Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20
CÁLCULO Y OPTIMIZACIÓN DEL BLINDAJE ESTRUCTURAL POR REPOSICIÓN DE
UN LINAC DE 6 MV POR UNO DE 10 MV
CALCULATION AND OPTIMIZATION OF STRUCTURAL SHIELDING BY REPLACING
A 6 MV LINAC WITH A 10 MV
M.Z. Carrasco*1, H.O. Novoa2, A. López1y M.F. Vásquez2
1Departamento de Ciencias Físicas – Universidad de la Frontera – UFRO
Av. Francisco Salazar 01145 – Temuco – Chile
2Unidad de Radioterapia - Centro Oncológico del Norte (CON)
Los Pumas 10255 - Antofagasta – Chile
Recibido: 22/03/2025 ; Aceptado: 12/08/2025
El búnker original fue diseñado para un acelerador lineal de 6 MV; sin embargo, la reposición de un nuevo acelerador
de 10 MV implicó la reubicación del isocentro, lo que invalidó el cálculo de blindaje existente. Por tanto, se requirió
un rediseño constructivo optimizado en el tiempo que cumplan con las normas de Protección Radiológicas, incluyendo
la evaluación de materiales y geometrías de bloques ahuecados, mediante simulaciones Monte Carlo en el software
EGSncr, para el espectro de 10 MV. El cálculo de blindaje se realizó según la metodología del reporte NCRP No151,
teniendo en cuenta los espesores existentes de las barreras primarias y secundarias, proyectado a una carga de trabajo
de 16 horas al día y tasa de dosis de 2400 UM/min(10 MV FFF). El rediseño de la instalación incluyó el ancho de las
barreras primarias de 20 cm en dirección al desplazamiento del isocentro, así como la adición de 1 HVL en las barreras
secundarias que colindan con la oficina de física médica y la sala de comando. Entre los materiales estudiados, se eligió
utilizar bloques de concreto serpentina ahuecados con relleno de concreto NBS 04, reforzados con varillas de hierro.
En conclusión, la optimización del diseño del búnker para el equipo de 10 MV cumple con los estándares de protección
radiológica nacional, lo que se corroboró mediante el levantamiento radiométrico, garantizando así la seguridad del
personal y de los pacientes.
Palabras Clave: acelerador lineal, rediseño constructivo, simulaciones Monte Carlo, Protección Radiológica.
The original bunker was designed for a 6 MV linear accelerator; however, the replacement of a new 10 MV accele-
rator involved the relocation of the isocenter, which invalidated the existing shielding calculation. Therefore, a time-
optimized constructive redesign was required to comply with Radiological Protection standards, including the evalua-
tion of materials and geometries of hollowed blocks, by means of Monte Carlo simulations in EGSncr software, for 10
MV spectrum. The shielding calculation was performed according to the methodology of NCRP report No151, taking
into account the existing thicknesses of the primary and secondary barriers, projected at a workload of 16 hours per day
and dose rate of 2400 UM/min (10 MV FFF). The redesign of the facility included the width of the primary barriers of
20 cm in the direction of isocenter displacement, as well as the addition of 1 HVL in the secondary barriers abutting the
medical physics office and the command room. Among the materials studied, it was chosen to use hollowed serpentine
concrete blocks with NBS 04 concrete infill, reinforced with iron rods. In conclusion, the optimization of the bunker
design for the 10 MV equipment complies with the national radiological protection standards, which was corroborated
by the radiometric survey, thus ensuring the safety of personnel and patients.
Keywords: linear accelerator, constructive redesign, Monte Carlo simulations, Radiation Protection.
https://doi.org/10.31527/analesafa.2026.37.1.13-20 ISSN - 1850-1168 (on-
line)
mariasulec@gmail.com
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 13
FIG. 1: Reubicación del isocentro en el búnker
I. INTRODUCCIÓN
La radioteraia y especialmente la teleterapia es un campo en constante evolución, en el cual se ha logrado avances
tecnológicos significativos en las últimas décadas que permiten una administración precisa de la radiación, contribuyendo
a la reducción de la toxicidad del tratamiento, la mejora de la morbilidad asociada y el aumento de la calidad de vida
de los pacientes [1]. Los aceleradores lineales (LINAC) son los dispositivos más utilizados en radioterapia y con más
amplia versatilidad, pues emplean campos eléctricos y magnéticos para acelerar electrones, generando así rayos X de
altas energías o haces de electrones para la irradación precisa de los tejidos tumorales [2]. Los búnkers donde se instalan
los LINAC están construidos con materiales que atenuán la radiación. Esto asegura que la dosis efectiva fuera del búnker
se encuentren dentro de los límites que indica la normativa, protegiendo así la salud de los trabajadores ocupacionalmente
expuestos (TOE), pacientes, público y medio ambiente [3]. La reposición de los LINACs por la vida útil o por causas de
mejora tecnológica es una problemática que se presenta cada vez con mayor frecuencia, situación que constituye en la
mayoría de los casos un desafío en ámbito de diseño, optimización de espacios y recursos económicos. En este caso se
va a reemplazar un LINAC 6 MV con una tasa de dosis de 600 UM/min, por un Truebeam dual de 6 MV y 10 MV de
fotones con filtro (WFF) y sin filtro aplanador (FFF), cuya tasa de dosis en 6 FFF es de 1400 UM/min y en 10 FFF de 2400
UM/min. Además, tiene energías de 6, 9, 12 15, 18 y 22 MeV de electrones. Este trabajo tuvo como objetivo principal,
estudiar, evaluar y desarrollar una propuesta optimizada del rediseño del blindaje estructural en el que se cumplan los
requisitos de seguridad radiológica emitido por la Autoridad Radiológica de Chile, en la Norma de Seguridad NB-20[4],
establece que en el borde de las barreras no controladas no se puede superar la tasa de dosis promediada de 7.5 µSv en
cualquier hora, y a nivel internacional en el NCRP No151 [5] define los límites de dosis en las zonas no controladas de
20 µSv en cualquier hora y en las zonas controladas hasta 100 µSv en cualquier hora. Los resultados obtenidos a partir
de simulaciones Monte Carlo y cálculos dosimétricos de distintas configuraciones de blindaje permitieron seleccionar la
alternativa más eficaz para asegurar el cumplimientos de estos límites.
II. MÉTODOS
Rediseño del búnker
Desde la perspectiva del espacio geométrico y físico del búnker existente, así como de los requerimientos del fabricante
del nuevo equipo, se determinó que la distancia mínima necesaria desde la pared posterior hasta el isocentro es de 3 m
[6], ubicación que no coincide con el isocentro del LINAC antiguo, que se encontraba a 2.65 m. Esto implicó, retirar el
recubrimiento de la pared posterior para obtener 0.15 m y desplazar el isocentro 0.20 m en dirección a la camilla, Fig. 1.
Cálculo de blindaje
El rediseño del búnker implicó la evaluación de los espesores reales existentes de las barreras primarias y secundarias
bajo la metodología del NCRP No151.
Cálculo de las barreras primarias
En primer lugar, se determinó la trasmisión en función de los espesores existentes tde las barreras primarias, según
la Ec. (1). Para este cálculo, se emplearon los valores del primer valor de la capa décimo reductora TV L1y el valor
de equilibrio de la capa décimo reductora TVLedel concreto correspondiente a la energía de 10 MV, los cuales fueron
obtenidos de la Tabla B.2 del informe NCRP No151 [5]. Esta tabla proporciona los valores de TVL para materiales como
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 14
TABLA 1: Carga de trabajo Bpri,sp
Parámetros Valores
Horas diarias de trabajo 16
Días a la semana de trabajo 5
Número de pacientes atendidos por ho-
ra
5
Dosis promedio en el isocentro [Gy] 2.4
W [Gy/semana] 960
WFM [Gy/semana] 70
Wprim,sp [Gy/semana] 1030
plomo, concreto y hierro, en función de la energía de radiación.
Bpri =10− 1+t−TVL1
TVLe!(1)
Luego, en función de la trasmisión, se determinó la tasa de dosis instantánea (IDR) en el exterior de la barrera primaria
mediante la siguiente expresión;
IDR =˙
D0·Bpri
d2
pri
(2)
Debido a que el IDR se calcula en la máxima potencia del equipo, no refleja adecuadamente las condiciones operativas
reales[5].Por tanto, se estima la tasa de dosis equivalente promediada en una semana (TADR), que depende del IDR, la
carga de trabajo (W) y del factor de uso (U) [5,7].
Rw=IDR ·Wpri ·U
˙
D0
(3)
La carga de trabajo para el cálculo de las barreras primarias y la componente de la radiación dispersa del paciente en las
barreras secundarias se resolvió utilizando los parámetros de la Tabla 1. El factor U para las barreras primarias se asignó
el valor de 0.25, ya que representa la fracción de W del haz primario que incide en cada barrera primaria. En cambio, para
las barreras secundarias el valor de U es 1, dado que considera la contribución tanto de la radiación dispersa generada por
el paciente como la radiación de fuga del cabezal del equipo[5]. La tasa de dosis promediada en cualquier hora (Rh)se
calculó utilizando la Ec. (4), donde 40 representan las horas laborables en una semana y M es el cociente entre el número
máximo y el promedio de pacientes tratados en una hora. Así, su unidad es [µSv en cualquier hora][5].
Rh=M
40 ·Rw,M=Nmax
Nh(4)
Ancho del anillo primario
El ancho del anillo primario sobresale en el interior de la sala de tratamiento y se calcula mediante proyección geomé-
trica del tamaño de campo en el isocentro de 40×40 cm2, con el colimador rotado a 45 ◦, donde la diagonal del haz es más
amplia. Se añade un margen de 30 cm a cada lado[5]. De esta manera, el ancho se expresa como w=0.4√2dN+0.6m,
donde dNes la distancia desde el isocentro hasta la barrera secundaria.
Cálculo de las barreras secundarias
Estas barreras deben proporcionar protección contra la radiación secundaria que se dispersa del haz útil y de fuga del
cabezal del equipo [7]. En consecuencia, se calculan por separado, ya que tienen diferentes energías y componentes.
a. Componente de la radiación dispersa del paciente, ps
La transmisión de las barreras por la radiación dispersa del paciente (Bps) se detalla en la Ec. (5), donde se selecciona
los TVLs(Tabla B.5a del NCRP No151) en función del ángulo de dispersión proyectado desde el isocentro a las barreras
secundarias.
Bps =10− tsec
TVLs!(5)
El IDR de esta componente se determina con la siguiente ecuación:
IDRps =˙
D0·α·Bps ·F
400 ·d2
sec
(6)
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 15
FIG. 2: Casos clínicos de los tratamientos en jornada completa de trabajo desde 9h00 a 20h00
Donde: αes la fracción de dosis absorbida del haz primario que se dispersa en el paciente en un ángulo particular (Tabla
B.4 del NCRP No151), Fes el área de campo incidente sobre el paciente y 400 asume que las fracciones de dispersión
estan normalizadas a un tamaño de campo de 20x20 cm2.
b. Componente de la radiación de fuga, L
La transmisión de fuga (BL) para reducir el campo de radiación de fuga en función de los espesores existentes se
determina con la Ec.(7), los TVL utilizados fueron de la Tabla B.7 del NCRP No151.
BL=10− 1+tL−TVL1
TVLe!(7)
El IDR de esta componente considera el valor de 10−3que corresponde al radiación de fuga del cabezal del equipo de
0.1% del haz útil[5].
IDRL=10−3·˙
D0·BL
d2
L
(8)
Para determinar el TADR, es necesario calcular la carga de trabajo de fuga (WL), que a diferencia de la carga de trabajo
detallada en la Tabla 1, debe considerarse el factor de modulación (C) asociado a la técnicas de tratamiento [7]. El factor C
se calculó a partir de los protocolos clínicos aplicados en un día en el Centro Oncológico del Norte, Fig. 2, donde el 30%
de los tratamientos corresponde a Radioterapia de Intensidad Modulada (IMRT) y el 70% a Radioterapia Volumétrica
de Arco (VMAT). Para calcular el factor C, primero se determina las unidades monitoras (UM) de las dosis absorbida
promedio en tratamientos de IMRT y VMAT Ec. (9y10).
UMIMRT =∑
i
UMi
(Dpre)i(9)
UMVMAT =∑
i
UMi
(Dpre)i(10)
Luego, se relaciona las UMIMRT yUMV MAT con la dosis promedio prescrita para radioterapia convencional UMCONV en
condiciones de referencia [8], según la siguiente expresión;
C=UMIMRT
UMCONV
yUMVMAT
UMCONV
(11)
A partir del análisis de los planes clínicos evaluados, se determinó el factor de corección C de 4 para la técnica de IMRT
y de 3 para VMAT. Para efectos del cálculo de blindaje, se adoptó un valor conservador de C=4. Este valor se aplicó a
Wprim,sp, lo que resultó una WLde 4120 Gy/semana.
El IDR y el TADR de las barreras secundarias se obtienen sumando las contribuciones de la radiación dispersa del
paciente y fuga del cabezal.
IDR =IDRps +IDRL(12)
Rw=IDRL·WL
˙
D0+IDRps ·Wps ·Ups
˙
D0(13)
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 16
c. Cálculo del laberinto-puerta
La barrera secundaria E, que corresponde a la entrada del búnker, está compuesta por la puerta y el laberinto. La puerta
existente es de tipo sándwich (6 mm Fe - 6 mm Pb 6 mm Fe) y el laberinto de espesor de 1.14 m de concreto ordinario.
La metodología del cálculo considera varias componentes de radiación: la radiación dispersa del haz primario (HS), la
radiación de fuga y dispersa de las superficies (HSL), la dispersión del haz primario desde el paciente (Hps) y la radiación
de fuga a tráves del laberinto (HLT )[5]. La dosis total en la puerta del laberinto (HG) se calcula mediante la Ec. (14), la que
suma las componentes previamente descritas, con el equipo orientado hacia la pared G. En esta ecuación, frepresenta la
fracción del haz primario transmitido a través del paciente en un tamaño de 40 ×40 cm2, y toma el valor de 0.25 para la
energías desde 6 a 10 MV [7].
HG=f·HS+HLS +Hps +HLT (14)
La dosis más allá de la barrera se determina con la Ec. (15), donde el 2.6 es el factor de uso estimado en el trabajo de
McGinley por simulaciones Monte Carlo [9]. En este mismo estudio, reportaron que la transmisión del haz ancho de
fotones para el blindaje de la puerta es de 0.2 MV para LINACs de energías menores o iguales a 10 MV [9].
HTot =2.6·HG(15)
La transmisión de la radiación a través de las láminas que conforman la puerta (Fe-Pb-Fe), se determinan multiplicando
la transmisión de cada material, utilizando la ecuación de atenuación exponencial [10]. Para ello, se consideraron los
coeficientes de atenuación lineal del Pb (µPb) y del Fe (µFe) correspondientes a las energías de 0.2 MV y 10 MV, junto
con los espesores reales.
BPb =HTotal ·e−µPbtPb (16)
BFe =BPb ·e−µFetFe (17)
Por tanto, la dosis equivalente que atraviesa la puerta se obtiene de la multiplicación de las dos ecuaciones anteriores; y
con ello se calculó el TADR de manera similar a la de las barreras secundarias.
Bdoor =BPb ·BFe (18)
Coeficiente de atenuación de los materiales
Para construir los muros de refuerzo, la empresa constructora propuso utilizar materiales comunes como ladrillo refrac-
tario y bloque de concreto serpentina, con una densidad de ρ=2.1g/cm3. Sin embargo, no se encontraron en la literatura
valores del coeficiente de atenuación lineal (µ) para estos materiales a 10 MV. Por esta razón, fue necesario realizar si-
mulaciones Monte Carlo en el software EGSncr[11], que se encuentra bajo licencia no comercial GNU Affero General
Public License v3.0 otorgada por el National Research Council Canada (NCR). Las simulaciones se realizaron en el có-
digo DOSYZncr[12], empleando el archivo de espacio de fase correspondiente al acelerador Eleckta Precise de 10 MV,
disponible en página web de la IAEA[13]. Las composiciones de los materiales se tomaron del “Compendium of Mate-
rial Composition Data for Radiation Transport Modeling” [14], en función del peso atómico molecular de cada elemento
constituyente. Las simulaciones fueron realizadas en geometría de haz angosto con un tamaño de campo equivalente a
∼0.9×0.9cm2y haz ancho de ∼26.5×26.5cm2. Cada simulación se corrió con 5 ×107historias, la máxima energía de
los fotones del espacio de fase fue de 9.4 MeV, con un error estadístico de 1.07 %. Los coeficientes de atenuación lineal
para el haz angosto (n) y haz ancho (b) de forma teórica se cálcula con las siguientes expresiones;
It
I0n
=e−µt(19)
It
I0b
=B(E,t)·e−µt(20)
El factor de Buildup B(E,t)permite estimar la atenuación de la radiación al atravesar un espesor de material t, en función
de la energía Ede la radiación incidente, las propiedades del medio atenuante y la geometría del haz[10]. Este factor
se define como el cociente entre la transmisión de configuración de haz ancho (b) sobre el haz angosto (n), tal como se
expresa en la siguiente ecuación.
B(E,t) = It
I0b
It
I0n(21)
Por facilidad constructiva, ahorro de tiempo y seguridad estructural en la construcción de los muros de refuerzo, la empresa
de contrucción sugirió utilizar bloque hueco de concreto serpentina Graublock Estándar GST-20 de 39 ×19 ×19 cm3[15].
Para determinar el número de unidades de bloques que corresponden a 1 TVL (Fig. 3), se simularon los bloques huecos
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 17
FIG. 3: Geometrías simuladas de bloques serpentina; a. sin relleno, b. con relleno de concreto NBS 04 y c. rellenado con concreto de
alta densidad
TABLA 2: IDR y Rhde las barreras primarias
Punto T treal[m]IDR µSv/hRhµSv/h
*A 0.025 1.80 678±17.01 4.24±0.11
B 0.5 2.15 53±1.33 0.43±0.11
*H 0.025 2 202±5.07 1.26±0.13
*C 0.025 0.95 95.4±1.89 9.5±0.19
D 0.5 0.9 38.2±0.76 3.8±0.08
F 1 1.37 0.91±0.02 0.29±0.1
*G 0.025 0.98 439±0.82 14.08±0.86
J 0.5 1.3 130±0.7 3.53±0.29
*I 0.025 1.3 17.5±0.35 7.14±0.59
de concreto serpentina GST-20 con y sin relleno de concreto NBS 04( ρ=2.35g/cm3) y concreto del alta densidad
"Liminute-Portland-colemanite-baryte"de densidad ( ρ=3.1g/cm3)[14].
Levantamiento radiométrico
Se realizó de inmediato cuando el LINAC entró en funcionamiento, con el objetivo de verificar que los niveles de
radiación no excedieran los valores calculados en la memoria del cálculo de blindaje. Esto asegura la seguridad radiológica
tanto de los ingenieros encargados de la instalación y calibración del equipo como del personal cercano a la instalación.
Para la evaluación, se empleó el máximo nivel de radiación: 10 MV FFF, con una tasa de dosis de 2400 UM/min y el
tamaño de campo máximo de 40×40 cm2. Se midió el IDR µSv/h a 30 cm desde de las barreras, utilizando el detector de
radiación Atomtex, modelo AT1123, configurado para leer haces pulsados con el filtro de Al, lo que le permite medir en el
rango energético de 0.06 a 10 MV[16]. El factor de calibración del detector es de 1.04. La metodología del levantamiento
radiométrico también siguió las directrices del NCRP No151. En las barreras primarias, se evaluó sin fantoma y con el
gantry en 90◦, 180◦y 270◦. Para las barreras secundarias se utilizó un fantoma de agua de 20 litros como medio dispersor.
El NCRP No151 establece que se debe reportar el (Rh)para compararlo con el calculado en la memoria de cálculo de
blindaje. Por tanto, al medir la IDR con el detector, se multiplica la lectura obtenida por el factor de calibración del
dispositivo. Posteriormente, se determina (Rw)empleando la Ec (3)y(Rh)con la Ec (4).
III. RESULTADOS
Cálculo de blindaje
Los resultados del cálculo de blindaje tanto de las barreras primarias y secundarias se presentan en la Tabla 2. El ancho
del anillo primario fue de 3m.
La entrada del búnker es una zona controlada y sus resultados se aprecian a continuación;
TABLA 3: Dosis equivalente en la entrada del búnker
Energía 0.2 MeV 10 MeV
HPb [µSv/semana] 0.69 525.61
HFe [µSv/semana] 0.18 394.08
Rh[µSv/h] 54.36 1434
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 18
Coeficientes de atenuación exponencial por simulaciones Monte Carlo
En la Fig. 4, se muestran los resultados de las simulaciones de los materiales en las geometrías del haz angosto y
ancho. Los coeficientes de atenuación lineal para cada material se obtuvieron mediante un ajuste exponencial de las
curvas, considerando por separado la geometría del haz angosto y ancho en una escala semilogarítmica. La tendencia del
FIG. 4: Coeficientes de atenuación lineal y la transmisión del haz angosto (narrow “n”) y ancho (broad “b”) de los materiales
simulados.
haz angosto es lineal, con pendiente igual a µyB(E,t)=1 ya que solo considera la radiación primaria no dispersa. En
contraste, en geometría del haz ancho, esta relación es más compleja, pues la interacción de la radiación dispersa posee una
fuerte dependencia de la composición polienergética del haz y el material dispersor, que cambia con la profundidad dando
lugar a un incremento en la trasnmisión y, por lo tanto, B(E,t)>1. Para representar el comportamiento del factor B(E,t)
(Fig. 5) con respecto al espesor, se utilizó un ajuste polinómico de segundo orden, el cual mostró una alta correlación R2
con los datos obtenidos por simulaciones Monte Carlo[17]. Si bien existen modelos más complejos como los de Berger o
funciones exponenciales modificadas, el polinomio se consideró adecuado dentro del rango de espesores analizado, dada
a su simplicidad y fidelidad en la predicción local del efecto de acumulación de radiación dispersa. Las ecuaciones del
FIG. 5: Factor B(E,t)en dependencia con el espesor de los materiales simulados.
ajuste de B(E,t) se presentan a continuación;
B(10MV,t)Lrefrac =−0.003t2+0.07t+1.06 (22)
B(10MV,t)Cserp =−0.002t2+0.06t+1.05 (23)
Operando la Ec.(20) con las ecuaciones de los factores de corrección B(E,t), Ec.(22) y Ec.(23) de los TVL de los materia-
les, obtenidos por soluciones numéricas en Wolfram Alpha [18]. Los resultados se muestran en la Tabla 4, junto con los
de la transmisión de las geometrías de bloques propuestas.
Levantamiento radiométrico
En las Tablas 5 y 6 se muestran los resultados del levantamiento radiométrico del IDR y Rhen [µSv/h].
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 19
TABLA 4: Resultados de la caracterización de los materiales y de las geometrías en Monte Carlo
Materiales µ[cm−1]TVL [cm]
Ladrillo refractario 0.0813±0.008 28.32±2.78
Concreto serpentina 0.067±0.005 34.36±2.56
Geometrías simuladas Porcentaje de transmisión Unidades equivalentes a 1 TVL
Bloque sin relleno 60% 1TVL ∼4.2
Bloque con relleno concreto NBS04 23% 1TVL ∼2
Bloque con relleno concreto de alta densidad 14% 1TVL ∼1.3
TABLA 5: Evaluación de las barreras primarias
Punto Gantry [◦] IDR Rh
*A 90 280.80±0.03 1.76±0.02
*A(10m) 90 7.90±0.03 0.05±0.02
B 270 7.17±0.05 0.04±0.03
*H 180 93.91±0.02 0.59±0.01
IV. ANÁLISIS DE RESULTADOS
Cálculo de blindaje
La tasa de dosis (Rh) calculada en las barreras primarias, mostrada en la Tabla 2y Fig. 6, cumplió con las restricciones
de dosis establecidas. Para alcanzar el ancho de las barreras, fue necesario alargar 0.20 m, lo que conllevó un aumento en
el grosor de las barreras secundarias hasta el bordes de las primarias. Específicamente, en la barrera A, el aumento fue de
43 cm; en la barrera B, 85 cm; y en la barrera H, 80 cm de concreto ordinario. En cuanto a las barreras secundarias, C,G e
I (Tabla 2), sobrepasan la restricción de la dosis de 7.5 µSv en cualquier hora en las zonas no controladas, conforme a lo
estipulado por el reglamento de Chile. Para mitigar este problema, se proponen dos soluciones; i) considerar la distancia
entre el muro y el paso habitual de las personas, y ii) agregar muros adicionales de 1 TVL de concreto ordinario en el
exterior del búnker. Las barreras C y G son muros de contención de díficil acceso; en el caso de C, las personas transitan a
una distancia de 7 m, mientras que, en G, a 10 m. Los resultados de Rhde las soluciones propuestas fueron calculadas y los
resultados arrojaron valores menores a la restricción, pero se optó por por la primera solución, ya que segunda implicaría
aumento en tiempo, material y recursos económicos. En lo que respecta a la barrera I (Fig. 6), se aproximó al valor límite
de dosis en zonas no controladas. Por tanto, se decidió limitar el acceso a la azotea durante la operación activa del equipo
como medida de precaución adicional. En el análisis de las barreras controladas, F,D y J cumplen las restricciones de
dosis especificadas en el NCRP No151. Sin embargo, para garantizar que los niveles de radiación en las cercanías de las
barreras F y D sean los más bajos posibles, se decidió agregar 1 HVL adicional de concreto ordinario hacia el interior del
búnker, ya que estas barreras colindan con la oficina de la física médica y con la sala de comando, donde los trabajadores
permanecen durante toda la jornada. La tasa de dosis de equivalente total Htotal antes de la puerta es de 761 µSv/h (Tabla
3). Al evaluar el paso de Htotal a tráves de 1/3 de Pb y los 2/3 de Fe, se encontró que; si se considera un escenario ficticio,
que la mayoría de los fotones que llegan a la puerta son de 10 MeV, no cumple con la restricción de dosis de 100 µSv/h.
Sin embargo, siguiendo las sugerencias de McGinley [19], que indican que los fotones que llegan a la puerta, debido a
interacciones múltiples tienen una energía promedio de 0.2 MeV para aceleradores lineales de 10 MV, con esta sugerencia
la dosis se reduce a 54.3 µSv/h, cumpliendo con las restricciones de dosis. Estos hallazgos son similares a los reportados
por otro autores en las remodelaciones de las instalaciones por cambios de equipo[20-22].
FIG. 6: Valores de Rhcorrespondientes a las barreras primarias y secundarias en el cálculo de blindaje y su incertidumbre.
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 20
TABLA 6: Evaluación de las barreras secundarias
Punto Gantry [◦] IDR Rh
*C 0 0.37±0.22 0.05±0.02
*C(7m) 0 0.21±0.14 0.03±0.02
D 0 1.04±0.15 0.13±0.01
**E 270 8.94±0.09 1.12±0.01
F 0 0.10±0.09 0.01±0.01
*G 90 0.20±0.18 0.03±0.02
*G(10m) 90 0.17±0.15 0.02±0.01
J 270 7.28±0.05 0.91±0.02
*I 180 17.37±0.02 2.17±0.01
FIG. 7: TVL de los materiales modelados y su incertidumbre, se muestran adicionalmente los valores utilizados en este trabajo (Pb, Fe
y C-ordinario del NCRP No151 )
Coeficientes de atenuación exponencial por simulaciones
Los valores de TVL y HVL obtenidos en este estudio tienen en cuenta el factor de correción B. Según J. Harima [23]
y G. Hernández y cols. [24] , el factor B ajusta el modelo de atenuación lineal de fotones, mejorando la precisión de
las estimaciones sobre la cantidad de radiación que atraviesan los materiales. Este factor es esencial en los estudios de
materiales destinados a blindaje en las instalaciones radiológicas. De acuerdo de con K. Mann y cols. [25], el ladrillo
refractario es una de la opciones para las aplicaciones de protección de blindaje en los búnker y esto se afirma con el TVL
encontrado en este trabajo es de TVL es de 28.32 cm. El concreto serpentina demostró ser eficaz en la atenuación de la
radiación, como se evidencia en el estudio de R. Abrefah y cols.[26], quienes concluyen que este material es adecuado
para la construcción de búnkers destinados a LINACs de alta energía, ya que presentan una atenuación efectiva tanto de la
radiación gamma como de los fotoneutrones (Fig. 7). Parte de la optimización es el tiempo en la construcción de los muros
de refuerzo, se utilizó bloques de concreto serpentina ahuecados, que dieron un soporte estructural adecuado al incorporar
varillas de hierro en los huecos, algo que no es posible con bloques sólidos. Para evaluar la atenuación de estos bloques,
se centró en los resultados de las simulaciones de geometrías de bloques, donde; para atenuar el 10% de la radiación,
se requirieron 4.2 unidades de bloques de concreto serpentina sin relleno, 2 unidades de bloques con relleno de concreto
NBS 04 y 1.3 unidades de bloques rellenos con concreto de alta densidad. Finalmente, se optó por los bloques serpentina
rellenos concreto ordinario NBS 04 para la construcción de los muros de refuerzo. Gono y cols[20], al igual que Quintero
y cols[21], confirmaron recientemente el valor del concreto ordinario en el nuevo escenario de la radioterapia. Así mismo,
Juste y cols. validaron la correpondencia de los resultados experimentales y los de Monte Carlo, para los fotoneutrones
producidos para energías mayores de 8 MV[27].
Levantamiento radiométrico
Al comparar los IDR calculados de forma análitica con los medidos en campo en las condiciones máximas del equipo, se
observó que los valores calculados son consistentemente más altos que los valores medidos en todos los puntos evaluados.
En particular, las barreras C y G, que presentaron valores elevados en los cálculos, mostraron en las mediciones niveles
equivalentes a la dosis de fondo. El IDR no refleja adecuadamente las condiciones operativas reales del equipo ni el entorno
de radiación de la instalación. Por lo tanto, los resultados del levantamiento radiométrico se presenta en términos de TADR
se matienen por debajo de las restricciones de dosis (Fig. 8), este amplio margen de seguridad confirma que el enfoque
conservador propuesto por el NCRP No151 debería ser revisado y optmizado, en función de garantizar la seguridad sin
elevar los costes de forma desmedida. Por tanto, el blindaje rediseñado cumple con los requisitos de protección bajo las
condiciones evaluadas, ya que los cálculos se realizaron asumiendo escenarios extremos del uso del equipo. Este enfoque
resultaría beneficioso en caso de que, en el futuro, los espacios colindantes se conviertan en áreas de ocupación permanente
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 21
FIG. 8: Rhde color azul del cálculo de blindaje y Rhde color verde del levantamiento radiométrico
o si las horas de trabajo se incrementen más allá de lo habitual.
V. CONCLUSIONES
En conclusión, el recálculo y rediseño de la instalación no solo permitió una remodelación rápida y viable, sino que
también garantizó el cumplimiento de los criterios de seguridad de Protección Radiológica. Las simulaciones realizadas
demostraron que tanto el ladrillo refractario como el concreto serpentina son materiales altamente efectivos para la ate-
nuación de la radiación de 10 MV, logrando una reducción significativa en la exposición a la radiación. Estos resultados
subrayan la importancia de un diseño adecuado y el uso de materiales efectivos en la protección radiológica dentro de las
instalaciones de Radioterapia. Además se sugiere que el enfoque adoptado en este estudio podría servir como modelo para
futuros proyectos de rediseño de instalaciones, asegurando así un nivel óptimo de seguridad en el manejo de la radiación.
REFERENCIAS
[1] A. A. Devi. en Futuristic Trends in Medical Sciences cap. 4 (IIP Series, 2024). https : / / iipseries . org / assets / docupload /
rsl202458BE258FEACE706.pdf.
[2] F. Chu. The Latest Developments and Applications in Radiation Therapy Equipment and Technology. Interntional Jpurnal of
Public Health and Medical Research 2(2024). https://doi.org/10.62051/ijphmr.v2n1.03.
[3] IAEA. NORMAS DE SEGURIDAD DEL OIEA NoSSG-46. PROTECCIÓN Y SEGURIDAD RADIOLÓGICAS EN LOS USOS
MÉDICOS DE LA RADIACIÓN IONIZANTE 2022. www.iaea.org/es/recursos/normas-de-seguridad.
[4] Comisión Chilena de Energía Nuclear. Norma de Seguridad NS-02.0: Criterios Básicos de Protección Radiológica Santiago,
Chile, 2018. https://www.cchen.cl/pdf/resoluciones_dsnr/2018/NS-020-Criterios-Basicos-de-Proteccion-Radiologica.pdf.
[5] H. Morgan. Journal of Radiological Protection 26, 349-349 (sep. de 2006).ISSN: 1361-6498. http://dx.doi.org/10.1088/0952-
4746/26/3/B01.
[6] Varian Medical Systems. TrueBeam 2.7 Image Guidance: Feature Sheet inf. téc. RAD10466 (Varian Medical Systems, ago. de
2017). https://varian.widen.net/view/pdf/ehfud20bff/TrueBeam2.7ImageGuidance_FeaturesSheet_RAD10466_August2017.
pdf.
[7] P. y. E. Horton. Diseño y blindaje de instalaciones de tratamiento de radioterapia 2nd. https://iopscience.iop.org/book/mono/
978-0-7503-1440-4.pdf (IOP Publishing, Bristol, UK, 2017).
[8] IAEA. Absorbed Dose Determination in External Beam Radiotherapy Technical Reports Series 398 (Rev. 1). ISBN: 978-92-0-
146022-6. https://www.iaea.org/publications/15048/absorbed-dose-determination-in-external-beam-radiotherapy (INTERNA-
TIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Vienna, 2024).
[9] P. McGinley. Shielding Techniques for Radiation Oncology Facilities ISBN: 9781930524071 (Medical Physics Pub., 2002).
[10] P. Andreo, D. T. Burns, A. E. Nahum, J. Seuntjens y F. H. Attix. Fundamentals of Ionizing Radiation Dosimetry ISBN:
9783527409211. https : / / www. wiley. com / en - us / Fundamentals + of + Ionizing + Radiation + Dosimetry - p - 9783527409211
(Wiley-VCH Verlag GmbH, Weinheim, Germany, 2017).
[11] I. Kawrakow. The EGSncr Code System: Montecarlo Simulation of Electron and Photon Transport. Report NRCC Pirs-701
(2023). https://nrc-publications.canada.ca/eng/view/object/?id=94997adc-2141-4ffb-b28e-c409d202bbda.
[12] I. Walters BRBI y Kawrakow y D. y. o. Rogers. DOSXYZncr Users Manual. Report NRCC Pirs 794 (2023). https : / / nrc -
cnrc.github.io/EGSnrc/doc/pirs794-dosxyznrc.pdf.
[13] IAEA. Phase-space database for external beam raadiotherapy 2024. https://www-nds.iaea.org/phsp/photon/ELEKTA_Precise_
10MV/.
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 22
[14] R. J. McConn, C. J. Gesh, R. T. Pagh, R. A. Rucker y R. Williams III. Compendium of material composition data for radiation
transport modeling inf. téc. (Pacific Northwest National Lab.(PNNL), Richland, WA (United States), 2011). https://doi.org/10.
2172/1023125.
[15] Graublock. Graublock estandar GST-20 Accessed: Jul, 25 2024. 2024. hhttp://www.phg.cl/fichas/Graublock- Estandar- GST-
20.pdf.
[16] ATOMTEX. AT1121, AT1123 X-ray and gamma radiation dosimeters Accessed: Oct, 31 2024. 2024. https://atomtex.com/sites/
default/files/datasheets/at11211123.pdf.
[17] D. Chicco, M. J. Warrens y G. Jurman. The coefficient of determination R-squared is more informative than SMAPE, MAE,
MAPE, MSE and RMSE in regression analysis evaluation. Peerj computer science 7, e623 (2021).
[18] W. Alpha. Mathematica Accessed: Oct. 19, 2024. 2024. https://www.wolframalpha.com/.
[19] P. H. McGinley y M. Martin. Shielding techniques for radiation oncology facilities (Medical Physics Publishing, 1998).
[20] P. Gono, S. Nahida, R. Abdur, S. Sarmin, H. Abul y A. Monjur. Evaluate the Slab Thickness of the New LINAC Bunker as
Shielding at the INMP, AERE, BAEC, Bangladesh. World Journal of Nuclear Medicine 22 (2023). https://doi.org/10.1055/s-
0043-1769957.
[21] M. Quintero, C. Hernández, P. Chávez y J. Rojas-López. Considerations for MR-linac bunker shielding design. Biomedical
Physics Engineering Express 9(2023). https://doi.org/10.1088/2057-1976/ad04e9.
[22] R. Ravichandran, B. Barman, T. Mondal, S. Kale, R. Kinhikar y R. Kannan. Shielding conformity issues in concrete bunker of
a high-energy linear accelerator. Journal of Medical Physics 48 (2023). https://doi.org/10.4103/jmp.jmp_46_23.
[23] Y. Harima. An historical review and current status of buildup factor calculations and applications. Radiation Physics and Che-
mistry 41, 631-672 (abr. de 1993).ISSN: 0969-806X. http://dx.doi.org/10.1016/0969-806X(93)90317-N.
[24] G. Hernández, A. Canas-Junquera y F. Fernández. The differential build-up factor. Nuclear Instruments and Methods in Physics
Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment 935, 69-74 (2019).
[25] K. S. Mann, M. S. Heer y A. Rani. Investigation of clay bricks for storage facilities of radioactive-wastage. Applied Clay Science
119, 249-256 (ene. de 2016).ISSN: 0169-1317. http://dx.doi.org/10.1016/j.clay.2015.10.022.
[26] R. G. Abrefah, K. Tuffour-Achampong y P. Amoah. Effectiveness of Serpentine Concrete as Shielding Material for Neutron
Source Facility Using Monte Carlo Code. Science and Technology of Nuclear Installations 2023 (ed. Zakaly, H.) 1-7 (feb. de
2023).ISSN: 1687-6075. http://dx.doi.org/10.1155/2023/8986638.
[27] B. Juste, S. Garcia, R. Miro y G. Verdú. Monte Carlo code application to the study of 3D neutrones distribution in a radiothe-
rapy bunker and validation with experimental mesaurements. Nuclear Instruments & Methods in Physics Research Section
A-Accelerators Spectrometers Detectors and Associated Equipment 954 (2020). hhttps://doi.org/10.1016/J.NIMA.2018.09.083.
M. Z. Carrazco et al. / Anales AFA Vol. 37 Nro. 1 (Marzo 2026 - Junio 2026) 13 - 20 23
