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UNIVERSITA DEGLI STUDI DI TORINO Facoltà di SCIENZE MM.FF.NN. Laurea specialistica in Fisica Ambientale e Biomedica Tesi di Laurea Sviluppo di un nuovo.

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1 UNIVERSITA DEGLI STUDI DI TORINO Facoltà di SCIENZE MM.FF.NN. Laurea specialistica in Fisica Ambientale e Biomedica Tesi di Laurea Sviluppo di un nuovo spettrometro passivo per neutroni per Applicazioni Mediche LES (Low Energy Spectrometer) Relatore Correlatore dott.ssa Cristiana PERONI dott.ssa Alba ZANINI Candidato Emanuele ROBERTO ANNO ACCADEMICO

2 Indice Sorgenti di neutroni Dosimetria Neutronica Metodi di spettrometria Spettrometria passiva Codice di deconvoluzione BUNTO Sviluppo del nuovo spettrometro LES (Low Energy Spectrometer) Presentazione del nuovo spettrometro LES MCNP Calcolo delle risposte Prototipo Applicazioni Mediche IMRT( Intensity Modulated Radiation Teraphy ) BNCT Test con simulazioni MonteCarlo Misure Sperimentali Reattore Nucleare Acceleratore Varian 2100 CD con fotoconvertitore Sorgente D-D

3 Sorgenti di neutroni Sorgenti naturali 252 Cf Sorgenti naturali 252 Cf Sorgenti artificiali Am-Be Sorgenti artificiali Am-Be Interazioni (p,n) Interazioni (p,n) Reattori nucleari Reattori nucleari Spettro in energia dei neutroni emessi centrato su valori moderati circa 2 MeV. Una yield di neutroni pari a 2,3E6 n/s per μg Le sorgenti neutroniche (α,n) si ottengono inglobando forti emettitori quali 241 Am, in materiali leggeri come ad esempio berillio Circa 82 neutroni per 1E6 particelle α primarie Acceleratori lineari elevata corrente di protoni reazione 7Li(p,n)7Be neutroni da 0,6 MeV; reazione 9Be(p,n)9B neutroni da 0,4 MeV. Fissione indotta: neutroni lenti su 233 U, 235 U, 239 Pu. Ogni nuclide splitta in due leggeri con 2-3 n emessi flussi neutronici dellordine di n/s

4 Reazioni a fusione Reazioni a fusione La fusione nucleare: unione di due nuclei leggeri in un nucleo più pesante, il nucleo risultante ha solitamente troppi neutroni per essere stabile. Deuterio-Deuterio 50% D + D = 3He + n Q-value: 3.27 MeV 50% D + D = 3H + p Q value: 4.0 MeV Deuterio-Trizio D + T = 4He + n Q-value: 17.6 MeV Energia minima richiesta per estrarre un neutrone da un nucleo: C: 18.7 MeV P: 12.3 MeV O: 15.7 MeV Ca: 15.6 MeV W: 7.42 MeV Fe: 10.9 MeV Cu: 9 MeV Pb: 7.41 MeV Fotoreazioni (γ,n)

5 Elementi di Dosimetria Elementi di Dosimetria Fattori peso dei diversi tipi di radiazione ICRP74 (1995) Forte dipendenza dei fattori di conversione dai valori energetici neutronici Importanza degli spettri neutronici per studi dosimetrici Dose equivalente (Sv) Dose assorbita D(J/kg) Energia media depositata nel volume elementare di massa dm Dose efficace (Sv T = tessuto o organo D T,R = dose assorbita dallorgano w R = fattore di qualità della radiazione R = tipo di radiazione H T = dose equivalente w T = peso per il tessuto o organo

6 2. Dose neutronica Applicando i fattori di conversione flusso – equivalente di dose ambientale H*(10) / si può stimare la dose neutronica indesiderata. H*(10) è una grandezza operativa che d à una stima conservativa di quantità radioprotezionistiche Forte dipendenza del fattore di conversione dallenergia. Importanza degli spettri neutronici per ottenere precise informazioni sulle dosi.

7 Sfere di Bonner Sfere di Bonner Utilizzate per determinare gli spettri in energia di un fascio di neutroni: Rivelatori di neutroni termici incastonati in sfere di moderazione; Il confronto dei neutroni rilevati da ogni sfera permette la determinazione esatta dellenergia dei neutroni incidenti; Le letture vengono implementate in un codice di deconvoluzione I fogli sono composti da sostanze che sfruttano la reazione di cattura in seguito ad esposizione neutronica, lattività indotta è proporzionale al numero di neutroni incidenti. Misurando lattività e conoscendo il tempo di radiazione si può risalire al flusso neutronico. Rileva nellintervallo 0,025 eV (range termico). Nota la sensibilità come bolle su mRem per risalire allequivalente di dose, basta dividere il Numero di bolle per la sensibilità e convertire mRem in mSv (1Sv = 100 mRem) Fogli ad attivazione Fogli ad attivazione Rivelatori integrali BDT Rivelatori integrali BDT

8 Spettrometro BDS Intervallo di dose rivelata: Intervallo di dose rivelata: da meno di µ a più 1 Accuratezza: ±10% da meno di 10 µSv a più 1 mSv Accuratezza: ±10% Range energetico rivelato: Range energetico rivelato: 10 keV - 20 MeV Sensibilità dipendente dal Sensibilità dipendente dal singolo dosimetro Lo spettrometro BDS viene generalmente affiancato da un codice di deconvoluzione per consentire attraverso le loro letture una ricostruzione dello spettro neutronico sotto il quale sono stati esposti.

9 Curve di risposta BDS BDS keV - 20 MeV BDS keV - 20 MeV BDS keV - 20 MeV BDS MeV - 20 MeV BDS MeV - 20 MeV BDS MeV - 20 MeV

10 BUNTO Per ricavare i valori in fluenza dello spettro neutronico nel range desiderato occorre risolvere un sistema di equazioni integrali. Per ricavare i valori in fluenza dello spettro neutronico nel range desiderato occorre risolvere un sistema di equazioni integrali. Dette equazioni di Fredholm: Dette equazioni di Fredholm: BUNTO: codice di deconvoluzione che trova la soluzione più appropriata del sistema mediante un metodo di minimizzazione degli errori. BUNTO: codice di deconvoluzione che trova la soluzione più appropriata del sistema mediante un metodo di minimizzazione degli errori. Codice appositamente sviluppato dallINFN di Torino Codice appositamente sviluppato dallINFN di Torino = Lettura del j-esimo dosimetro = Risposta del j-esimo rivelatore = Distribuzione in fluenza En

11 Tecnica di misura Intervallo di Energia Rivelatore integrale BDT Neutroni Termici En = 0,025 eV Rivelatore integrale BDT Neutroni Termici En = 0,025 eV Spettrometro BDS Neutroni Veloci Spettrometro BDS Neutroni Veloci 10 keV- 20 MeV 10 keV- 20 MeV I I risultati delle misure vengono elaborati con il codice di unfolding BUNTO NUOVO SPETTROMETRO LES LES Spettrometria con dosimetri a bolle BTI(BUBBLE Technology Industries) Spettrometria con dosimetri a bolle BTI(BUBBLE Technology Industries) LES eV – 10 keV eV – 10 keV

12 RIVELATORE BDT Intervallo di dose rivelata: da meno di a più 50µ Accuratezza: ±10% Intervallo di dose rivelata: da meno di 0.01 a più 50 µSv Accuratezza: ±10% Range energetico rivelato: Range energetico rivelato: eV Sensibilità ~3-4bolle/ µ Sensibilità ~3-4bolle/ µSv Lungo 14.5 cm x 19 mm

13 Composizione Detector Quando il neutrone incide dà origine a piccole bolle. Quando il neutrone incide dà origine a piccole bolle. La dose è direttamente proporzionale al numero di bolle. La dose è direttamente proporzionale al numero di bolle. La risposta del detector è indipendente dal dose rate ed è tessuto equivalente. La risposta del detector è indipendente dal dose rate ed è tessuto equivalente. Il detector ha una risposta angolare isotropa. Il detector ha una risposta angolare isotropa.

14 Sviluppo di nuovo spettrometro LES Obiettivo Obiettivo Lutilizzo del nuovo spettrometro insieme alluso dello spettrometro commerciale BDS permetterà lanalisi di spettri neutronici nellintervallo energie termiche – 20 MeV Il rivelatore integrale BDT è stato schermato con cilindri concentrici di polietilene, cadmio e boro di diversi diametri e spessori in modo da realizzare 6 diversi rivelatori con soglia variabili. LES

15 Studio delle sezioni durto Materiali moderanti Materiali moderanti Materiali assorbenti Materiali assorbenti

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17 Proprietà delle subroutine inserite: Considerazione delle reazioni fotonucleari (,n) e (,2n) Valutazione delle coordinate esatte del punto di generazione del fotoneutrone Calcolo dello spettro energetico dei fotoneutroni Calcolo della distribuzione angolare dei fotoneutroni Informazioni utilizzate dal programma: Sezioni d'urto da "Atlas of photoneutron cross section", Bernan Modello fisico di reazione (,n): canale evaporativo (componente principale), distribuzione isotropa canale diretto (in percentuale minore, soprattutto per energie maggiori di 3 MeV), distribuzione anisotropa secondo la legge: f ( ) = a + b sin 2 Permette di simulare la produzione di neutroni in seguito allinterazione di fotoni di energia < 30 MeV con la materia ed è stato sviluppato per simulare dei trattamenti radioterapici reali. Il codice Monte Carlo MCNP4B-GN

18 E' così possibile con un unico codice trattare: Cascata elettromagnetica e trasporto di elettroni e fotoni nell'acceleratore Produzione di neutroni nella testata per reazioni (,n) con elementi ad alto Z: E > 7 MeV max ~ 400 mbarn Trasporto di neutroni nel corpo del paziente Produzione di neutroni nel corpo del paziente, per reazioni (,n) con elementi a basso Z: E > 14 MeV max ~ 20 mbarn Finalità del codice

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