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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 spettrometro passivo per neutroni per Applicazioni Mediche LES (L ow E nergy S pectrometer )

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Presentation Transcript
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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 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 2005 - 2006

indice
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
sorgenti di neutroni
Sorgenti di neutroni
  • 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
  • Sorgenti naturali 252Cf
  • Sorgenti artificiali Am-Be
  • Interazioni (p,n)
  • Reattori nucleari

Le sorgenti neutroniche (α,n) si ottengono

inglobando forti emettitori quali 241Am,

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 233U,
  • 235U, 239Pu.
  • Ogni nuclide splitta in due leggeri
  • con 2-3 n emessi
  • flussi neutronici dell’ordine di 1015n/s
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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
  • Reazioni a fusione

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)
elementi di dosimetria

Dose assorbita D(J/kg)

Energia media depositata nel volume elementare di massa dm

Fattori peso dei diversi tipi di radiazione

ICRP74 (1995)

Dose equivalente (Sv)

T = tessuto o organo

DT,R = dose assorbita dall’organo

wR = fattore di qualità della radiazione

R = tipo di radiazione

Dose efficace (Sv

Forte dipendenza dei fattori di conversione dai valori energetici neutronici

HT = dose equivalente

wT = peso per il tessuto o organo

Importanza degli spettri neutronici per studi dosimetrici

Elementi di Dosimetria
2 dose neutronica
2. Dose neutronica

Applicando i fattori di conversione flusso – equivalente di dose ambientale H*(10) / F

si può stimare la dose neutronica indesiderata.

H*(10) è una grandezza operativa che dà una stima conservativa di quantità radioprotezionistiche

Forte dipendenza del fattore di conversione dall’energia.

Importanza degli spettri neutronici per ottenere precise informazioni sulle dosi.

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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 dell’energia dei
  • neutroni incidenti;
  • Le letture vengono implementate in un codice di
  • deconvoluzione
  • Sfere di Bonner

I fogli sono composti da sostanze che sfruttano

la reazione di cattura in seguito ad esposizione

neutronica, l’attività indotta è proporzionale al

numero di neutroni incidenti.

Misurando l’attività e conoscendo il tempo di

radiazione si può risalire al flusso neutronico.

Fogli ad attivazione

  • Rivelatori integrali BDT

Rileva nell’intervallo 0,025 eV (range termico).

Nota la sensibilità come bolle su mRem per

risalire all’equivalente di dose, basta dividere il

Numero di bolle per la sensibilità e convertire

mRem in mSv (1Sv = 100 mRem)

spettrometro bds
Spettrometro BDS
  • Intervallo di dose rivelata:

da meno di 10 µSv a più 1mSvAccuratezza: ±10%

  • Range energetico rivelato:

10 keV - 20 MeV

  • 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.

curve di risposta bds
BDS 10 10 keV - 20 MeV

BDS 100 100 keV - 20 MeV

BDS 600 600 keV - 20 MeV

BDS 1000 1 MeV - 20 MeV

BDS 2500 2.5 MeV - 20 MeV

BDS 10000 10 MeV - 20 MeV

Curve di risposta BDS
bunto
BUNTO
  • Per ricavare i valori in fluenza dello spettro neutronico nel range desiderato occorre risolvere un sistema di equazioni integrali.
  • Dette equazioni di Fredholm:
  • BUNTO: codice di deconvoluzione che trova la soluzione più appropriata del sistema mediante un metodo di minimizzazione degli errori.
  • Codice appositamente sviluppato dall’INFN di Torino

= Lettura del j-esimo dosimetro

= Risposta del j-esimo rivelatore

= Distribuzione in fluenza En

spettrometria con dosimetri a bolle bti bubble technology industries

LES

Spettrometria con dosimetri a bolle BTI(BUBBLE Technology Industries)

Tecnica di misura Intervallo di Energia

  • Rivelatore integrale BDT Neutroni Termici En = 0,025 eV
  • Spettrometro BDS Neutroni Veloci

10 keV- 20 MeV

Irisultati delle misure vengono elaborati con il codice di unfolding BUNTO

NUOVO SPETTROMETRO

LES

0.025 eV – 10 keV

rivelatore bdt
RIVELATORE BDT
  • Intervallo di dose rivelata: da meno di 0.01 a più 50µSvAccuratezza: ±10%
  • Range energetico rivelato:

0.025 eV

  • Sensibilità ~3-4bolle/ µSv
  • Lungo 14.5 cm x 19 mm
composizione detector
Composizione Detector
  • Quando il neutrone incide dà origine a piccole bolle.
  • La dose è direttamente proporzionale al numero di bolle.
  • La risposta del detector è indipendente dal dose rate ed è tessuto equivalente.
  • Il detector ha una risposta angolare isotropa.
sviluppo di nuovo spettrometro les

LES

Sviluppo di nuovo spettrometro LES

Obiettivo

L’utilizzo del nuovo spettrometro insieme all’uso dello spettrometro commerciale BDS permetterà l’analisi di spettri neutronici nell’intervallo 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.

studio delle sezioni d urto
Studio delle sezioni d’urto
  • Materiali moderanti
  • Materiali assorbenti
il codice monte carlo mcnp4b gn
Il codice Monte Carlo MCNP4B-GN

Permette di simulare la produzione di neutroni in seguito all’interazione di fotoni di energia < 30 MeV con la materia ed è stato sviluppato per simulare dei trattamenti radioterapici reali.

  • Proprietà delle subroutine inserite:
  • Considerazione delle reazioni fotonucleari (g,n) e (g,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 (g,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 (q) = a + b sin2q
finalit del codice
Finalità del codice
  • 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(g,n) con elementi ad alto Z:
  • Eg> 7 MeV
  • smax ~ 400 mbarn
  • Trasporto di neutroni nel corpo del paziente
  • Produzione di neutroni nel corpo del paziente, per reazioni(g,n) con elementi a basso Z:
  • Eg> 14 MeV
  • smax ~ 20 mbarn