residuos de baja y media actividad (RBMA).

1. Material y métodos

El movimiento de los residuos especiales se ha realizado mediante útiles específicos proporcionados por ENUSA.

Para la medida radiológica de los residuos especiales se ha utilizado una pértiga con 2 detectores gamma tipo Geiger en su extremo.

Se ha utilizado el software MicroShield® para realizar una valoración preliminar de la actividad presente en cada uno de los residuos especiales medidos.

1. Resultados

Las tasas de dosis presentes en los cabezales se encuentran en el rango 0.5-1.5 Sv/h
Las tasas de dosis presentes en los dispositivos tapón se encuentran en el rango 15-100 Sv/h.

A priori, la totalidad de los cabezales son susceptibles de ser reclasificados como RBMA tras su caracterización radiológica. Los dispositivos tapón presentan aún altas tasas de dosis lo que dificulta que todos ellos puedan ser reclasificados en el momento actual.

1. Discusión
   La caracterización de los residuos especiales permitirá realizar un cribado para conocer todo aquello que puede ser clasificado y por lo tanto gestionado a posteriori como RBMA. Dicha gestión permitirá liberar posiciones actualmente ocupadas de la PCG, así como dar comienzo a acondicionar los residuos operacionales con antelación al cese de operación de la Central.
2. Conclusiones
   Según los resultados preliminares obtenidos, una parte de los residuos especiales almacenados en la PCG podrían ser reclasificados y acondicionados como RBMA gracias al periodo de decaimiento que han sufrido y a una adecuada caracterización radiológica. Aunque esta vía de gestión aún está en fase de desarrollo en las Centrales Nucleares, debido a las ventajas que comporta, puede ser una alternativa viable en la gestión de este tipo de materiales.

Speaker: Mr IÑigo Vildosola Hernandez (ANAV)

SEPR - RREE.pptx

17:06 Sistema informático de gestión de residuos radiactivos hospitalarios

INTRODUCCIÓN:
La gestión de residuos radiactivos en un hospital es un aspecto que se ha de abordar de manera eficiente para evitar riesgos. La desclasificación de los mismos y por tanto su evacuación deben mantenerse en niveles seguros para el público.
Para ello se ha diseñado una aplicación informática en red para realizar de forma segura la gestión de los mismo y nos permita conocer en cualquier momento el material almacenado, cuando se puede desclasificar y evacuar por vía convencional y llevar un registro y seguimiento completo de los movimientos de los residuos.
MATERIALES Y METODOS:
La base fundamental del gestor de residuos es tener actualizados los registros de los radiofármacos que entran en el hospital. Para llevar este registro se ha tenido en cuenta los datos que figuran en los certificados de calibración de los isotopos que entran en el Servicio de Medicina Nuclear, para crear un formulario acorde y se han incluido campos para borrado y representación gráfica de los radiofármacos introducidos. La actividad se actualiza de acuerdo con la fecha de calibración cada vez que se abre el programa.
Conociendo la actividad se puede calcular tanto la cantidad contenida en los depósitos de residuos líquidos como en los residuos sólidos generados y se ha añadido una sección para el registro de cada uno de ellos.
Todos los registros incorporan la actividad de los radiofármacos desde que se empieza a llenar el bulto o depósito hasta su cierre, y se descartan los posteriores a esa fecha. Se ha incluido un campo que muestra los días que quedan para la desclasificación del residuo. Una vez que se desclasifica y se procede a su evacuación se genera un informe.
Para la estimación de la actividad de los residuos solidos se ha seguido la “GUÍA TÉCNICA DE GESTIÓN DE MATERIALES RESIDUALES CON CONTENIDO RADIACTIVO PROCEDENTES DE INSTALACIONES DEL ÁMBITO SANITARIO”.
Cada vez que se ejecuta la aplicación se actualizan los registros de acuerdo con la actividad almacenada y si cumplen los requisitos de desclasificación pasan al campo de residuos evacuables si no permanece en no evacuables.
Por último, se ha añadido una sección de ajustes donde se pueden añadir isotopos y cambiar los límites de evacuación.
RESULTADOS:
La aplicación se puso en marcha en noviembre de 2017 incorporando los datos de radiofármacos y residuos que había en una base de datos anterior. Desde esa fecha se han registrado los movimientos tanto residuos sólidos como líquidos permitiendo realizar una trazabilidad de cualquiera de ellos.
Su uso es sencillo e intuitivo lo que facilita su utilización por el personal administrativo y los técnicos. Todo el proceso está automatizado y los registros son todos electrónicos. La inclusión de gestores gráficos facilita la detección de situaciones inusuales.


DISCUSIÓN Y CONCLUSIONES:
La inclusión de un gestor automatizado de residuos es fundamental para llevar un buen registro y control informatizado de los residuos radiactivos que se generan y evacuan en las instalaciones.

Speaker: Breogan Sobral Aspérez (Hospital Universitario Nuestra Señora de Candelaria)

5. Breogan Sobral.pptx

17:15 PAPEL ENRESA EN EL PROTOCOLO VIGILANCIA RADIOLÓGICA MATERIALES METÁLICOS. TRANSICIÓN HACIA LA NUEVA DIRECTIVA.

1. Introducción

Tras el incidente de Acerinox en el año 1998, el 2 de noviembre de 1999 se firmó el Protocolo de colaboración sobre la vigilancia radiológica de los materiales metálicos, por CSN, Ministerio de Industria, ENRESA, UNESID, FER, FEAF y los sindicatos. Dicho protocolo es de carácter voluntario para todas las empresas que se quieran adscribir a él. En el año 2013, se publicó la Directiva 2013/59/Euratom del Consejo, de 5 de diciembre de 2013, que ha llevado a la redacción de un nuevo Real Decreto para el control de las fuentes huérfanas, en el cual se articule lo dispuesto en la Directiva en relación con las fuentes huérfanas. En este Real Decreto se establecerán las medidas, los requisitos de vigilancia y control, y los procedimientos de actuación, en caso de detección o procesamiento de fuentes, que se deberán adoptar en las instalaciones destinadas a la recuperación, almacenamiento o manipulación de materiales metálicos para su reciclado.
2. Material y métodos
Desde la puesta en marcha del Protocolo, se han producido múltiples detecciones de materiales radiactivos de mayor o menor importancia. ENRESA como último receptor de estos materiales ha participado en diversas actuaciones en empresas siderúrgicas y centros de recuperación de metales asociadas a las más de 550 transferencias recibidas por parte del CSN.

1. Resultados
   En total, los materiales revisados, hasta finales de 2018, han sido más de 4.300 piezas y son de los tipos siguientes:
    Tubos y piezas con radio y torio natural.
    Piezas de blindaje con uranio empobrecido.
    Cabezales de pararrayos de Ra-226 y Am-241.
    Detectores iónicos de humo.
    Piezas con Co-60 de una anterior fundición.
    Piezas contaminadas con Cs-137, Co.60.
    Fuentes pequeñas y productos con Ra-226.
    Fuentes (Co-60, Cs-137, Ra-226, Am-241, Kr-85).

2. Conclusiones
   Se puede decir que el Protocolo ha sido una herramienta que ha funcionado muy bien y ha sido un referente a nivel internacional. La publicación de la nueva directiva obligará a la vigilancia de la chatarra de todo el sector relacionado con el reciclaje de los materiales radiactivos. Esto implicará una mayor detección y se prevé un aumento de los materiales y fuentes radiactivas a inspeccionar y a retirar, en los casos que aplique, por parte de ENRESA.

Speaker: Mrs Elena Alcaide Trenas (ENRESA)

PRESENTACION CONGRESO BURGOS ENRESA EN EL PROTOCOLO.pdf

16:30 → 17:30 Orales: Radioterapia: Planificación de tratamientos

Conveners: Cristina Picón Olmos (Institut Català d'Oncologia-L'Hospitalet), Ruth Rodríguez Romero (Hospital Puerta de Hierro)

16:30 Tratamiento de TBI con VMAT

OBJETIVO
Implementar un procedimiento para irradiación corporal total empleando VMAT.
MÉTODO
Se ha realizado el acondicionamiento con radioterapia para dos pacientes, utilizando RayStation7 para la planificación en un acelerador VERSA HD.
La inmoblilización se realiza empleando máscara de cabeza y cuello junto con el colchón de vacío BlueBag y sistema BodyFIX. Se realizan dos CTs de simulación en orientaciones cabeza primero (HFS) y pies primero (FFS) supino, para abarcar todo el cuerpo del paciente. Se define el volumen blanco como todos los huesos del cuerpo. En uno de los casos, estaba indicado incluir en el volumen blanco todo el cráneo, nodos axilares, supraclaviculares, paraórticos y el hígado. A este volumen se le dio un margen de 3mm, excepto en extremidades, tórax y abdomen superior donde fue de 5mm. Se prescribieron 12Gy en 6 fracciones, dos veces al día, con una diferencia mayor que 6 horas entre sesiones.
En el diseño del plan se condicionó a los siguientes factores:
1. Forma geométrica variable del cuerpo y volumen blanco
2. Abarcar todo el volumen blanco limitando el tamaño de campo a 27 en dirección cráneo-caudal
3. Forzar un solapamiento de al menos 4 cm entre haces adyacentes con isocentros distintos
4. Viabilidad geométrica del tratamiento.
La anatomía se dividió en 7 sectores: cabeza, tórax, abdomen, pelvis y fémur en el CT HFS y rodillas y tibias en FFS. Se empleó un único isocentro en cada región anatómica, excepto en abdomen y pelvis, donde se usaron dos isocentros coplanares y un desplazamiento lateral entre ellos. Se utilizaron entre 2 y 4 arcos de VMAT en cada región anatómica, excepto en las tibias, donde se emplearon campos paralelos y opuestos.
Entre el CT HFS y FFS se realizó registros rígidos y deformable para mapear dosis de uno a otro y poder calcular y optimizar la dosis total en la zona de solapamiento de los haces de tratamiento entre ambas orientaciones.
Los objetivos dosimétricos en la planificación fueron:
1. Dosis máxima a cristalino 3-5 Gy
2. OARs: D50 4-8 Gy
3. Dosis lo más homogénea y conformada posible
4. Solapamiento de bajo gradiente entre campos adyacentes
La verificación pretratamiento se realizó con un sistema PTW Octavius 4D con detector 1500, analizando gamma 3%-2.5mm (dosis local).
El posicionamiento del paciente se evaluó realizando un CBCT por isocentro con un FOV de 20 cm de dirección cráneo-caudal.

RESULTADOS
El volumen blanco total fue de 12,9 y 14,8 litros respectivamente. Los planes se normalizaron para una cobertura del PTV de 88% y 95% respectivamente con la dosis prescrita. Los promedios de dosis media, D98% y D2% fueron 12.6, 11.5Gy y 13.7 Gy respectivamente.
En la tabla 1 se muestra las estadísticas de los principales OARs considerados en un caso.

La figura 1 muestra la distribución de dosis en ambas orientaciones y la suma de la dosis de los planes en diferentes orientaciones.

Los porcentajes promedio de gamma <1 fueron 92.4%, 97.4%, 96.3%, 95.7%, 93.5% y 96.8% en las zonas de cabeza, tórax, abdomen, pelvis, fémur y rodillas. respectivamente.
El error promedio de setup fue 0.21, 0.27, y 0.39 cm en las direcciones lateral, inferior y anterior, respectivamente.
La primera sesión de tratamiento tuvo una duración promedio de 150 minutos, mientras que las restantes tuvieron una duración de 90-120 minutos, incluyendo tiempos de colocación y de imagen.
CONCLUSIONES
El procedimiento propuesto permite administrar tratamientos más localizados de TBI empleando un flujo de trabajo similar a cualquier tratamiento de radioterapia, con precisiones similares en contorneo, planificación e irradiación.
Las dosis en órganos de riesgo son notablemente menores que en la TBI convencional.

Speaker: Dr Pedro Fernández Letón (HM Hospitales)

16:39 Pymonaco y Autoflow, herramientas de automatización para planificador Elekta Monaco

Introducción: Este trabajo describe la puesta en marcha de Pymonaco, una herramienta de automatización para el planificador Monaco (Elekta AB, Estocolmo, Suecia) sin necesidad de una API (Application Programming Interface) dedicada. Además, se muestra cómo implementar un sistema de planificación automática de tratamientos de VMAT e IMRT (Autoflow) usando Pymonaco. Llevar a cabo una buena planificación inversa depende de la modificación de muchos parámetros y estas herramientas permiten explorar estos mismos sin incrementar significativamente el tiempo de planificación.

Material y Métodos: Pymonaco está programado en Python y está basado en el módulo de código abierto Pywinauto que simula la interacción humana con aplicaciones de Microsoft Windows. Pymonaco contiene una serie de funciones que gestionan interacciones comunes con el planificador: abrir o cerrar un paciente y calcular u optimizar una planificación, por ejemplo.
La rutina Autoflow, basada en Pymonaco, analiza las planificaciones y modifica los parámetros de las funciones de coste para mejorar las dosimetrías. Autoflow optimiza planificaciones considerando el impacto relativo de las diferentes funciones de coste y modificando sus parámetros para minimizar la dosis en los órganos de riesgo y mantener la cobertura de los volúmenes de tratamiento. También está diseñado para cambiar las opciones de segmentación para ajustarse a tratamientos que pudieran ser más complejos.
Hemos creado una cola de cálculo en forma de servidor web que integra la rutina Autoflow y que permite utilizar los recursos del planificador fuera de las horas de trabajo, tanto para calcular planificaciones una tras otra, como para intentar mejorarlas con Autoflow. Es posible descargar el código en https://bitbucket.org/hgugmradiofisica/pymonaco/src/master/

Resultados: El uso conjunto de las dos herramientas permite automatizar completamente el proceso de planificación. Actualmente, la cola de cálculo se inicia a las 11 de la noche de forma que no perturba el proceso habitual de planificación.

Conclusiones: Pymonaco y Autoflow logran un uso más eficiente del planificador Monaco, permitiendo que la rutina clínica y la investigación coexistan sin conflictos cuando los recursos son limitados. Además, la automatización de la planificación de tratamientos aporta consistencia reduciendo la variabilidad entre dosimetristas. La validación clínica de Autoflow en distintas localizaciones se ha realizado de manera paralela en otros trabajos.

Speaker: Rafael Ayala Lázaro (H.G.U. Gregorio Marañón)

2. Rafael Ayala.ppsx

16:48 Análisis del riesgo frente al beneficio de la técnica VMAT frente a 3DRT en tratamientos de cáncer de mama con cadenas ganglionares

OBJETIVO
El tratamiento de cáncer de mama con VMAT ha sido un asunto polémico desde su inicio. La mayor conformación de dosis altas alcanzada con este tipo de técnicas hace de ellas una herramienta ventajosa en los casos más complicados que incluyen la irradiación de la mamaria interna. Sin embargo cuando ésta no está incluida las consecuencias de la irradiación con dosis bajas de los órganos circundantes deben ser evaluadas para tomar una decisión sobre la técnica a elegir.

MÉTODO
Hemos analizado 80 pacientes, 40 tratamientos de mama izquierda y 40 de derecha, estando la mitad planificadas con 3DRT y la mitad con VMAT. Todos los tratamientos incluyen cadenas ganglionares, sin mamaria interna. La dosis prescrita al PTV fue 40.50Gy, impartida en 15 fracciones, en algunos casos con boost concomitante a 48Gy. Evaluamos las dosis que reciben los órganos de riesgo, y el exceso de riesgo de desarrollar tumores secundarios sólidos(EAR).
El EAR estima los casos de tumor radioinducido por dosis bajas y aumenta linealmente con la dosis equivalente en órganos(OED).

$EAR=EAR_{0}·OED$

siendo $EAR_{0}$, para pulmón y mama de 7.5 y 9.2 casos por 10000 personas por año para mujeres de 70 años expuestas al tratamiento a los 30 años. La OED se calculó con los dos modelos de respuesta: linear-exponencial y Plateau.

$OED_{Lin-Exp}=\frac{1}{V_{T}} \sum_{i}\left [ DVH(D_{i})\cdot D_{i}\cdot ·e^{-\alpha ·D_{i}}) \right ]\: con\: \alpha =\: 0.044 Gy^{-1}$

$OED_{Plateau}=\frac{1}{V_{T}} \sum_{i}\left [ DVH(D_{i})\cdot(1- D_{i}\cdot ·e^{-\delta·D_{i}})/\delta \right ]\: con\:\, \delta=\: 0.139\, Gy^{-1}$

RESULTADOS
La cobertura alcanzada en ambos casos es muy similar, por tanto centraremos el análisis en las dosis altas/bajas que reciben los órganos de riesgo y el EAR calculado.

DISCUSIÓN
El EAR calculado para las pacientes tratadas con VMAT es significativamente mayor que con 3D, aproximadamente un 70%, pasando de 0.33% a 0.57%.
En tratamientos de mama izquierda la $D_{media}$ en corazón es 2.2Gy superior con VMAT. Se estima que el riesgo de sufrir episodios coronarios severos aumenta linealmente con esta $D_{media}$ un 7.4% por Gy, lo cual implicaría un aumento de un 16.3%. Sin embargo si nos fijamos en las dosis intermedias/altas encontramos una disminución del $D_{2}$ y V16, lo cual mejora la cardiotoxicidad, reduciendo el riesgo de pericarditis y cardiopatía isquémica.
Las $D_{media}$ y V16 del pulmón ipsilateral también se reducen con VMAT y por tanto disminuye el riesgo de desarrollar neumonitis rádica.
Hay tener en cuenta que en estos pacientes existe un sesgo intrínseco, ya que precisamente aquellos en los que la geometría del paciente era más desfavorable para corazón-pulmón ipsilateral fueron realizadas con VMAT

CONCLUSIONES
Los tratamientos con VMAT permiten disminuir las dosis altas/medias a corazón y pulmón ipsilateral. Sin embargo al irradiar los órganos circundantes con dosis bajas aumenta el riesgo de complicaciones cardíacas y de formación de tumores secundarios. Por ello solo parece recomendable la planificación con VMAT cuando la anatomía del paciente no permita cumplir los límites de dosis deseados en órganos de riesgo

Speaker: Paz Garcia de Acilu (HM Hospitales)

5. Paz Garcia.pptx

16:57 Optimización de planes VMAT de mama mediante objetivos de dosis uniforme equivalente (EUD) en los órganos de riesgo con el sistema de planificación Pinnacle.

Introducción: Se plantea el método de objetivos a partir de la dosis uniforme equivalente generalizada (GEUD) para los órganos de riesgo (ORs) como alternativa al modo tradicional de planificación inversa de VMAT de mama mediante objetivos de dosis máxima a un determinado volumen (“Max DVH”) en varios puntos del HDV, con el fin de reducir la dosis media absorbida en estos órganos.

Material y métodos: Se realizan 3 planes VMAT para 29 pacientes de cáncer de mama tratadas en nuestro centro, utilizando el sistema de planificación Pinnacle y un acelerador Truebeam. Se prescriben 26,00Gy (5 sesiones) para 14 pacientes y 40,05Gy (15 sesiones) para las restantes. La limitación de dosis absorbida en el pulmón ipsilateral en el primer esquema es V8Gy<15%. Para el de 40,05Gy, V20Gy<20% y V10Gy<50%. Para el corazón, V1,5Gy<30% y V7Gy<5% en el grupo de 26,00Gy y V5Gy<40% y V20Gy<10% en el de 40,05Gy. En la mama contralateral se trata de minimizar la dosis dentro de lo razonable. Los 3 planes planteados son los siguientes:
1. Empleando objetivos “Max DVH” con las restricciones anteriores para los ORs.
2. Empleando un único objetivo de GEUD para pulmón ipsilateral, corazón y mama contralateral. Se hace a=1 ($GEUD=\left[\frac{1}{N}\sum_{i}D_{i}^{a}\right]^{\frac{1}{a}}$).
3. Mismos objetivos que en el caso anterior, pero a=1,5 en el caso del pulmón ipsilateral.

Resultados: En la Figura 1 se recoge la media de los parámetros dosimétricos más relevantes obtenidos con cada tipo de planificación, junto al número de unidades de monitor (UM) medio empleado. Aparecen en negrita aquellas cifras en las que la planificación por objetivos GEUD ofrece una diferencia significativa respecto a la de objetivos “Max DVH”. Los planes GEUD con a=1 presentan una cobertura del PTV comparable al método tradicional. En el grupo de 26,00Gy, la cobertura empeora en algunas pacientes con a=1,5. La dosis media en pulmón baja significativamente en ambos casos. En corazón y mama contralateral, la dosis media no decrece tan apreciablemente en el esquema de 26,00Gy.

En la Figura 2 se representa la dosis media en el pulmón ipsilateral obtenida con los 3 planes para las 29 pacientes.

Con estos resultados se ha elaborado una plantilla de objetivos GEUD genérica para 40,05/26,00Gy:
- Pulmón: MaxEUD 1000/370cGy, a=1, w=10.
- Corazón: MaxEUD 400-600/200 cGy, a=1, w=5.
- Mama contralateral: MaxEUD 300/250cGy, a=1, w=5.

Discusión y conclusiones: La plantilla construida permite una aproximación simple con pocos objetivos a una solución en la que la dosis en los ORs disminuye respecto al camino clásico de objetivos “Max DVH”, haciendo énfasis en el descenso de las dosis bajas. Este método de planificación parece más beneficioso para el esquema de 40,05Gy que para el de 26,00Gy. El motivo puede residir en que las restricciones para los ORs en este último caso son ya particularmente estrictas y en ocasiones resulta difícil bajar la dosis sin comprometer la cobertura del PTV o aumentar excesivamente las UM. Cuando la geometría lo permita, emplear a=1,5 puede reducir aún más tanto dosis altas como bajas en pulmón.

Speaker: María Gil Conde (Hospital de jerez)

Presentacion_EUD_VMAT_mama.pptx

17:10 Transfer learning con redes neuronales profundas: predicción de dosis en recto y vejiga para VMAT de próstata

Introducción
Las redes neuronales convolucionales profundas (DCNN, en inglés) combinadas con Transfer Learning (TL; metodología que transfiere el conocimiento adquirido en un gran conjunto de datos por una red a un problema diferente y con datos limitados) ofrecen nuevas oportunidades en el campo de la física médica.
El objetivo del trabajo es desarrollar una DCNN con TL que detecte las planificaciones subóptimas y prediga los DVH de recto y vejiga en planificaciones de próstata con VMAT.

Material y métodos
Se seleccionaron 134 pacientes de VMAT de próstata con sobreimpresión simultánea integrada (28 fracciones, 70 Gy a la próstata y 50,4 Gy a las áreas ganglionares).
Para cada paciente se extrajo, en cada corte de TAC, la información de los contornos de los volúmenes delineados y la dosis. Estos datos fueron la entrada de la red.
Como arquitectura se eligió la VGG-16 (DCNN pre-entrenada con más de 1,2 millones de imágenes de 1000 categorías de objetos). Para transferir su aprendizaje a nuestros datos, y obtener la clasificación de imágenes, se sustituyeron las tres últimas capas de la VGG-16 por una red neuronal con capas completamente conectadas (ver Figura 1). Los datos del estudio se dividieron en tres conjuntos: entrenamiento, validación y test (98, 26 y 10 pacientes respectivamente).

Se utilizó un proceso similar a la validación cruzada de k-iteraciones para mejorar la predicción de la red. Al final de cada iteración se seleccionaban los candidatos a planificación subóptima. Si la planificación no se podía mejorar se volvía a incorporar en el conjunto de datos como una planificación óptima. Cuando la re-optimización era posible, se sustituía en el conjunto la antigua planificación por esta nueva.
Se consideró que un plan era subóptimo cuando el error cuadrático medio (ECM) de la predicción era mayor que el ECM de la validación más dos desviaciones estándar. En estos casos se realizó una nueva planificación a fin de validar la predicción.
La salida de la red fue un DVH de recto y vejiga para cada corte. Finalmente se compararon los DVH predichos, para el órgano completo de recto y vejiga, con los DVH del conjunto test.

Resultados
El modelo de red neuronal predijo con éxito los DVH del conjunto test. De los diez candidatos a subóptimos, nueve de ellos se pudieron mejorar. A igualdad de cobertura, se consiguieron mejoras en el V40 de recto y vejiga de un 25.4% y 40.8% de media respectivamente. En la Figura II se puede ver la comparación para dos pacientes.

Discusión
Numerosos estudios han demostrado con éxito la aplicación de TL en disciplinas médicas relacionadas con el diagnóstico por imagen. Sin embargo apenas existen publicaciones que apliquen esta metodología al campo de la radioterapia. Los resultados obtenidos en este trabajo suponen un hallazgo que contribuye a descubrir nuevas vías de investigación.

Conclusiones
Las DCNN con TL son una herramienta útil para detectar planificaciones subóptimas en pacientes de VMAT de próstata. La red predice adecuadamente el mejor histograma posible.

Speaker: Ms Eva Ambroa (Consorci Sanitari de Terrassa)

5. Eva_Ambroa.pptx

17:20 Comparación del sistema de planificación Multiple Brain Mets SRS con otros sistemas en tratamientos de radiocirugía craneal con 3 metástasis

1.Introducción.
La radiocirugía estereotáxica (SRS) de múltiples metástasis se ha convertido en una alternativa a los tratamientos holocraneales con menos efectos secundarios.
El objetivo de este trabajo fue evaluar dosimetrías SRS realizadas en pacientes con 3 metástasis con los sistemas de planificación MBM, iPlan y Eclipse.

2.Material y métodos.
El estudio se realizó en tres pacientes con tres metástasis craneales previamente planificados con IPlan y tratados en un acelerador lineal TrueBeam con multiláminas HD120. La planificación de los tratamientos con iPlan se diseñó en grupos de arcos conformados no coplanares con 3 isocentros centrados en cada una de las metástasis y energía 6FFF. Los mismos pacientes fueron replanificados con MBM para energías de 6MV y 6FFF. Las dosimetrías con MBM se realizaron con planificación inversa a partir de unas plantillas previamente definidas de 5 arcos conformados no coplanares agrupados en un único isocentro, tal como muestra la Figura 1(b). Finalmente, se replanificaron los pacientes utilizando la técnica VMAT con Eclipse y energía 6FFF usando 2 arcos coplanares (VMATcop), 2 arcos no coplanares (VMATnocop), y los mismos arcos utilizados por MBM (VMATMBM). Las dosimetrías se evaluaron contabilizando el número de entradas de haces por PTV; el porcentaje de volumen de los PTV englobado por la isodosis de prescripción (VDP), la dosis mínima en los PTV (Dmin); la dosis promedio en los PTV (Dprom), la dosis máxima en los PTV (Dmax). Finalmente se evaluaron dos parámetros clave en los tratamientos de radicirugía, el índice de conformidad (IC), y el gradiente de dosis (GD), que son los que nos muestran la conformidad de la isodosis de prescripción y la cantidad de tejido sano irradiado a dosis altas. El IC se definió como la ratio del volumen de tejido irradiado con la DP y la suma de volúmenes de los PTV. El GD se definió como la ratio de volumen de tejido irradiado al 50% de la DP y la suma de volúmenes de los PTV.

3.Resultados
La Tabla 1 muestra el número de entradas de haces y los índices VDP, Dmin, Dprom, Dmax, IC y GD de los 3 pacientes estudiados y su promedio para todas las planificaciones. Los resultados muestran valores dosimétricos similares en todas las planificaciones, a excepción de los índices clave en la radiocirugía, IC y GD, en los que MBM muestra resultados claramente superiores a los obtenidos con IPlan y VMAT independientemente de la energía utilizada. El tiempo de realización de las planificaciones fue de pocos minutos para MBM, entre 30 min y 1 h para VMAT, y mayor que 2 h para IPlan.

4.Conclusiones
El sistema de planificación MBM permite realizar dosimetrías de tratamientos con múltiples metástasis de forma más rápida que los otros sistemas estudiados. Las dosimetrías obtenidas con MBM son claramente mejores respecto al resto de sistemas. Al ser una técnica con un único isocentro, permite que la duración de los tratamientos en la unidad de tratamiento sea menor respecto a los tratamientos previamente realizados con IPlan.

Speaker: Dr Francisco Pino Sorroche

16:30 → 17:30 Simposio Técnicos: Comunicaciones orales (RT/MN/RX/PR)

Conveners: Ignacio Agustín Pérez Urbón (Hospital Universitario de Burgos), Susana Crespo Mesa (Hospital Universitario de Burgos)

16:30 SPECT-CT DE GANGLIO CENTINELA CON DOBLE ISÓTOPO EN AXILA N+ CON QUIMIOTERAPIA NEOADYUVANTE

INTRODUCCIÓN
En 1977 el Dr. Ramón Cabañas 1 planteó la hipótesis de que, cuando se producen metástasis regionales de un tumor primario, el drenaje de dicho tumor tiene lugar, de forma preferente, a través del sistema linfático a un ganglio específico al que denominó Ganglio Centinela (GC).
1992 Morton [2] aplica esta hipótesis para la localización intraquirúrgica utilizando azul de isosulfán.
En 1993 Krag [3] propone la utilización de nanocoloides de albúmina marcados con Tc-99m.
En 2001 Cray [4] publicó un trabajo en el que evalúa la utilización de fuentes de I-125 en ganglios previos a su resección quirúrgica.

MATERIAL Y MÉTODOS
Nos encontramos en período de validación de la técnica para determinar ganglios centinelas y metastáticos con implantación de fuentes radiactivas de I-125, previa a quimioterapia neoadyuvante y posterior resección quirúrgica en cáncer de mama con linfadenectomía.
Se realiza la inserción ecoguiada de fuentes de I-125, junto con marcadores quirúrgicos, en ganglios N+.
El día anterior a la cirugía se realiza la linfogammagrafía mediante la inyección de 5 mCi en 4 ml de nanocoloides de albúmina marcados con Tc-99m.
Se adquieren imágenes SPECT-CT en matriz 128x128 de 60 imágenes/detector en una órbita de 180º a 20 s/imagen. La tomografía se realiza sobre el mismo FOV con una técnica de baja dosis (50 mA y 110 kVp) con cortes de 3 mm.
En paralelo, en algunos casos, estamos utilizando un trazador paramagnético de óxido de hierro como sustituto de los nanocoloides.
La localización en quirófano de los ganglios se realiza de forma radioguiada atendiendo a la diferente energía de emisión de los isótopos utilizados y, posteriormente, se realiza su análisis anatomopatológico.

RESULTADOS

En la tabla se recogen los resultados anatomopatológicos de los ganglios N+ (I-125), ganglios centinelas (Tc-99m) y cadenas ganglionares; así como la coincidencia de los primeros con los segundos.

CONCLUSIONES
La implantación de fuentes de I-125 en ganglios N+ previa a la quimioterapia, garantiza la radiolocalización de los mismos de cara a su extirpación y posterior análisis anatomopatológico.
Los resultados de coincidencia entre ganglios N+ marcados y ganglios centinelas, no está dando una correlación tal que pudiera sugerir la posibilidad de sustituir el implante de fuentes por la determinación del GC.

BIBLIOGRAFÍA
1 Cabañas RM. An approach for the treatment of penile carcinoma. Cancer 1977;39:456-6.
[2] Morton DL, Wen DR, Wong JH, et al. Technical details of intraoperative lymphatic mapping for early stage melanoma. Arch Surg 1992:127-392-9.
[3] Krag DN, Weaver DL, Alex JC, et al. Surgical resection and radiolocalization of the sentinel lymph node in breast cancer using a gamma probe. Surg Oncol 1993;2(6):335-9.
[4] Gray RJ, Salud C, Nguyen K, et al. Randomized prospective evaluation of a novel technique for biopsy or lumpectomy of nonpalpable breast lesions: radioactive seed versus wire localization. Ann Surg Oncol 2001;8:711–5.

Speaker: Mr Manuel Sánchez Hidalgo (UGC Radiofísica H.R.U. de Málaga)

16:39 Optimización de dosis en radiología digital portátil de tórax

Introducción:
La digitalización de la radiografía se ha extendido a los equipos portátiles. Así se ha conseguido mejorar la calidad de imagen y optimizar el flujo de trabajo a través de la inmediatez de la radiografía digital.
En este trabajo se optimizan los factores de la técnica a utilizar en pacientes promedio en la proyección de tórax-AP para optimizar la dosis, sin que afecte a la calidad de imagen diagnóstica.

Método:
Se ha utilizado un equipo portátil digital FDR-Go de Fujifilm con detector D-EVO II. Se han realizado dos tipos de comparaciones, una con pacientes y otra con maniquí:

La primera comparación estuvo basada en las imágenes diarias del tórax en pacientes de UCI. Debido a la gran cantidad de TSDI que trabajan en la UCI y el cambio de técnica programada en el portátil digital respecto de la técnica que se utilizaba anteriormente en equipos con detectores CR, las exploraciones realizadas cuando se empezó a utilizar esta nueva tecnología, fueron muy diferentes en un mismo paciente durante el tiempo de ingreso. Esto nos permitió hacer una comparación retrospectiva utilizando las imágenes realizadas en un mismo paciente, en diferentes días utilizando diversas técnicas. Un radiólogo valoró las diferentes imágenes puntuándolas de mejor a peor calidad de imagen.

La segunda comparación se realizó con el maniquí CDRAD y un espesor de 10mm de PMMA simulando el espesor de un paciente en la localización de tórax.

Resultados:
En las pruebas con pacientes se analizaron 6 pacientes con combinaciones de 75 a 125 kV y de 0.36 a 1.4 mAs.
La calidad de imagen percibida por el radiólogo que analizó las imágenes, dependió en mayor medida del procesamiento realizado a las imágenes que a la técnica utilizada. Este hecho se muestra en la imagen 1.

En cuanto a las pruebas realizadas con maniquí, se demuestra que cuando se realizan imágenes con mayor dosis, la calidad de imagen es mejor. No obstante, para cumplir con el criterio ALARA, encontramos que para 10 cm de espesor, la técnica que menos dosis proporciona, estando por encima de la línea de tendencia que marcaría aquellas técnicas más favorables en el ratio dosis Vs Calidad de imagen, es 90kV y 0.63mAs tal y como se muestra en el gráfico 1.

Conclusiones:
Para realizar una optimización correcta, se debe prestar especial atención al procesado de las imágenes y no sólo a la técnica utilizada en las exploraciones.
Se debe escoger la técnica que dé una menor dosis con una calidad suficiente para cumplir con el criterio ALARA. En nuestro caso, esa dosis se corresponde a 90kV y 0.63mAs, ya que es la técnica que menos dosis da para una calidad de imagen suficiente.
Para determinar que la calidad de imagen es adecuada, se ha consultando a los radiólogos, y se verifica, que la calidad de imagen obtenida a 90kV y 0.63mAs es suficiente.

Speaker: Mr Joaquín Tomás García (Hospital General Universitario de Ciudad Real)

OPTIMIZACION DE DOSIS RX PORTATIL-final.pptx

16:48 Sistema de control de movimiento intrafracción de pacientes en radioterapia.

INTRODUCCIÓN
El control de movimiento intrafracción en radioterapia externa es una práctica aún poco extendida. Los sistemas comerciales suelen ser caros y complican el tratamiento.
Un grupo de la cun desarrolló un prototipo para detectar y medir el movimiento externo intrafracción de pacientes. En este trabajo hemos validado la precisión del sistema y mejorado la interfaz. Así podrá ser empleado rutinariamente con la mayoría de los pacientes.
Además,se han reclutado 24 pacientes para estudiar si los márgenes del PTV son suficientes.

MATERIAL Y MÉTODOS
Partimos de un sistema que localiza puntos en el espacio por visión binocular,
y permite pasar de las coordenadas de un punto en dos imágenes, a la posición 3D de ese punto.
Realizamos pruebas de seguimiento de un maniquí de fabricación propia, que realiza movimientos lineales con exactitud de 0.1mm.
Se detectaron algunos problemas de precisión en el alogritmo con movimientos rápidos, y se corrigieron.
Se modificó la interfaz: ahora es más fiable porque toma los datos del paciente de una base de datos con imágenes de apoyo.

Reclutamos 24 pacientes. Estudiamos la magnitud de sus movimientos respiratorios y de sus desplazamientos:
-desde el inicio del CBCT de localización hasta la corrección de la posición del paciente;
-durante el tratamiento.

RESULTADOS
Durante dos pruebas de validación realizamos 720 medidas de movimientos en todas las direcciones del espacio y en 8 posiciones del maniquí. El error siempre ha sido menor de 0.4mm. El 85% de las medidas muestran errores menores de 0.15mm.

Sólo se encontró un paciente cuyo movimiento respiratorio era un 20% superior al margen del PTV.

Sin la componente respiratoria de las trayectorias, estimamos los movimientos del paciente “como un todo”. Ese desplazamiento es menor que el margen del PTV en el 97.5% de los casos. El 2.5% restante podrían suponer una fracción de tratamiento subóptima. Presentamos un paciente de ejemplo en la fig.2.

DISCUSIÓN
Ha demostrado ser un sistema sencillo y preciso, con una curva de aprendizaje rápida y con nulo impacto en la comodidad del paciente. El aumento en el tiempo de tratamiento es del orden de un minuto.
En su implementación actual proporciona información instantánea sobre la posición del paciente. Terminado el tratamiento, compara gráficamente la trayectoria con el margen del PTV utilizado.
Como limitaciones, no da información sobre el movimiento interno de los órganos, y es incompatible con dispositivos que oculten parte del paciente. Esto se corregiría usando múltiples cámaras.

CONCLUSIONES
1. El sistema es útil, preciso y fácil de utilizar. Puede prevenir casos en los que el movimiento del paciente compromete el tratamiento, indicando la conveniencia de recolocar al paciente, o de interrumpir la sesión si se mueve excesivamente.
2. Nuestra experiencia aconseja emplear algún sistema de rastreo de movimientos intrafracción, porque a veces son superiores a lo esperado.
3. Convendría generalizar los estudios de este tipo, para fijar con seguridad los márgenes de los PTV en los tratamientos o incluso personalizarlos.

Speaker: Marta Gurpegui Azcárate

2. MARTA GURPEGUI.pptx

16:57 ANALIZAR EL ESTADO DE LOS EQUIPOS DE PROTECCION INDIVIDUAL. SERVEI DE PROTECCIO RADIOLOGICA I RADIOFISICA.

INTRODUCCION

El uso de las radiaciones ionizantes lleva implícito una exposición del profesional sanitario, motivo por el cual hay que garantizar la protección de los trabajadores expuestos. Entre las medidas de protección radiológica se utilizan los Equipos de Protección Individual (EPIs), y para garantizar el perfecto estado de éstos se realizan unos controles periódicos.
El objetivo del trabajo es analizar los resultados de los controles, para conocer el estado de los EPIs e informar a los servicios usuarios implicados.

MATERIAL Y METODOS

En el año 2017, los Técnicos Superiores Sanitarios en Radioterapia y Dosimetría del Servei de Protecció Radiològica i Radiofísica (SPRiR) del Hospital Universitari Arnau de Vilanova de Lleida ,siguiendo el protocolo del SPRiR, realizaron los controles de los EPIs de los servicios usuarios del HUAV.
Para verificar la integridad de los EPIs, se dispuso de un equipo de rayos X con fluoroscopia, en este caso se utilizó un equipo marca Philips Omnidiagnost® (Super 80 CP) y un chasis AGFA® de 35 cm X 43 cm.
La metodología fue la siguiente:
• Se creó un documento con el Microsoft Office Excel® para recoger las características y registrar los resultados de los EPIs de cada servicio.
• Inventariado: cada equipo se identificó con las iniciales del servicio, seguido de un número y por último la letra correspondiente al tipo de protección.
• Control de inspección visual: Se comprobó de forma visual que no existieran desperfectos.
• Control mediante escopia: Se colocaron los distintos equipos encima de la mesa del equipo de fluroscopia y se hizo un barrido por escopia de toda la superficie.

Las deficiencias se clasifican en:

• Severas: grietas de más de 1 cm de longitud o agujeros de más de 2 mm de diámetro y que afecten a la parte superior del delantal. En este caso se tiene que reemplazar.
• Leves: cuando están por debajo de los parámetros anteriormente citados.En este caso quedará registrado el tamaño de las deficiencias para poder realizar su seguimiento.
  

• Desde el SPRiR se envió un informe a cada servicio del resultado de los controles, y las recomendaciones a seguir.

RESULTADOS

Los resultados se resumen en la siguiente tabla.

DISCUSIÓN

Gracias al método se pudo constatar que los EPIs que se encontraban en peores condiciones de integridad, correspondían a los servicios en los que existía mayor carga de trabajo y rotación del personal, así como también los que no disponían de los medios suficientes para que pudieran ser guardados correctamente.
Desde el SPRiR se adoptaron las siguientes medidas:
• Se recomendó a los distintos servicios la instalación de colgadores específicos para este fin.
• Se organizaron diferentes sesiones formativas para asesorar al personal sanitario de la correcta utilización y mantenimiento de los EPIs.

CONCLUSIONES

Mediante la realización de estos controles se han retirado todos aquellos EPIs que no se encontraban dentro de los parámetros del estándar de calidad.

Speaker: Ms Susana Badorrey Gomicia (Hospital Universitari Arnau de Vilanova )

ANALIZAR EL ESTADO DE LOS EQUIPOS DE PROTECCION INDIVIDUAL.pptx

17:06 Experiencia de un técnico de Radiofísica en el uso de un software de gestión de dosis instalado en un equipo de Radiología Digital pediátrica

Introducción

La Directiva Europea 2013/59 EURATOM, en su Artículo 61, considera como “Prácticas especiales” las exploraciones radiológicas convencionales pediátricas, declarando que en ellas debe prestarse especial atención a los programas de garantía de calidad y a la evaluación de la dosis a los pacientes. Además, en el Artículo 58, se establece que la información relativa a la exposición del paciente forme parte del informe del procedimiento médico-radiológico, y que debe procederse a realizar revisiones locales de los niveles de dosis siempre que se superen de manera constante los Niveles de Referencia Diagnósticos, tomando las medidas correctoras adecuadas sin dilación. Todo ello obliga a utilizar un sistema de gestión de dosis (ADMS, en sus siglas inglesas) que permita realizar un seguimiento de los procedimientos radiológicos especiales, lo que incluye el control del sistema de generación de alertas dosimétricas. Desde hace aproximadamente 6 meses, un técnico de Radiofísica (TRF) del Hospital Universitario La Paz está encargado de controlar y gestionar las alertas generadas por el ADMS en estudios de tórax de radiología digital pediátrica.

Material y Métodos

El ADMS instalado (DoseWatch, General Electric Healthcare) utiliza el informe estructurado de dosis que transmite el equipo convencional digital DEFINIUM 8000 (GE) de la sala de radiología pediátrica. Existen dos niveles de alerta en el ADMS, definidos como dos veces el segundo y tercer cuartil de las distribuciones de los indicadores de dosis K$_{a,e}$ (mGy) y P$_{KA}$ (mGy•cm$^2$), previamente calibrados. El TRF trata de resolver las alertas una a una, analizando los parámetros de la exposición mostrados por el ADMS y las imágenes proporcionadas por el PACS (Agfa IMPAX 6.6), y acudiendo a sala en caso de que sea necesario. Las alertas son verificadas añadiendo una explicación en el ADMS que valida Radiofísico. En el trabajo se analizan las causas radiológicas que han motivado la aparición de alertas en estudios de Tórax PA de niños menores de 5 años, realizados durante un mes de trabajo con protocolos automáticos de adquisición, en bucky mesa y mural, para tres tipos de pacientes pediátricos definidos por defecto por el fabricante (small, medium, large).

Resultados y Discusión

En la Figura se representan los resultados de la verificación de las alertas generadas en los estudios realizados. La mayor contribución en el número de alertas es la correspondiente a la realización de varias adquisiciones por estudio, sea por error o movimiento del paciente (21%). La segunda contribución es la correspondiente al uso del sistema de adquisición de emergencia (23%), que desbloquea los mecanismos de seguridad del equipo y establece una distancia foco-detector fija, de 100 cm, independientemente de la distancia real del estudio. La tercera contribución es la debida a colimaciones inadecuadas del campo de radiación. El uso incorrecto de la rejilla o parrilla antidifusora sólo se corresponde con el 4% de las alertas generadas.

Conclusiones

El uso de sistemas de gestión de dosis permite al TRF auditar en tiempo real los procedimientos radiológicos digitales pediátricos.

Speaker: Mr Antonio López Altarejos (Hospital Universitario La Paz)

Altarejos et al - Burgos 2019 - 3.1.ppsx

17:15 Comparación del uso de 1 o 2 arcos en técnica de VMAT para pacientes de cabeza y cuello

INTRODUCCIÓN
El objetivo del trabajo es realizar un estudio sobre la patología de cabeza y cuello (ORL), mediante el tratamiento con técnica volumétrica modulada (VMAT) con un arco y dos arcos, buscando la mejor opción de tratamiento teniendo en cuenta cobertura de PTV, dosis en órganos de riesgo (OAR), tiempo de tratamiento y verificación de las medidas VMAT.

MATERIAL Y MÉTODOS
Se planificaron los 8 primeros pacientes ORL del centro con el planificador Mónaco v5.1 (Elekta Medical), con uno y dos arcos cada paciente, priorizando, en la medida de lo posible, la cobertura de dosis V95%>98% en los PTV para luego comparar los OAR.
Se han tenido en cuenta diferentes localizaciones dentro de la zona ORL (3 supraglotis, 2 bases de lengua, 2 laringes y 1 úvula) y diferentes prescripciones, aunque todos bilaterales y con cadenas afectas.
Las restricciones consideradas para los órganos de riesgo fueron: Dmax 45 Gy para la médula, Dmean <26Gy para las parótidas y Dmax 70Gy para la mandíbula.

RESULTADOS
Después de comparar los 8 pacientes calculados con uno y dos arcos extraemos las siguientes estadísticas: el 75% de pacientes mejora la cobertura o recibe menos dosis en médula al planificarlos con dos arcos. El 50% de los pacientes pasa de no cumplir el V95%>98% a cumplirlo planificándolos con dos arcos. Y hay un 25% de pacientes donde no se consigue una mejora ni en cobertura ni en dosis a OAR pero tampoco empeora al planificarlos con dos arcos.
Referente a la Dmean de las parótidas no hay una diferencia significativa como para ser determinante el número de arcos a utilizar igual que la Dmax de la mandíbula.
En la tabla 1 se muestran los resultados obtenidos para cada paciente calculados con uno y dos arcos.

CONCLUSIONES Y DISCUSIÓN
Es importante también valorar la ganancia de tiempo de tratamiento, con un arco, ya que el paciente esta inmovilizado con una máscara y, a la vez, reducir el margen de movimiento de la zona.
Los resultados obtenidos muestran que en la mayoría de los casos se produce una mejora del tratamiento al usar dos arcos.
Teniendo en cuenta estos factores hay que valorar individualmente que tratamiento sería más beneficioso para cada paciente, si aplicar uno o dos arcos,aunque la mayoría de las veces, aplicar dos arcos significará aumentar cobertura sin aumentar la dosis a órganos de riesgo.

Speaker: Mr Marc Parcerisa Torné (CST)

COMPARACIÓN USO 1 O 2 ARCOS VMAT.pptx FUNCIONES DEL TÉCNICO DOSIMETRISTA.pptx

17:30 → 18:30 Asamblea SEPR

Conveners: Borja Bravo Pérez-Tinao (Tecnatom), Ricardo Torres Cabrera (Hospitla Clínico Universitario de Valladolid)

17:30 → 18:30 Simposio Técnicos: Acelerador lineal con resonancia

17:30 ACELERADOR GUIADO POR RESONANCIA MAGNÉTICA

Desde sus comienzos Viewray ha prestado especial atención a los puntos críticos de los tratamientos en Radioterapia dando solución a todos ellos:
1º posicionamiento del paciente según localización real del tumor en tiempo real. Imagen 3D de la zona a tratar con alta resolución
2º Radioterapia adaptativa online, es decir, adaptación de los tratamientos planificados a los nuevos contornos tanto de volumen blanco como de órganos riesgo. Característica única e imprescindible porque de nada nos vale ver la imagen si no adaptamos los tratamientos a los volúmenes actuales en tiempo real. Esto realiza en la misma fracción de tratamiento.
3º Seguimiento del movimiento del tumor y los órganos riesgos en tiempo real con rastreo de 8 imágenes/s y funcionalidad de interrupción del haz de radiación cuando se exceden los umbrales establecidos.
El control de estos tres puntos conseguido con el acelerador guiado por Resonancia Magnética, MRidian, ha revolucionado la manera de tratar el cáncer, pudiendo reducir márgenes de forma radical, hipofraccionar tratamientos y conseguir unos resultados hasta ahora inalcanzables en localizaciones tumorales de de peor pronóstico como es el páncreas.
Pero también incorpora otras prestaciones como la imagen funcional que, aunque se escapa del ámbito en sí de la Radioterapia, aporta un valor añadido adicional.
El sistema MRIdian Linac suministra una Radioterapia de Intensidad Modulada guiada por la imagen de resonancia magnética (“IGIMRT”), así como tratamientos conformados 3D y tratamientos de Radioterapia Estereotáxica Corporal y Craneal.
El sistema ViewRay está diseñado para realizar:
• Imagen de RM parar IGRT, SBRT, 3D y prospectivamente imagen volumétrica 4D con restricción para el posicionamiento diario, proporcionando un contraste excelente en tejidos blandos.
• Identificación rápida pre tratamiento de los contornos de estructuras críticas y blanco, mediante registro deformable de imagen.
• Rastreo de Tejidos blandos. Rastreo de tejidos blandos continuo planar o multiplanar guiado por RM y control del haz automático para adaptación en tiempo real al movimiento durante el suministro de radiación. Con interrupción/reconexión del haz
• Predicción de Dosis. Cálculo de dosis rápido utilizando datos de imagen volumétricos capturados justo antes del tratamiento, que permite la evaluación de dosis y DVH antes del tratamiento. Dispone de información de densidades para la fusión de rayos X del TAC y motor de cálculo de dosis basado en Monte Carlo rápido
• Optimización Adaptativa. Re-optimización rápida y adecuada para adaptación efectiva de planes online y offline conforme el tratamiento progresa.
• Radiocirugía Gracias a su colimador multiláminas de doble bloque, que minimiza la penumbra y llega a tamaños de campo de 4x2 mm
Para mejorar aún más la calidad de la imagen, se ha incorporado el sistema SmartVISION, desarrollado expresamente para dar respuesta a los retos dea impartir los tratamientos de radioterapia más sofisticados:
- Nuevas secuencias de pulso MR, T1w y T2w. Mejora la visualización de alta definición y realza el contraste entre tejido sano y cancerígeno
- Imágenes de difusión ponderada (DWI). Distingue entre tumor y tejidos normales con el fin de analizar y predecir la respuesta tumoral al tratamiento de radioterapia
- Aumenta la velocidad de secuencia de imágenes al doble. De 4 imágenes/s a 8 imágenes/s
- La resolución de las imágenes es doblemente superior
- La ratio señal ruido mejora también en un factor x2

También se ha optimizado la eficacia en el flujo de pacientes con tiempos de tratamientos más optimizados. Esto reduce los riesgos de movimiento intra fracción y proporciona una experiencia más cómoda a los pacientes.
Otro punto a destacar es la penumbra excepcionalmente estrecha con baja fuga. Con el multiláminas de doble foco y doble bloque y el recorrido del haz libre sin obstáculos, MRidian consigue una penumbra realmente estrecha que permite tratamientos sofisticados como SRS y SBRT.
MRidian es el primer sistema del mercado guiado por RM que trata pacientes clínicamente. Desde enero de 2014, MRidian ha tratado a más de 2000 pacientes y ha suministrado unas 3000 fracciones adaptadas en sobremesa.

Speaker: Marisa Ogando (Bioterra S.L.)

Friday, 14 June

09:00 → 10:30 Curso de actualización: Nuevas magnitudes operacionales (ICRU e ICRP)

Nuevas magnitudes operacionales (ICRU e ICRP)

Conveners: Juan Castro Novais (Hospital QuirónSalud Madrid), Juan Diego Palma Copete (Centro Nacional de Dosimetría)

09:00 Curso de actualización: Nuevas magnitudes operacionales (ICRU e ICRP)

La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) recomienda magnitudes de protección para la limitación de las dosis de trabajadores y miembros del público expuestos a la radiación ionizante y para la optimización de la protección radiológica. Estas magnitudes no se definen para un punto determinado del campo de radiación, por lo que no son apropiadas para la calibración de los instrumentos destinados a la vigilancia radiológica individual y de áreas. Debido a esto la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación (ICRU) ha definido magnitudes operacionales para la exposición externa [ICRU 39 (1985), ICRU 43 (1988), ICRU 51 (1993)] y publicado guías para su correcta aplicación [ICRU 47 (1992), ICRU 66 (2001)]. Estas magnitudes operacionales, medibles en la práctica, deben proporcionar estimados razonablemente conservadores de las magnitudes de protección. Los coeficientes de conversión utilizados actualmente para obtener las magnitudes operacionales a partir de magnitudes radiométricas y dosimétricas han sido publicados por ICRP e ICRU entre los años 1996 y 1998 (ICRP 74 e ICRU 57). En las recomendaciones de la publicación 103 de ICRP (2007) se ha redefinido el esquema de cálculo para obtener las magnitudes de protección radiológica, requiriendo para ello el uso de maniquíes diferenciados por sexo, consensuados internacionalmente. Como consecuencia se han adoptado maniquíes computacionales [ICRP 110 (2009)] mucho más realistas que los utilizados con anterioridad y se han recalculado los coeficientes de conversión, tanto para las magnitudes de protección radiológica como para las operacionales [ICRP 116 - (2010)]. En esta ocasión, incluyendo nuevos tipos de radiaciones ionizantes y extendiendo los rangos de energía respecto a los coeficientes publicados previamente. Estos cálculos muestran desviaciones importantes de las magnitudes operacionales actuales con respecto a las magnitudes de protección para determinados tipos y energías de las radiaciones ionizantes de interés para la protección radiológica. El Comité 26 de ICRU ha propuesto entonces un conjunto de nuevas magnitudes operacionales directamente relacionadas con las magnitudes Dosis Efectiva y Dosis Absorbida. El borrador de la publicación conjunta de ICRU e ICRP, con las fundamentaciones razonadas, las definiciones de las nuevas magnitudes operacionales y los coeficientes de conversión aplicables, está en fase de discusión. En el presente curso se repasarán las magnitudes de protección radiológica y las magnitudes operacionales actuales, se dará cuenta de las limitaciones conceptuales y técnicas de las magnitudes operacionales actuales y se abordarán las definiciones de las nuevas magnitudes operacionales propuestas por el Comité 26 de ICRU. Se analizarán las implicaciones de la implantación de estas nuevas magnitudes.

Speaker: Néstor Armando Cornejo Díaz (Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas)

ICRU and ICRP Draft Joint Report Operational Quantities for External Radiation Exposure.pdf Nuevas magnitudes operacionales (ICRU-ICRP).ppsx

09:00 → 10:30 Curso de actualización: Validación de métodos de laboratorio para medidas de radiactividad

Validación de métodos de laboratorio para medidas de radiactividad

Convener: Margarita Herranz (UPV)

09:00 Curso de actualización: Validación de métodos de laboratorio para medidas de radiactividad

Curso de actualización: Validación de métodos de laboratorio para medidas de radiactividad

Speaker: Francisco Javier Guillén Gerada (University of Extremadura)

Curso Validacion.pdf

09:00 → 10:30 Orales: Radioterapia: Gestión de la variación intra- inter-fracción

Conveners: Fernando Mañeru Cámara (Complejo Hospitalario de Navarra), Naiara Fuentemilla

09:00 Generación de ITVs a partir de imágenes fluoroscópicas 2D. Comparación con TC inspiración/espiración

Introducción:
Se presenta un método para la generación de ITVs a partir de imágenes fluoroscópicas (IFs) y su comparación con los obtenidos mediante la técnica de TC en inspiración/espiración (TCIE).

Material y métodos:
Se han obtenido datos de 52 pacientes de SBRT, 39 de pulmón (12 lóbulo superior, 11 lóbulo medio y 16 de lóbulo inferior) y 13 de hígado.
Aprovechando las capacidades del sistema Cone Beam (CBCT) de nuestro acelerador para realizar imágenes planares fluoroscópicas, se ha desarrollado un software que permite obtener los desplazamientos del tumor en cada una de las imágenes, obteniendo por tanto curvas de desplazamiento del tumor a lo largo del tiempo en las 3 direcciones del espacio y, de esta manera, generar márgenes más realistas para nuestros ITVs que con la técnica actual basada en TCIE.
Para comparar ambos métodos, se obtuvieron para cada paciente los desplazamientos del centro de masas del tumor en ambos TCs y, en el caso de las IFs, la distancia en la que el tumor pasa el 95% del tiempo.

Resultados:
Los resultados de la comparación entre ambos métodos pueden verse en la Tabla 1. En ella se muestran los valores medios y las desviaciones estándar de los márgenes necesarios para cubrir el ITV con ambos métodos para todos los pacientes y por localización anatómica, aquellas magnitudes con diferencias significativas se marcan con un asterisco. Se puede observar que, mientras en aquellos tumores del lóbulo superior las diferencias entre ambos métodos no son significativas, en el resto de localizaciones tenemos diferencias significativas en la dirección Cráneo-caudal y, en algunos casos, en antero-posterior. En la dirección lateral no se observan diferencias entre ambos métodos.

En la Figura 1 se observan histogramas de las diferencias en los márgenes entre ambos métodos y por localización. Esta figura permite observar la frecuencia en que ocurren diferencias grandes entre ambos métodos. Se observa que estas diferencias pueden llegar a ser muy importantes en la dirección cráneo-caudal y antero-posterior. De hecho, considerando toda la población de pacientes, en la dirección cráneo-caudal un 49% de los pacientes tiene diferencias entre ambos ITVs mayores a los 5mm, mientras en AP esto se reduce a un 29% y a un 9% en lateral.

Discusión:
Mediante las IFs podemos captar el movimiento tumoral debido a la respiración en condiciones reales de tratamiento, las diferencias obtenidas en los márgenes de ITV entre este método y el del TCIE son muy importantes. Estas diferencias no implican siempre una reducción del volumen irradiado, ya que también observamos que el desplazamiento real con IF es, en un número importante de pacientes, mayor al obtenido con TCIE. Los tumores del lóbulo superior serían los únicos en no beneficiarse del uso de IFs debido, probablemente, a la reducida movilidad en esta región pulmonar.

Conclusión:
El uso de IFs nos permite una definición más realista de los ITVs que aquellos obtenidos mediante TCIE.

Speaker: David Sevillano Martínez (Servicio de Radiofísica. Hospital Universitario Ramón y Cajal)

1. Luis Miguel Núñez (David Sevillano).pptx

09:09 Análisis de posicionamiento para tratamientos de irradiación cráneo-espinal en Tomoterapia Helicoi