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
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
•Reattore Nucleare
•Acceleratore Varian 2100 CD con fotoconvertitore
•Sorgente D-D
Test con simulazioni MonteCarlo
Misure Sperimentali
Sorgenti di neutroni

Sorgenti naturali
252Cf
•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 241Am,

Sorgenti artificiali Am-Be
in materiali leggeri come ad esempio berillio
Circa 82 neutroni per 1E6 particelle α primarie


Interazioni (p,n)
Reattori nucleari
•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

Reazioni a fusione
Fotoreazioni
(γ,n)
•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
Elementi di Dosimetria
Fattori peso dei diversi tipi di radiazione
ICRP74 (1995)
Dose assorbita D(J/kg)
d
D
dm
Energia media depositata nel
volume elementare di massa dm
Dose equivalente (Sv)
H  w D
T
R
R
T ,R
T = tessuto o organo
DT,R = dose assorbita
dall’organo
wR = fattore di qualità della
radiazione
R = tipo di radiazione
Dose efficace (Sv
E  w H
T
T
T
HT = dose equivalente
wT = peso per il tessuto o organo
Forte dipendenza dei fattori di conversione dai valori
energetici neutronici
Importanza degli spettri neutronici per studi
dosimetrici
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.

Sfere di Bonner
Fogli ad attivazione
Rivelatori integrali BDT
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
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.
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)
Y
j

Emax
 R (E) F
j
Emin
E
( E )dE
Spettrometro BDS

Intervallo di dose rivelata:
da meno di 10 µSv a più 1mSv
Accuratezza: ±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
BUNTO


Per ricavare i valori in fluenza dello spettro neutronico nel
range desiderato occorre risolvere un sistema di equazioni
integrali.
Dette equazioni di Fredholm:
Y
R
j=
j
Lettura del j-esimo dosimetro
= Risposta del j-esimo rivelatore
F = Distribuzione in fluenza En
E


Y
j

Emax
 R (E) F
j
E
( E )dE
Emin
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
Spettrometria con dosimetri a bolle
BTI(BUBBLE Technology Industries)
Tecnica di misura

Rivelatore integrale BDT
NUOVO SPETTROMETRO
LES

Spettrometro BDS
Intervallo di Energia
Neutroni Termici En = 0,025 eV
LES
0.025 eV – 10 keV
Neutroni Veloci
10 keV- 20 MeV
I risultati delle misure vengono elaborati con il codice di unfolding BUNTO
RIVELATORE BDT
Intervallo di dose rivelata: da
meno di 0.01 a più 50 µSv
Accuratezza: ±10%


Range energetico rivelato:
0.025 eV

Sensibilità ~3-4bolle/ µSv

Lungo 14.5 cm x 19 mm
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
Obiettivo
LES
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

Materiali moderanti

Materiali assorbenti
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:
Informazioni utilizzate dal programma:
• Considerazione delle reazioni
fotonucleari (g,n) e (g,2n)
• Sezioni d'urto da "Atlas of
photoneutron cross section", Bernan
• Valutazione delle coordinate esatte
del punto di generazione del
fotoneutrone
• Modello fisico di reazione (g,n):
• Calcolo dello spettro energetico dei
fotoneutroni
• Calcolo della distribuzione
angolare dei fotoneutroni
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
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:
E g > 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:
E g > 14 MeV
smax ~ 20 mbarn