Na técnica de tratamento de irradiação de corpo total, como o próprio nome diz, a radiação atinge o corpo todo do paciente com uma dose uniforme. É uma das principais vias de tratamento interdisciplinar de neoplasias malignas, predominantemente doenças hematopoiéticas. Devido à complexidade da anatomia do corpo, essa técnica apresenta dificuldades na obtenção da distribuição de dose uniforme, além da atenção especial ao pulmão, por conta da sua heterogeneidade tecidual. Assim, o objetivo deste trabalho consiste em realizar estudos dosimétricos para irradiação de corpo total, possibilitando o desenvolvimento de novos procedimentos que auxiliem no planejamento da técnica durante a rotina clínica, com o intuito de aumentar a eficácia desse tipo de tratamento. No presente trabalho, realizaram-se medidas experimentais de dose de corpo total, utilizando câmara de ionização em objeto simulador antropomórfico. Visto que o método de Monte Carlo é considerado um padrão ouro na forma de validação para os dados obtidos experimentalmente, realizou-se cálculo de dose no objeto simulador antropomórfico utilizando o código MCNP6 e o software AMIGOBrachy. Entre as etapas envolvidas, iniciou-se com a verificação da equivalência entre aceleradores a partir de um espaço de fase. O andamento do trabalho ocorreu com a substituição do espaço de fase por um modelo de fonte virtual para campos alargados: 40 x 40 cm2 e 40 x 40 cm2 rotacionado 45°, este utilizado na técnica de irradiação de corpo total. Dando continuidade, determinou-se uma configuração geométrica para a câmara de ionização, de forma a melhor reproduzir a dose na pele obtida experimentalmente. Foram feitas comparações entre dados experimentais e cálculos para irradiação de phantom antropomórfico, observando-se uma homogeneidade na distribuição de dose durante essa reprodução de tratamento. Por fim, foi feita a comparação de cálculos de dose total com e sem blindagem para pulmão, e os resultados se mostraram dentro do limite aceitável de dose de 8 a 10 Gy. A metodologia de cálculo desenvolvida neste trabalho com o uso do método de Monte Carlo, juntamente com o software AMIGOBrachy, foram úteis para demonstrar a adequação do procedimento de irradiação de corpo total em termos dosimétricos. Além disso, esta metodologia mostrou-se ser uma ferramenta de cálculo de dose muito importante para estudos futuros que visem aumento da eficácia para esta modalidade de tratamento, pois permite, através de simulações, estimar distribuições de dose de forma detalhada e precisa, auxiliando no planejamento do tratamento de irradiação de corpo total. / In the total body irradiation technique, as the name says, the radiation hits the whole body of the patient as an uniform dose. It is one of the main ways of interdisciplinary treatment of malignant neoplasms, mainly hematopoietic diseases. Due the complexity of the human anatomy, this technique presents difficulties in obtaining an uniform dose distribution, besides special attention to lungs due its tissue heterogeneity. Therefore, the objective of this work is to perform dosimetric studies for total body irradiation, allowing the development of new procedures to help the technique planning phase during the clinical routine, aiming to increase the efficacy of this kind of treatment. In this work, experimental dose measurements for total body were made using ionization chamber on an anthropomorphic object simulator. Since Monte Carlo method is considered a gold standard as validation for the experimentally data obtained, a dose calculation in the anthropomorphic object simulator was done using the code MCNP6 and the AMIGOBrachy software. Among the involved steps, the verification of the equivalence between accelerators from a phase space was done. The work progress occurred with the substitution of phase space for a virtual source model for the large fields: 40 x 40 cm2 and 40 x 40 cm2 rotated 45°, the later used in the technique for total body irradiation. Following next, a geometric configuration for the ionization chamber was determined to better reproduce the experimental dose on the skin. Anthropomorphic phantom irradiation comparisons were made between experimental data and calculations, observing a homogeneity in the dose distribution during this treatment reproduction. Lastly, the comparison of total dose calculation with and without lung shielding has been done and the results showed to be inside the acceptable dose limit of 8 to 10 Gy. The calculation methodology developed in this work using the Monte Carlo method, along with the AMIGOBrachy software, were useful to demonstrate the procedure adequacy for total body irradiation in dosimetry terms. Besides that, this methodology showed itself as very important dose calculation tool for future studies which aim to increase the efficacy in this treatment procedure because it allows, through simulations, to estimate dose distribution in a more detailed and accurate way, helping to plan the total body irradiation treatment.

O sucesso de uma radioterapia depende do correto planejamento da dose a ser entregue ao volume alvo. Na braquiterapia, modalidade da radioterapia onde um radioisótopo selado é implantado intracavitariamente ou intersticialmente no paciente, há menos avanços em sistemas de planejamento de tratamento computacionais do que na teleterapia, amplamente mais utilizada nos serviços típicos. Porém, a braquiterapia, quando aplicável, é preferível por poupar tecidos sadios vizinhos de uma dose desnecessária. O AMIGOBrachy, um sistema de planejamento para braquiterapia de interface amigável, compatibilidade com outros sistemas comerciais em uso e integrado ao código MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6) foi desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN) e atualmente está em processo de validação. Este trabalho contribuiu para este processo, avaliando três diferentes casos clínicos através do AMIGOBrachy com o formalismo do TG43 da AAPM (Associação Americana de Física Médica), protocolo que rege a dosimetria em braquiterapia, e comparando seus resultados com as distribuições de dose calculadas por outros sistemas comerciais consagrados: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, EUA) e Nucletron Oncentra® (Elekta; Estocolmo, Suécia). Os resultados obtidos estão dentro de uma faixa de concordância de ±10%, estando mais discrepantes em regiões muito próximas do aplicador, onde os sistemas de planejamento comerciais e o AMIGOBrachy divergem devido aos diferentes métodos de cálculo. Em pelo menos dois terços da região de interesse, porém, a dose concordou em uma faixa de ±3% para os três casos. Também foram realizadas simulações utilizando o formalismo do TG186 da AAPM, que considera heterogeneidades no tecido, para avaliar o impacto dos mesmos na dose. Em adição ao processo de validação, também foi realizado um estudo em braquiterapia oftálmica para posterior inserção de um módulo adicional ao AMIGOBrachy; para isso, um modelo de olho humano foi desenvolvido utilizando geometria UM (Unstructured Mesh), para validação com o código MCNP6, que apenas nesta versão demonstra um novo recurso capaz de simular uma geometria híbrida: parcialmente analítica, parcialmente UM. O modelo considera dez diferentes estruturas no olho humano: esclera, coroide, retina, corpo vítreo, córnea, câmara anterior, lente, nervo óptico, parede do nervo óptico, e um tumor definido de forma arbitrária crescendo da superfície externa do globo ocular em direção ao seu centro. Os resultados foram comparados com um modelo de olho puramente analítico modelado com o MCNP6 e tomado como referência. Os resultados foram satisfatórios em todas as simulações desenvolvidas, exceto para as estruturas do nervo óptico e sua parede, que devido ao seu pequeno tamanho e distância da fonte, mostraram erros relativos maiores, mas ainda menores que 10%, e não representam problema de preocupação clínica uma vez que recebem doses muito pequenas. Discutiu-se também a eficácia e problemas encontrados nessa nova capacidade do código MCNP de simular geometrias híbridas, uma vez que é recente e ainda apresenta deficiências, que tiveram que ser contornadas no presente trabalho. / The success of a radiotherapy depends on the correct planning of the dose to be delivered to the target volume. In brachytherapy which is a radiotherapy mode where intracavitary or interstitial implants of a sealed radioisotope are used, there are less computational advances in treatment planning systems than in teletherapy, more widely used in typical medical services. However, brachytherapy, where applicable, is preferable for sparing neighboring healthy tissues from unnecessary dose. The AMIGOBrachy is a treatment planning system (TPS) with an user-friendly interface for brachytherapy, compatible with other commercial systems, and integrated with MCNP6 code (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6). It was developed in the Nuclear Engineering Center of the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN), São Paulo, Brasil, and is currently in a validation process. This work contributed to this process, evaluating three different clinical cases with the TG43 formalism by AAPM (American Association of Medical Physics), a protocol for dosimetry in brachytherapy, and comparing their results with the dose distributions calculated by other well-known commercial systems: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, USA) and Nucletron Oncentra® (Elekta; Stockholm, Sweden). The results obtained are within a ±10% range of agreement, being more discrepant in regions very near to the applicator, where commercial planning systems and AMIGOBrachy differ due to different calculation methods. However, the dose agreed in a range of ±3% for at least two thirds of the region of interest, for all three cases. Also, simulations were performed using the TG186 formalism of AAPM, which considers heterogeneities in the tissue, to assess their impact on the dose. In addition to the validation process, a study in ophthalmic brachytherapy for future insertion of an additional module to AMIGOBrachy was performed; for this, a human eye model was developed using UM (Unstructured Mesh) geometry, for validation with MCNP6 code, that only in this version shows a new resource capable of simulating a hybrid geometry: partly analytical, partly UM. Ten different structures of the human eye were modeled: sclera, choroid, retina, vitreous body, cornea, anterior chamber, lens, optic nerve, optic nerve wall, and a tumor defined arbitrarily growing from the external surface of the eyeball toward its center. The results were compared with a purely analytical model eye modeled with MCNP6 and used as a reference. The results were satisfactory in all performed simulations, except for the optic nerve and its wall, mainly because of their small size and distance from the source, showing larger relative errors, but still lower than 10%, which, however, does not represent clinical concern problem since they receive very small doses. The problems encountered in this new resource of MCNP code to simulate hybrid geometries were also discussed, since it was implemented recently and still display deficiencies that were overcome in the present work.

O sucesso de uma radioterapia depende do correto planejamento da dose a ser entregue ao volume alvo. Na braquiterapia, modalidade da radioterapia onde um radioisótopo selado é implantado intracavitariamente ou intersticialmente no paciente, há menos avanços em sistemas de planejamento de tratamento computacionais do que na teleterapia, amplamente mais utilizada nos serviços típicos. Porém, a braquiterapia, quando aplicável, é preferível por poupar tecidos sadios vizinhos de uma dose desnecessária. O AMIGOBrachy, um sistema de planejamento para braquiterapia de interface amigável, compatibilidade com outros sistemas comerciais em uso e integrado ao código MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6) foi desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN) e atualmente está em processo de validação. Este trabalho contribuiu para este processo, avaliando três diferentes casos clínicos através do AMIGOBrachy com o formalismo do TG43 da AAPM (Associação Americana de Física Médica), protocolo que rege a dosimetria em braquiterapia, e comparando seus resultados com as distribuições de dose calculadas por outros sistemas comerciais consagrados: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, EUA) e Nucletron Oncentra® (Elekta; Estocolmo, Suécia). Os resultados obtidos estão dentro de uma faixa de concordância de ±10%, estando mais discrepantes em regiões muito próximas do aplicador, onde os sistemas de planejamento comerciais e o AMIGOBrachy divergem devido aos diferentes métodos de cálculo. Em pelo menos dois terços da região de interesse, porém, a dose concordou em uma faixa de ±3% para os três casos. Também foram realizadas simulações utilizando o formalismo do TG186 da AAPM, que considera heterogeneidades no tecido, para avaliar o impacto dos mesmos na dose. Em adição ao processo de validação, também foi realizado um estudo em braquiterapia oftálmica para posterior inserção de um módulo adicional ao AMIGOBrachy; para isso, um modelo de olho humano foi desenvolvido utilizando geometria UM (Unstructured Mesh), para validação com o código MCNP6, que apenas nesta versão demonstra um novo recurso capaz de simular uma geometria híbrida: parcialmente analítica, parcialmente UM. O modelo considera dez diferentes estruturas no olho humano: esclera, coroide, retina, corpo vítreo, córnea, câmara anterior, lente, nervo óptico, parede do nervo óptico, e um tumor definido de forma arbitrária crescendo da superfície externa do globo ocular em direção ao seu centro. Os resultados foram comparados com um modelo de olho puramente analítico modelado com o MCNP6 e tomado como referência. Os resultados foram satisfatórios em todas as simulações desenvolvidas, exceto para as estruturas do nervo óptico e sua parede, que devido ao seu pequeno tamanho e distância da fonte, mostraram erros relativos maiores, mas ainda menores que 10%, e não representam problema de preocupação clínica uma vez que recebem doses muito pequenas. Discutiu-se também a eficácia e problemas encontrados nessa nova capacidade do código MCNP de simular geometrias híbridas, uma vez que é recente e ainda apresenta deficiências, que tiveram que ser contornadas no presente trabalho. / The success of a radiotherapy depends on the correct planning of the dose to be delivered to the target volume. In brachytherapy which is a radiotherapy mode where intracavitary or interstitial implants of a sealed radioisotope are used, there are less computational advances in treatment planning systems than in teletherapy, more widely used in typical medical services. However, brachytherapy, where applicable, is preferable for sparing neighboring healthy tissues from unnecessary dose. The AMIGOBrachy is a treatment planning system (TPS) with an user-friendly interface for brachytherapy, compatible with other commercial systems, and integrated with MCNP6 code (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6). It was developed in the Nuclear Engineering Center of the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN), São Paulo, Brasil, and is currently in a validation process. This work contributed to this process, evaluating three different clinical cases with the TG43 formalism by AAPM (American Association of Medical Physics), a protocol for dosimetry in brachytherapy, and comparing their results with the dose distributions calculated by other well-known commercial systems: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, USA) and Nucletron Oncentra® (Elekta; Stockholm, Sweden). The results obtained are within a ±10% range of agreement, being more discrepant in regions very near to the applicator, where commercial planning systems and AMIGOBrachy differ due to different calculation methods. However, the dose agreed in a range of ±3% for at least two thirds of the region of interest, for all three cases. Also, simulations were performed using the TG186 formalism of AAPM, which considers heterogeneities in the tissue, to assess their impact on the dose. In addition to the validation process, a study in ophthalmic brachytherapy for future insertion of an additional module to AMIGOBrachy was performed; for this, a human eye model was developed using UM (Unstructured Mesh) geometry, for validation with MCNP6 code, that only in this version shows a new resource capable of simulating a hybrid geometry: partly analytical, partly UM. Ten different structures of the human eye were modeled: sclera, choroid, retina, vitreous body, cornea, anterior chamber, lens, optic nerve, optic nerve wall, and a tumor defined arbitrarily growing from the external surface of the eyeball toward its center. The results were compared with a purely analytical model eye modeled with MCNP6 and used as a reference. The results were satisfactory in all performed simulations, except for the optic nerve and its wall, mainly because of their small size and distance from the source, showing larger relative errors, but still lower than 10%, which, however, does not represent clinical concern problem since they receive very small doses. The problems encountered in this new resource of MCNP code to simulate hybrid geometries were also discussed, since it was implemented recently and still display deficiencies that were overcome in the present work.

Le suivi précis de radiotraceurs, que ce soit en imagerie médicale, pour le stockage des déchets ultimes, ou pour certaines applications industrielles peut être un sujet très complexe. Le développement de détecteurs à bas bruit, grande stabilité sur le long terme, et grande flexibilité géométrique, initié par la société AXINT, permet aujourd'hui, pour certaines applications spécifiques, de développer des systèmes de détection aux performances inégalées. (Anfré, Burato, & Hautefeuille, 2009) (B. Hautefeuille, 2006) (Hautefeuille, et al., 2006) Les recherches entreprises dans le cadre de cette thèse seront prioritairement orientées sur des expériences de diffusion de radiotraceurs afin d'estimer le temps que mettraient des éventuelles fuites de produits radioactifs pour sortir des couches géologiques de stockage. Le sujet de cette thèse porte plus particulièrement sur l'étude de l'ion 22Na+, qui est l'un des cations dont la vitesse de diffusion est la plus élevée dans ce milieu, ainsi que les actinides qui représentent la majorité des éléments radioactifs des déchets nucléaires stockés. La thèse est dans la continuité des recherches menées par l'ANDRA (Agence Nationale des Déchets Radioactifs), sous contrat avec le laboratoire ILM (Institut Lumière Matière), dont AXINT est le sous traitant principal. (Hautefeuille, Tillement, & Dewonck, Ionizing radiations e.g. gamma radiations, detecting installation for e.g. environmental site, has analyzing system analyzing delivered electrical signals to quantify ionizing radiations detected by measurement probes, 2008) Le présent projet décrit les travaux de recherches prévus pour les prochaines années. Dans l'état inital des recherches, 2 détecteurs prototypes ont été installés en 2013 au laboratoire souterrain de Bure, afin de servir de prototypes opérationnels, ainsi que de point fixe de mesure du bruit de fond pour la future expérience DRN1202, objet des travaux de thèse de Mr Zhenhua LIN. (injection d'un cocktail HTO + 22Na) / The precise monitoring of radiotracers, for example used for medical imaging, for the storage of ultimate waste, or for certain industrial applications can be a very complex subject. The development of low-noise sensors with long-term stability and high geometric flexibility were engaged by the AXINT company. (Hautefeuille, et al., 2006). My PhD thesis was focused on experiments in the diffusion of radiotracers, typically to monitor the possible leakage of radioactive products from the geological repositories. We focuses on the study of the 22Na and 36Cl ion diffusion, which is one of the highest cation and anions diffusion rate in geological medium, as well as actinides, which represent the majority of the radioactive elements of Stored nuclear waste. This thesis is in continuity with the research carried out by ANDRA (National Agency for Radioactive Waste), under contract with the laboratory ILM (Institute Light Matter), of which AXINT is the main subcontractor. The present project describes the research work that foreseen the radiation impact on the environment for the coming years during the deep disposal of nuclear waste. Our work focus on the investigation and quantification of the radionuclide diffusion through the geological clay barriers. A new in situ experiment was considered by Andra for the study of the radionuclide migration. Compared to previous experiments, this new in situ diffusion test required longer distance (hundreds of mm), longer time-scale (over 10 years), and real time in situ monitoring of radionuclides migration. To fulfill these conditions, the work was organized as following: 1: Conception and dimensional design of the Diffusion of Radio Nuclide (DRN) experiments in solving emission of beta and gamma radiations 2: Development of corresponding beta and gamma monitoring systems by means of sensors located in peripheral boreholes

Spatially fractionated radiation therapy (or grid) using megavoltage x-rays is a relatively new method of treating bulky (>8 cm) malignant tumors. Unlike the conventional approach in which the entire tumor is targeted with a nearly uniform radiation field, in grid the incident radiation is collimated with a special grid collimator. As such, only the volume under the open areas of the grid receives direct irradiation from the incident beam; the rest only sees scattered radiation and hence receives significantly less dose. Those regions seeing less dose serve as regrowth areas for normal tissues, thus reducing the normal tissue complication probability after the treatment. Although the grid dose distribution in a tumor is non-uniform, the regression of tumor mass has exhibited uniform regression clinically. Protons have two advantages over megavoltage x-rays which are typically used for grid: (1) protons scatter less in tissue, and (2) they have a fixed range in tissue (the Bragg peak) that can be used to target a tumor. The goal of this thesis is to computationally and experimentally assess the feasibility of grid using clinical proton beams. The proton pencil beams at the Provision Cancer Center in Knoxville, Tennessee, are used to create an array of beams mimicking the arrangement of beams in grid therapy. The dose distributions at various depths in a solid-water phantom are obtained computationally by the Monte Carlo code MCNP and validated by RayStation experimental Gafchromic film EBT3. The results are compared with those of the grid using megavoltage x-rays.

This thesis deals with the problem of shielding ionizing radiation which is a beam that has enough energy to ionize an atom or a molecule of an irradiated substance. This radiation can occur in nuclear facilities such as a nuclear power plant, a particle accelerator, or in X-rays in healthcare. Until now, standard shielding materials, most often lead or concrete, have been used to protect against ionizing radiation. New trends are therefore trying to replace these materials with lighter, more effective and harmless materials. The practical part is focused on measure the data to obtain the basic properties of shielding materials, such as the attenuation factor and the buildup factor. A measuring platform is described here, which can be used to measure the data needed to calculate the attenuation factor and the buildup factor. The measurement results are compared with tabular values to determine the accuracy of the measurements. Furthermore, the results of measurements of five concrete materials from the company MICo, spol. s r.o. To obtain theoretical values, the simulation program MCNP6 was used, in which it is possible to create a model of the measuring platform, which was used in practical measurements. Next the shielding material, source and detector are defined. The result lead again to the data needed to determine the attenuation factor. The results of measurement and simulation data in MCNP6 are evaluated and graphically processed into such a form that it is possible to compare the properties of shielding materials with each other.

Tesis por compendio / [ES] La tesi presentada a aquest document, s'emmarca dins de l'àmbit de la física mèdica. Dins d'aquesta branca de la física, es desenvolupen eines computacionals per oferir millores en la planificació de tractaments que involucren radiació ionitzant. En aquestes planificacions, es calculen factors dosimètrics com la dosi total absorbida tant, a la regió d'interès del tractaments, objectiu del mateix, com a la resta de teixits o òrgans de risc propers a la zona objectiu. Per poder efectuar aquests càlculs, existeixen diferents tècniques, sent les simulacions basades en Monte Carlo les considerades com l'eina més precisa. Aquest tipus de simulacions, permeten modelitzar els dispositius mèdics que emeten el feix de tractament als pacients, de forma detallada. A més, les simulacions Monte Carlo, permeten descriure les fonts de radiació minuciosament i considerar el transport de les partícules involucrades en el problema a través de la geometria considerada. En els treballs que conformen aquesta tesi, s'han emprat diferents codis Monte Carlo, depenent del problema a dur a terme. S'ha emprat MCNP6 a diferents treballs per la capacitat, i facilitat, de modelar geometries complexes emprant mallats volumètriques, penEasy com a codi per validar algunes de les eines dissenyades i penRed, per les característiques especialitzades en física mèdica, com la lectura i processament automàtic de DICOM i les fonts de braquiteràpia, el que faciliten molt les simulacions en l'entorn mèdic. Degut a estos fets, i a que penRed, és de codi obert i no requereix llicència, com al cas del MCNP, s'ha decidit estendre les capacitats que manquen en este, per poder equiparar el seu ús a la resta de codis en els problemes abordats durant la realització de la tesi doctoral. Tots aquests treballs contribueixen al desenvolupament d'eines que, mitjançant la simulació Monte Carlo, permeten optimitzar els càlculs en radioteràpia. Més encara, les eines desenvolupades, tenen una aplicabilitat més general i poden emprar-se en altres camps o problemes, com, per exemple, diagnòstic basat en imatge mèdica. El primer dels treballs, cobreix la necessita del codi MCNP6 de ser capaç de llegir i escriure fitxers d'espai de fase en format estàndard de la IAEA, eina que ja tenen implementadas molts dels codis de simulació Monte Carlo. Per suplir la manca de MCNP6 d'aquesta capacitat, es desenvolupa en aquesta tesi un codi capaç de realitzar aquestes conversions entre format d'espai de fase intern de MCNP6 i formats IAEA i a l'inrevés. Al segon treball, s'empren simulacions Monte Carlo per tal de dissenyar un filtre que homogeinitze el feix d'electrons de 12 MeV a l'eixida d'un accelerador de radioteràpia intraoperàtoria. El treball proporciona una configuració de filtre, dissenyada amb simulació Monte Carlo i validada amb altre grup d'investigació independent. El tercer treball, es basa en oferir una millora als elevats temps de computació a l'hora de realitzar planificacions de radioteràpia amb simulacions Monte Carlo per a tractaments amb diferents irradiacions angulars. Amb aquesta eina es pretén agilitzar significativament el procés de càlcul de distribució de dosi en el maniquí o pacient, sense haver de realitzar la simulació a través de tots els components de l'accelerador. Finalment, arrel d'haver emprat geometries basades en malles en les simulacions realitzades amb MCNP6, s'ha vist la importància d'aquesta capacitat, especialment en simulacions en l'àmbit de la física mèdica. La definició de geometries per descriure el sistema, és una part fonamental de qualsevol simulació, independentment del codi que s'utilitza per a dur-la a terme. És per això que, el quart treball, es centra en el desenvolupament d'un mòdul per a simular sobre geometries mallades en penRed. / [CA] La tesis presentada en este documento se enmarca dentro del ámbito de la física médica. Dentro de esta rama de la física, se desarrollan herramientas computacionales para ofrecer mejoras en la planificación de tratamientos que involucran radiación ionizante. En estas planificaciones, se calculan factores dosimétricos como la dosis total absorbida tanto en la región de interés del tratamiento, objetivo del mismo, como en el resto de tejidos u órganos de riesgo cercanos a la zona objetivo. Para poder llevar a cabo estos cálculos, existen diferentes técnicas, siendo las simulaciones basadas en Monte Carlo consideradas como la herramienta más precisa. Este tipo de simulaciones permiten modelar los dispositivos médicos que emiten el haz de tratamiento a los pacientes de forma detallada. Además, las simulaciones Monte Carlo permiten describir las fuentes de radiación minuciosamente y considerar el transporte de las partículas involucradas en el problema a través de la geometría considerada. En los trabajos que conforman esta tesis, se han empleado diferentes códigos Monte Carlo, dependiendo del problema a abordar. Se ha utilizado MCNP6 en diferentes trabajos por su capacidad y facilidad para modelar geometrías complejas utilizando mallas volumétricas, penEasy como código para validar algunas de las herramientas diseñadas y penRed, por sus características especializadas en física médica, como la lectura y procesamiento automático de DICOM y las fuentes de braquiterapia, lo que facilita mucho las simulaciones en el entorno médico. Debido a estos hechos, y a que penRed es de código abierto y no requiere licencia, como es el caso de MCNP, se ha decidido ampliar las capacidades que faltan en este, para poder equiparar su uso al resto de códigos en los problemas abordados durante la realización de la tesis doctoral. Todos estos trabajos contribuyen al desarrollo de herramientas que, mediante la simulación Monte Carlo, permiten optimizar los cálculos en radioterapia. Además, las herramientas desarrolladas tienen una aplicabilidad más general y pueden emplearse en otros campos o problemas, como por ejemplo, el diagnóstico basado en imagen médica. El primero de los trabajos cubre la necesidad del código MCNP6 de ser capaz de leer y escribir archivos de espacio de fase en formato estándar de la IAEA, herramienta que ya tienen implementadas muchos de los códigos de simulación Monte Carlo. Para suplir la falta de MCNP6 de esta capacidad, se desarrolla en esta tesis un código capaz de realizar estas conversiones entre formato de espacio de fase interno de MCNP6 y formatos IAEA y viceversa. En el segundo trabajo, se emplean simulaciones Monte Carlo para diseñar un filtro que homogenice el haz de electrones de 12 MeV en la salida de un acelerador de radioterapia intraoperatoria. El trabajo proporciona una configuración de filtro, diseñada con simulación Monte Carlo y validada con otro grupo de investigación independiente. El tercer trabajo se basa en ofrecer una mejora a los elevados tiempos de computación al realizar planificaciones de radioterapia con simulaciones Monte Carlo para tratamientos con diferentes irradiaciones angulares. Con esta herramienta se pretende agilizar significativamente el proceso de cálculo de distribución de dosis en el maniquí o paciente, sin tener que realizar la simulación a través de todos los componentes del acelerador. Finalmente, a raíz de haber empleado geometrías basadas en mallas en las simulaciones realizadas con MCNP6, se ha visto la importancia de esta capacidad, especialmente en simulaciones en el ámbito de la física médica. La definición de geometrías para describir el sistema es una parte fundamental de cualquier simulación, independientemente del código que se utilice para llevarla a cabo. Es por ello que el cuarto trabajo se centra en el desarrollo de un módulo para simular sobre geometrías malladas en penRed. / [EN] The thesis presented in this document falls within the scope of medical physics. Within this branch of physics, computational tools are developed to offer improvements in the planning of treatments involving ionizing radiation. In these plans, dosimetric factors are calculated, such as the total absorbed dose both in the region of interest of the treatment, which is the treatment's objective, and in the surrounding tissues or organs at risk near the target area. To perform these calculations, different techniques exist, with Monte Carlo simulations considered the most accurate tool. These simulations allow modeling of medical devices emitting the treatment beam to patients in detail. Furthermore, Monte Carlo simulations enable a detailed description of radiation sources and consider the transport of particles involved in the problem through the considered geometry. Different Monte Carlo codes have been used in the works comprising this thesis, depending on the problem addressed. MCNP6 has been used in various works for its capacity and ease in modeling complex geometries using volumetric meshes, penEasy as a code to validate some of the designed tools, and penRed for its specialized features in medical physics, such as reading and automatic processing of DICOM and brachytherapy sources, greatly facilitating simulations in the medical environment. Due to these facts, and because penRed is open-source and does not require a license, unlike MCNP, it has been decided to expand its capabilities to match its use with other codes in the problems addressed during the completion of the doctoral thesis. All of these works contribute to the development of tools that, through Monte Carlo simulation, optimize calculations in radiotherapy. Additionally, the developed tools have broader applicability and can be used in other fields or problems, such as diagnosis based on medical imaging. The first of the works covers the need for the MCNP6 code to be able to read and write phase space files in the standard IAEA format, a tool that many Monte Carlo simulation codes already have implemented. To address the lack of this capability in MCNP6, a code capable of performing these conversions between the internal phase space format of MCNP6 and IAEA formats, and vice versa, is developed in this thesis. In the second work, Monte Carlo simulations are used to design a filter that homogenizes the 12 MeV electron beam at the output of an intraoperative radiotherapy accelerator. The work provides a filter configuration, designed with Monte Carlo simulation and validated with another independent research group. The third work aims to improve the high computation times when performing radiotherapy planning with Monte Carlo simulations for treatments with different angular irradiations. This tool aims to significantly speed up the process of dose distribution calculation in the phantom or patient, without having to simulate through all components of the accelerator. Finally, due to having employed mesh-based geometries in simulations conducted with MCNP6, the importance of this capability has been recognized, especially in simulations in the field of medical physics. The definition of geometries to describe the system is a fundamental part of any simulation, regardless of the code used to perform it. Therefore, the fourth work focuses on the development of a module to simulate on meshed geometries in penRed. / This study was supported by the program “Ayudas para la promoción de empleo joven e implantación de la Garantía Juvenil en I+D+i, Plan Estatal de Investigación Científica y Técnica e Innovación 2017-2020” from the “Iniciativa de Empleo Juvenil” (IEJ) and the “Fondo Social Europeo” (FSE) We would like to acknowledge the Spanish “Ministerio de Ciencia e Innovación” (MCIN) grant PID2021-125096NB-I00 funded by MCIN/AEI/10.13039 and the “Generalitat Valenciana” (GVA) grant PROMETEO/2021/064. / Oliver Gil, S. (2024). Eines computacionals avançades per a planificació radioterapèutica mitjançat simulacions Monte Carlo [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/203890 / Compendio

[ES] En el apoyo a la mejora de la calidad de medida en el Laboratorio de Radiactividad Ambiental (LRA) de la Universitat Politècnica de València (UPV), los códigos de Monte Carlo representan una potente herramienta para complementar las tareas relacionadas con la medida de la radiactividad ambiental, tales como la calibración en eficiencia de detectores de semiconductor, determinación de factores de corrección por coincidencia y caracterización de dosímetros de termoluminiscencia, entre otras. En la presente Tesis se desarrollan modelos de simulación en Monte Carlo a través de códigos y herramientas como MCNP6 y GEANT4. En primer lugar, se han realizado dos modelos de detector de semiconductor para espectrometría gamma, uno tipo HPGe (High Purity Germanium) y el otro BEGe (Broad Energy Germanium), ambos de alta pureza de germanio. Ambos detectores se emplean en las actividades y procedimientos rutinarios que se realizan en el LRA-UPV. Se detalla el procedimiento de caracterización geométrica de los detectores de semiconductor, así como del volumen activo del cristal de germanio hasta obtener un modelo geométrico optimizado. Por otro lado, se ha obtenido un tercer modelo de simulación, pero en este caso de un dosímetro de termoluminiscencia, en concreto de un TLD-100 LiF:Mg,Ti, modelo que se emplea en el servicio de dosimetría personal de la UPV. En el modelo de simulación se incluye una fuente puntual colimada de Rayos-X y el fantoma recomendado por la ISO 4037-3 (water slab phantom). Se obtiene la función de respuesta del dosímetro relativa a la energía del 137Cs y se estudia su comportamiento para diferentes condiciones de irradiación (calidad del haz de Rayos-X y ángulo de incidencia) así como para diversos materiales termoluminiscentes además del LiF. Los modelos de simulación para espectrometría gamma se han utilizado principalmente para la obtención de curvas de calibración en eficiencia para diferentes geometrías y matrices de medición, así como para el cálculo de factores de corrección por pico suma tanto para las series naturales del 238U y 232Th como para radioisótopos específicos empleados en la calibración experimental de los equipos. Por otro lado, se han aplicado los modelos de simulación en el contexto de respuesta en emergencias nucleares o radiológicas. En concreto, el modelo del detector BEGe se ha utilizado para desarrollar una metodología de optimización del proceso de medición de muestras radiactivas en matrices de agua de alta actividad. Esta metodología consiste en un procedimiento logístico que incluye un cribado o screening de emergencias soportado por simulaciones Monte Carlo, enfocado en elegir la configuración óptima de medición para obtener resultados fiables y precisos minimizando la manipulación de la muestra radiactiva. De este modo se reduce el tiempo de respuesta por parte del laboratorio, así como el riesgo de contaminación y exposición a dosis. / [EN] In support of the improvement of measurement quality at the Laboratorio de Radiactividad Ambiental (LRA) of the Universitat Politècnica de València (UPV), the Monte Carlo codes represent a powerful tool to complement the tasks related to the measurement of environmental radioactivity, such as the calibration in efficiency of semiconductor detectors, determination of coincidence summing correction factors and characterization of thermoluminescence dosimeters, among others. In the present thesis, Monte Carlo simulation models are developed using the MCNP6 code and the GEANT4 toolkit. Two semiconductor detector models for gamma spectrometry have been made, one type HPGe (High Purity Germanium) and the other one a BEGe (Broad Energy Germanium), both of high purity germanium. Both detectors are used in the routine activities and procedures carried out by the LRA-UPV. The geometric characterization procedure of the semiconductor detectors is detailed, as well as the active volume of the germanium crystal until an optimized geometric model is obtained. On the other hand, a third simulation model has been developed, but in this case from a thermoluminescence dosimeter, specifically from a TLD-100 LiF:Mg,Ti, a model used in the personal dosimetry service for the monitoring and assessment of the professionally exposed workers belonging to the UPV radioactive facility. The simulation model includes a collimated X-ray point source and the phantom recommended by the ISO 4037-3 (water slab phantom). The response function of the dosimeter relative to the energy of 137Cs is obtained and its behaviour is studied for different irradiation conditions (quality of the X-ray beam and angle of incidence) as well as for several thermoluminescent materials in addition to the LiF. The simulation models for gamma spectrometry have been used mainly to obtain efficiency calibration curves for different geometries and measurement matrices and to calculate true summing correction factors for both the 238U and 232Th natural decay series and for specific radioisotopes used in the experimental calibration of the equipment. On the other hand, simulation models have been applied in the context of nuclear or radiological emergency response. Specifically, the BEGe detector model has been used to develop a methodology for optimisation of the process of measuring radioactive samples in water matrices of high activity. This methodology consists of a logistic procedure that includes a screening for emergencies. This procedure is supported by Monte Carlo simulations, focused on determining the optimal measurement configuration to obtain reliable and accurate results, minimizing the manipulation of the radioactive sample. Therefore, the response time by the laboratory is reduced, as well as the risk of contamination and dose exposure. / [CA] En el suport a la millora de la qualitat de mesura en el Laboratori de Radioactivitat Ambiental de la Universitat Politècnica de València, els codis de Monte Carlo representen una potent eina per a complementar les tasques relacionades amb la mesura de la radioactivitat ambiental, com ara el calibratge en eficiència de detectors de semiconductor, determinació de factors de correcció per coincidència i caracterització de dosímetres de termoluminescència, entre altres. En la present tesi es desenvolupen models de simulació en Monte Carlo a través de codis i eines com MCNP6 i GEANT4. En primer lloc s'han realitzat dos models de detector de semiconductor per a espectrometria gamma, un tipus HPGe (High Purity Germanium) i l'altre BEGe (Broad Energy Germanium), tots dos d'alta puresa de germani. Aquests detectors s'empren en les activitats i procediments rutinaris que es realitzen en el Laboratori de Radioactivitat Ambiental (LRA) de la Universitat Politècnica de València (UPV). Es detalla el procediment de caracterització geomètrica dels detectors de semiconductor, així com del volum actiu del cristall de germani fins a obtindre un model geomètric optimitzat. D'altra banda, s'ha obtingut un tercer model de simulació, però en aquest cas d'un dosímetre de termoluminescència, en concret d'un TLD-100 LiF:Mg,Ti, model que s'empra en el servei de dosimetria personal de la UPV. En el model de simulació s'inclou una font puntual col·limada de Raigs-X i el fantoma recomanat per l'ISO 4037-3 (water slab phantom). S'obté la funció de resposta del dosímetre relativa a l'energia del 137Cs i s'estudia el seu comportament per a diferents condicions d'irradiació (qualitat del feix de Raigs-X i angle d'incidència) així com per a diversos materials termoluminescents a més del LiF. Els models de simulació per a espectrometria gamma s'han utilitzat principalment per a l'obtenció de corbes de calibratge en eficiència per a diferents geometries i matrius de mesurament així com per al càlcul de factors de correcció per pic suma tant per a les sèries naturals del 238U i 232*Th com per a radioisòtops específics utilitzats en el calibratge experimental dels equips. D'altra banda, s'han aplicat els models de simulació en el context de resposta en emergències nuclears o radiològiques. En concret, el model del detector BEGe s'ha utilitzat per a desenvolupar una metodologia d'optimització del procés de mesurament de mostres ambientals radioactives en matrius d'aigua d'alta activitat.. Aquesta metodologia consisteix en un procediment logístic que inclou un screening o cribratge d'emergències, suportat per simulacions Monte Carlo, enfocat a triar la configuració òptima de mesurament per a obtindre resultats fiables i precisos minimitzant la manipulació de la mostra radioactiva. D'aquesta manera es redueix el temps de resposta per part del laboratori, així com el risc de contaminació i exposició a dosi. / Finalmente, a la Universitat Politècnica de València por la financiación a través de la beca de Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma 2 de la convocatoria de 2015 y a la Cátedra CSN-UPV Vicente Serradell / Ordóñez Ródenas, J. (2020). Desarrollo de Modelos de Simulación por Monte Carlo como Apoyo a la Medida de Radiactividad Ambiental en Operación Rutinaria y de Emergencias [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/152188 / TESIS