UNIVERSITA’ DEGLI STUDI DI TORINO Facoltà di SCIENZE MM.FF.NN. Laurea specialistica in Fisica Ambientale e Biomedica

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 2005 - 2006

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 • 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

4. 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)

5. 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

6. 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.

7. 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)

8. 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.

9. 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

10. 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

11. 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

12. 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

13. 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.

14. 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.

15. Studio delle sezioni d’urto • Materiali moderanti • Materiali assorbenti

17. 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

18. 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