La braquiterapia es una técnica por la cual se introducen en el cuerpo fuentes radiactivas encapsuladas, situándolas cerca de los tumores por medio de aplicadores. Esta técnica permite impartir la dosis requerida al tumor evitando todo lo posible dañar los tejidos sanos. Con el fin de poder realizar lo mejor posible la planificación del tratamiento, es muy importante conocer tan precisamente como sea posible la distribución de dosis no sólo alrededor de la fuente sino también del aplicador. En la tesis, se ha utilizado una fuente de Ir-192 tipo Microselectron de la empresa Nucletron con un aplicador ginecológico constituido por un tubo intrauterino de acero inoxidable y dos cilindros vaginales de polímeros. Se ha realizado, mediante cálculos y medidas, un estudio de la distribución de dosis alrededor del aplicador. Las medidas se han realizado utilizando una cámara de ionización tipo Wellhöfer CC04 así como películas radiocrómicas tipo Gafchromic © EBT. Las películas permiten obtener isodosis y la cámara de ionización se ha utilizado para obtener dosis en profundidad. Para asegurar un buen posicionamiento de los sistemas de medida y de la fuente, se ha fabricado un maniquí de plexiglás. Los cálculos de distribución de dosis se han realizado utilizando el software de planificación de tratamiento (TPS) PLATO v14.3 así como el programa MCNP5 basado en el método Monte Carlo, para lo cual se ha desarrollado un modelo del conjunto fuente, aplicador y maniquí. Los TPS no tienen en cuenta la atenuación en los materiales que constituyen el aplicador; por lo que es importante conocer la influencia de este efecto sobre el cálculo de la dosis. La comparación de cálculos y medidas, pone de manifiesto que el efecto de blindaje a causa del tubo intrauterino no es significativo, excepto en el campo próximo al tubo, a menos de un centímetro de éste. Las películas Gafchromic © EBT y la cámara de ionización Wellhöfer CC04, utilizados durante la tesis, han permitido realizar medidas dede distribución de dosis y también de dosis absoluta, que han llevado a la validación de la simulación realizada con MCNP5 en ciertas situaciones geométricas simples. El programa MCNP5 es una herramienta muy potente para el estudio de las distribuciones de dosis en braquiterapia, particularmente para situaciones donde una dosimetría experimental resulta imposible, por ejemplo en contacto con el tubo intrauterino o en zonas muy próximas a éste. Para distancias superiores a 1 cm de la fuente, los resultados de la estimación de dosis realizada por el sistema PLATOv14.3 muestran un buen acuerdo con las medidas y los cálculos realizados. Finalmente, se ha realizado un análisis completo de las incertidumbres relativas a la utilización del programa de cálculo MCNP5. Se ha estudiado para ello el efecto de los diferentes elementos relacionados con el modelo desarrollado, pero también con el propio programa. Es necesario indicar que una evaluación de la incertidumbre global es esencial en el caso de comparación con otros sistemas de cálculo o con las medidas efectivas. / Gerardy, IYJ. (2011). Evaluation d'un système de planification pour un traitement de brachythérapie gynécologique en utilisant des techniques Monte Carlo et des mesures expérimentales [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/14272

A NSECT figura como uma nova técnica espectrográfica capaz de avaliar in vivo a concentração de elementos utilizando a reação de espalhamento inelástico (n,n). Desde sua introdução, várias melhorias vem sendo propostas com o objetivo de investigar aplicações para o diagnóstico clínico e redução da dose absorvida associada à aquisição tomográfica. Neste contexto, são apresentadas duas novas aplicações de diagnóstico utilizando as abordagens espectroscópica e tomográfica da NSECT. Uma nova metodologia também foi proposta para otimizar a amostragem do sinograma que está diretamente relacionado com a qualidade de reconstrução através do protocolo de irradiação. Os estudos realizados foram desenvolvidos com base em simulações com o código MCNP5. O diagnóstico de Carcinoma de Célula Renal (CCR) e a detecção de microcalcificações mamárias foram avaliadas nos estudos conduzidos utilizando um objeto simulador humano. Os resultados obtidos demonstram a habilidade da técnica NSECT em detectar a alteração da composição dos tecidos modelados em função do desenvolvimento das patologias avaliadas. O método proposto para a otimização dos sinogramas foi capaz de simular analiticamente a composição do meio irradiado permitindo que a qualidade de reconstrução e a dose efetiva fossem avaliados em função da taxa de amostragem. Entretanto, futuras pesquisas devem ser conduzidas para quantificar o limiar de detecção de acordo com os elementos selecionados. / The NSECT figures as a new spectrographic technique able to evaluate in vivo the concentration of elements using the inelastic scattering reaction (n,n). Since its introduction, several improvements have been proposed with the aim of investigating applications for clinical diagnosis and reduction of absorbed dose associated with CT acquisition. In this context, two new diagnostic applications are presented using spectroscopic and tomographic approaches from NSECT. A new methodology has also been proposed to optimize the sinogram sampling that is directly related to the quality of the reconstruction by the irradiation protocol. The studies were developed based on simulations with MCNP5 code. Diagnosis of Renal Cell Carcinoma (RCC) and the detection of breast microcalcifications were evaluated in studies conducted using a human phantom. The obtained results demonstrate the ability of the NSECT technique to detect changes in the composition of the modeled tissues as a function of the development of evaluated pathologies. The proposed method for optimizing sinograms was able to analytically simulate the composition of the irradiated medium allowing the assessment of quality of reconstruction and effective dose in terms of the sampling rate. However, future research must be conducted to quantify the sensitivity of detection according to the selected elements.

A NSECT figura como uma nova técnica espectrográfica capaz de avaliar in vivo a concentração de elementos utilizando a reação de espalhamento inelástico (n,n). Desde sua introdução, várias melhorias vem sendo propostas com o objetivo de investigar aplicações para o diagnóstico clínico e redução da dose absorvida associada à aquisição tomográfica. Neste contexto, são apresentadas duas novas aplicações de diagnóstico utilizando as abordagens espectroscópica e tomográfica da NSECT. Uma nova metodologia também foi proposta para otimizar a amostragem do sinograma que está diretamente relacionado com a qualidade de reconstrução através do protocolo de irradiação. Os estudos realizados foram desenvolvidos com base em simulações com o código MCNP5. O diagnóstico de Carcinoma de Célula Renal (CCR) e a detecção de microcalcificações mamárias foram avaliadas nos estudos conduzidos utilizando um objeto simulador humano. Os resultados obtidos demonstram a habilidade da técnica NSECT em detectar a alteração da composição dos tecidos modelados em função do desenvolvimento das patologias avaliadas. O método proposto para a otimização dos sinogramas foi capaz de simular analiticamente a composição do meio irradiado permitindo que a qualidade de reconstrução e a dose efetiva fossem avaliados em função da taxa de amostragem. Entretanto, futuras pesquisas devem ser conduzidas para quantificar o limiar de detecção de acordo com os elementos selecionados. / The NSECT figures as a new spectrographic technique able to evaluate in vivo the concentration of elements using the inelastic scattering reaction (n,n). Since its introduction, several improvements have been proposed with the aim of investigating applications for clinical diagnosis and reduction of absorbed dose associated with CT acquisition. In this context, two new diagnostic applications are presented using spectroscopic and tomographic approaches from NSECT. A new methodology has also been proposed to optimize the sinogram sampling that is directly related to the quality of the reconstruction by the irradiation protocol. The studies were developed based on simulations with MCNP5 code. Diagnosis of Renal Cell Carcinoma (RCC) and the detection of breast microcalcifications were evaluated in studies conducted using a human phantom. The obtained results demonstrate the ability of the NSECT technique to detect changes in the composition of the modeled tissues as a function of the development of evaluated pathologies. The proposed method for optimizing sinograms was able to analytically simulate the composition of the irradiated medium allowing the assessment of quality of reconstruction and effective dose in terms of the sampling rate. However, future research must be conducted to quantify the sensitivity of detection according to the selected elements.

Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria. / This study made a comparison between some of the major transport codes that employ the Monte Carlo stochastic approach in dosimetric calculations in nuclear medicine. We analyzed in detail the various physical and numerical models used by MCNP5 code in relation with codes like EGS and Penelope. The identification of its potential and limitations for solving microdosimetry problems were highlighted. The condensed history methodology used by MCNP resulted in lower values for energy deposition calculation. This showed a known feature of the condensed stories: its underestimates both the number of collisions along the trajectory of the electron and the number of secondary particles created. The use of transport codes like MCNP and Penelope for micrometer scales received special attention in this work. Class I and class II codes were studied and their main resources were exploited in order to transport electrons, which have particular importance in dosimetry. It is expected that the evaluation of available methodologies mentioned here contribute to a better understanding of the behavior of these codes, especially for this class of problems, common in microdosimetry.

A área da medicina nuclear possui uma crescente vertente em terapia de doenças, particularmente no tratamento de tumores radiosenssíveis. Devido à alta dose utilizada na terapia desses tumores é de extrema importância a quantificação da distribuição da dose, para assim evitar os efeitos deletérios nos tecidos sadios. No Brasil o sistema de dosimetria interna utilizado é o MIRD (Medical Internal Radiation Dose) baseado em um modelo de referência que não possui dados suficientes do paciente para obter uma avaliação detalhada da dose em terapia. Novos sistemas de dosimetria interna utilizam imagens de tomografia computadorizada para obter tanto informações do corpo do paciente, como informações da distribuição da atividade interna do paciente, para assim, com base nessas informações, realizar o cálculo de dose mediante um código de Monte Carlo. Esse tipo de dosimetria é denominado dosimetria personalisada do paciente. No Centro de Engenharia Nuclear do Ipen, está em desenvolvimento uma metodologia em que as informações das imagens tomográficas são inseridas no código de Monte Carlo MCNP5 mediante um software denominado SCMS (Sistema Construtor de Manequins Segmentadores). Assim, a dosimetria pode ser realizada de forma personalizada para cada paciente, obtendo-se a deposição de energia nos órgãos de interesse. O presente trabalho teve por objetivo contribuir para a área de medicina nuclear com o desenvolvimento de parte do sistema mencionado de dosimetria personalizada do paciente para terapia radionuclídica. Para isso foram propostos três objetivos específicos: (1)Desenvolver um software para converter imagens de tomografia computadorizada (CT) em parâmetros do tecido (ρ,ωi); (2) Desenvolver um software para realizar a correção de atenuação em imagens tomográficas de medicina nuclear (SPECT ou PET) para fornecer o mapa de atividade relativa e (3) Preparar os dois softwares anteriores para fornecerem dados de entrada ao SCMS. O software desenvolvido para o primeiro objeto específico foi o Image Converter Computed Tomography (ICCT) que obteve uma boa precisão para determinar a densidade, e em relação à composição dos tecidos, os únicos elementos que obtiveram alta variação foram o carbono e oxigênio. Felizmente, essa variação para a faixa de energia utilizada em terapia radionuclídica não é prejudicial para a distribuição da dose. Uma das vantagens é a alta precisão em relação a cálcio e fósforo que possuem grande influência na distribuição da dose. Para o segundo objetivo foi desenvolvido o Attenuation Corretion PET SPECT (ACPS) que efetua a correção de atenuação em imagens de PET e SPECT mediante o método de Chang de 1a ordem e gera a distribuição da atividade relativa no interior do paciente. Por fim, os dados gerados pelos dois softwares foram formatados para o SCMS. / The nuclear medicine area has an increasing slope in the therapy of diseases, particularly in the treatment of radiosensitive tumors. Due to the high dose levels in radionuclide therapy, it is very important the accurate quantify of the dose distribution to avoid deleterious effects on healthy tissues. In Brazil, the internal dosimetry system used is the MIRD (Medical Internal Radiation Dose) based on a reference model that does not have adequate patient data to obtain a dose accurate assessment in therapy. However, in recent years, internal radionuclide dosimetry evaluates the spatial dose distribuition basead on information obtained from CT and SPECT or PET images together with the using of Monte Carlo codes. Those systems are called patient-specific dosimetry systems. In the Nuclear Engineering Center at IPEN, this methodology is in development. When the CT images are inserted into the Monte Carlo code MCNP5 through of use of a interface software called SCMS the dosimetry can be accomplished using patient-specific data, resulting in a more accurate energy deposition in organs of interest. This work aim to contribute with the development of part of that patient-specific dosimetry for therapy. To achieve this goal we have proposed three specific objectives: (1) Development of a software to convert images from Computed Tomography (CT) in the tissue parameters (ρ, ω(i)); (2) Development of a software to perform attenuation correction in nuclear medicine tomographic images (SPECT or PET) and to provide the map of relative activity and (3) Provide data to the SCMS code by these two softwares. The software developed for the first specific objective was the Image Converter Computed Tomography (ICCT), which obtained a good accuracy to determine the density and the tissue composition; the elements that had high variation were carbon and oxygen. Fortunately, this variation for the energy range used in radionuclide therapy is not detrimental to the dose distribution. A major advantage is the high accuracy obtained to calcium and phosphorus which have great influence on the dose distribution calculation. For the second objective it was developed the Attenuation Corretion SPECT PET (ACPS) software which performs the attenuation correction in PET and SPECT images through of 1a order Chang method and create the relative activity distribution within of patient. Finally, the data generated by the two softwares, was formatted to SCMS which in provides the complete information do the MCNP5 Monte Carlo code for radiation transport simulation for dose distribution estimation.

Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria. / This study made a comparison between some of the major transport codes that employ the Monte Carlo stochastic approach in dosimetric calculations in nuclear medicine. We analyzed in detail the various physical and numerical models used by MCNP5 code in relation with codes like EGS and Penelope. The identification of its potential and limitations for solving microdosimetry problems were highlighted. The condensed history methodology used by MCNP resulted in lower values for energy deposition calculation. This showed a known feature of the condensed stories: its underestimates both the number of collisions along the trajectory of the electron and the number of secondary particles created. The use of transport codes like MCNP and Penelope for micrometer scales received special attention in this work. Class I and class II codes were studied and their main resources were exploited in order to transport electrons, which have particular importance in dosimetry. It is expected that the evaluation of available methodologies mentioned here contribute to a better understanding of the behavior of these codes, especially for this class of problems, common in microdosimetry.

A área da medicina nuclear possui uma crescente vertente em terapia de doenças, particularmente no tratamento de tumores radiosenssíveis. Devido à alta dose utilizada na terapia desses tumores é de extrema importância a quantificação da distribuição da dose, para assim evitar os efeitos deletérios nos tecidos sadios. No Brasil o sistema de dosimetria interna utilizado é o MIRD (Medical Internal Radiation Dose) baseado em um modelo de referência que não possui dados suficientes do paciente para obter uma avaliação detalhada da dose em terapia. Novos sistemas de dosimetria interna utilizam imagens de tomografia computadorizada para obter tanto informações do corpo do paciente, como informações da distribuição da atividade interna do paciente, para assim, com base nessas informações, realizar o cálculo de dose mediante um código de Monte Carlo. Esse tipo de dosimetria é denominado dosimetria personalisada do paciente. No Centro de Engenharia Nuclear do Ipen, está em desenvolvimento uma metodologia em que as informações das imagens tomográficas são inseridas no código de Monte Carlo MCNP5 mediante um software denominado SCMS (Sistema Construtor de Manequins Segmentadores). Assim, a dosimetria pode ser realizada de forma personalizada para cada paciente, obtendo-se a deposição de energia nos órgãos de interesse. O presente trabalho teve por objetivo contribuir para a área de medicina nuclear com o desenvolvimento de parte do sistema mencionado de dosimetria personalizada do paciente para terapia radionuclídica. Para isso foram propostos três objetivos específicos: (1)Desenvolver um software para converter imagens de tomografia computadorizada (CT) em parâmetros do tecido (ρ,ωi); (2) Desenvolver um software para realizar a correção de atenuação em imagens tomográficas de medicina nuclear (SPECT ou PET) para fornecer o mapa de atividade relativa e (3) Preparar os dois softwares anteriores para fornecerem dados de entrada ao SCMS. O software desenvolvido para o primeiro objeto específico foi o Image Converter Computed Tomography (ICCT) que obteve uma boa precisão para determinar a densidade, e em relação à composição dos tecidos, os únicos elementos que obtiveram alta variação foram o carbono e oxigênio. Felizmente, essa variação para a faixa de energia utilizada em terapia radionuclídica não é prejudicial para a distribuição da dose. Uma das vantagens é a alta precisão em relação a cálcio e fósforo que possuem grande influência na distribuição da dose. Para o segundo objetivo foi desenvolvido o Attenuation Corretion PET SPECT (ACPS) que efetua a correção de atenuação em imagens de PET e SPECT mediante o método de Chang de 1a ordem e gera a distribuição da atividade relativa no interior do paciente. Por fim, os dados gerados pelos dois softwares foram formatados para o SCMS. / The nuclear medicine area has an increasing slope in the therapy of diseases, particularly in the treatment of radiosensitive tumors. Due to the high dose levels in radionuclide therapy, it is very important the accurate quantify of the dose distribution to avoid deleterious effects on healthy tissues. In Brazil, the internal dosimetry system used is the MIRD (Medical Internal Radiation Dose) based on a reference model that does not have adequate patient data to obtain a dose accurate assessment in therapy. However, in recent years, internal radionuclide dosimetry evaluates the spatial dose distribuition basead on information obtained from CT and SPECT or PET images together with the using of Monte Carlo codes. Those systems are called patient-specific dosimetry systems. In the Nuclear Engineering Center at IPEN, this methodology is in development. When the CT images are inserted into the Monte Carlo code MCNP5 through of use of a interface software called SCMS the dosimetry can be accomplished using patient-specific data, resulting in a more accurate energy deposition in organs of interest. This work aim to contribute with the development of part of that patient-specific dosimetry for therapy. To achieve this goal we have proposed three specific objectives: (1) Development of a software to convert images from Computed Tomography (CT) in the tissue parameters (ρ, ω(i)); (2) Development of a software to perform attenuation correction in nuclear medicine tomographic images (SPECT or PET) and to provide the map of relative activity and (3) Provide data to the SCMS code by these two softwares. The software developed for the first specific objective was the Image Converter Computed Tomography (ICCT), which obtained a good accuracy to determine the density and the tissue composition; the elements that had high variation were carbon and oxygen. Fortunately, this variation for the energy range used in radionuclide therapy is not detrimental to the dose distribution. A major advantage is the high accuracy obtained to calcium and phosphorus which have great influence on the dose distribution calculation. For the second objective it was developed the Attenuation Corretion SPECT PET (ACPS) software which performs the attenuation correction in PET and SPECT images through of 1a order Chang method and create the relative activity distribution within of patient. Finally, the data generated by the two softwares, was formatted to SCMS which in provides the complete information do the MCNP5 Monte Carlo code for radiation transport simulation for dose distribution estimation.

Monte Carlo (MC) methods are widely accepted as the most accurate technique for calculating dose distributions in radiation therapy physics. Simulating the particle transport through the treatment head of a linear accelerator utilizing a MC based code is both a widespread and practical approach to determining detailed clinical beam characteristics such as the energy, angular and spatial distribution of particles which are needed to properly quantify dose. One particular and versatile MC code, the Monte Carlo N-Particle (MCNP) radiation transport code, developed by Los Alamos National Laboratory, has been commonly used to model ionizing radiations for medical physics applications. In this thesis, a Varian 2100C linear accelerator (linac) is modeled and the electron and photon transport through the primary components of the treatment head are simulated using MCNP Version 5_1.3. The 6 MV photon spectra was characterized in a standard 10 x 10 cm2 field and subsequent dose calculations were made in a Virtual Water (VW) phantom. Energy fluence, percent depth dose and beam profile measurements were taken in a modeled VW phantom and the calculated data was compared to measured reference data. In addition, a human phantom was modeled for future dose calculations using the modeled linac. The linac model created can incorporate different beam energies for determining the dose distribution of multiple beam treatments in phantoms for standard 6 MV plans. The adaptability of this MCNP model allows for any number of geometries and sources encountered in medical physics to be computed and applied with relative ease. Future studies can involve adding complex multi-leaf collimator beam shaping and calculating the dose in human phantom models, which would serve as a basis for studies involving MCNP modeling for dose optimization in medical physics applications.

A Varian 2100C 18 MV photon beam has been modeled in this work using the MCNP5 Monte Carlo particle transport user code. The subsequent beam irradiation was also delivered to a water phantom and benchmarked against experimentally measured depth dose data. The model presented in this work establishes the foundation to which further beam characteristics tuning is required in order to realistically model the beam mentioned above. It has been determined in this work that the initial electron beam energy of this beam model is sufficiently close to the electron beam energy from the linear accelerator used to obtain the benchmark depth dose data.

Sendo o método mais preciso para estimar a dose absorvida em radioterapia, o Método de Monte Carlo (MMC) tem sido amplamente utilizado no planejamento de tratamento radioterápico. No entanto, a sua eciência pode ser melhorada para aplicações clínicas de rotina. Nesta dissertação é apresentado o código CUBMC, um código de Monte Carlo que simula o transporte de fótons para cálculo de dose, desenvolvido na plataforma CUDA (Compute Unified Device Architecture). A simulação de eventos físicos é baseada no algoritmo presente no código PENELOPE, e as tabelas de seção de choque utilizadas são geradas pela rotina MATERIAL, também presente no código PENELOPE. Os fótons são transportados em objetos simuladores descritos por voxels. Existem duas abordagens distintas utilizadas para a simulação. A primeira delas obriga o fóton a realizar uma parada toda vez que cruza a fronteira de um voxel, a segunda e pelo Método de Woodcock, onde o fóton ignora a existência de fronteiras e é transportado em um meio homogêneo fictício. O código CUBMC tem como objetivo ser uma opção de código simulador que, ao utilizar a capacidade de processamento paralelo de unidades de processamento gráfico (GPU), apresente alto desempenho em máquinas compactas e de baixo custo, podendo assim ser aplicado em casos clínicos e incorporado a sistemas de planejamento de tratamento em radioterapia. / As the most accurate method to estimate absorbed dose in radiotherapy, Monte Carlo Method (MCM) has been widely used in radiotherapy treatment planning. Nevertheless, its efficiency can be improved for clinical routine applications. In this master thesis, the CUBMC code is presented, a GPU-based MC photon transport algorithm for dose calculation under the Compute Unified Device Architecture (CUDA) platform. The simulation of physical events is based on the algorithm used in PENELOPE, and the cross section table used is the one generated by the MATERIAL routine, also present in PENELOPE code. Photons are transported in voxel-based geometries with different compositions. There are two distinct approaches used for transport simulation. The first of them forces the photon to stop at every voxel frontier, the second one is the Woodcock method, where the photon ignores the existence of borders and travels in homogeneous fictitious medium. The CUBMC code aims to be an alternative for Monte Carlo simulator code that, by using the capability of parallel processing of graphics processing units (GPU), provides high performance simulations in low cost compact machines, and thus can be applied in clinical cases and incorporated in treatment planning systems for radiotherapy.