universita degli studi di torino facoltà di scienze mm.ff.nn. laurea specialistica in fisica...
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UNIVERSITA’ DEGLI STUDI DI TORINOFacoltà di SCIENZE MM.FF.NN.
Laurea specialistica in Fisica Ambientale e Biomedica
Tesi di Laurea
Sviluppo di un nuovo spettrometro Sviluppo di un nuovo spettrometro passivo per neutroni per Applicazioni Medichepassivo per neutroni per Applicazioni Mediche
LES (LLES (Lowow E Energynergy S Spectrometerpectrometer))
Relatore Correlatore
dott.ssa Cristiana PERONI dott.ssa Alba ZANINI
Candidato
Emanuele ROBERTO
ANNO ACCADEMICO 2005 - 2006
IndiceIndiceSorgenti di neutroni
Dosimetria Neutronica
Metodi di spettrometria Spettrometria passiva Codice di deconvoluzione BUNTOSviluppo del nuovo spettrometro LES (Low Energy
Spectrometer) Presentazione del nuovo spettrometro LES MCNP Calcolo delle risposte PrototipoApplicazioni 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 neutroniSorgenti di neutroni Sorgenti naturali Sorgenti naturali 252252Cf Cf
Sorgenti artificiali Am-BeSorgenti 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 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
Reazioni a Reazioni a fusione 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 unneutrone da un nucleo:C: 18.7 MeV P: 12.3 MeVO: 15.7 MeV Ca: 15.6 MeVW: 7.42 MeV Fe: 10.9 MeVCu: 9 MeV Pb: 7.41 MeV
Fotoreazioni (γ,n)
Elementi di Elementi di DosimetriaDosimetria
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
dm
dD
Dose efficace (Sv
R
RTRTDwH
,
T = tessuto o organoDT,R = dose assorbita
dall’organowR = fattore di qualità della
radiazioneR = tipo di radiazione
T
TTHwE
HT = dose equivalente
wT = peso per il tessuto o organo
2. Dose neutronica2. Dose neutronicaApplicando 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 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 BonnerSfere 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 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 esposizioneneutronica, l’attività indotta è proporzionale alnumero 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)
Fogli ad attivazione Fogli ad attivazione
Rivelatori integrali BDTRivelatori integrali BDT
Spettrometro BDSSpettrometro BDS
Intervallo di dose rivelata: Intervallo di dose rivelata: da meno di da meno di 10 µµSv a più 1 a più 1mSv
Accuratezza: Accuratezza: ±10%±10%Range energetico rivelato: Range energetico rivelato: 10 keV - 20 MeVSensibilità dipendente dal Sensibilità dipendente dal singolo dosimetrosingolo dosimetro
dEEEE
EEjj RY )()(
max
min
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 BDSCurve di risposta BDS
BDS 10 10 keV - 20 MeVBDS 10 10 keV - 20 MeV
BDS 100 100 keV - 20 MeVBDS 100 100 keV - 20 MeV
BDS 600 600 keV - 20 MeVBDS 600 600 keV - 20 MeV
BDS 1000 1 MeV - 20 MeVBDS 1000 1 MeV - 20 MeV
BDS 2500 2.5 MeV - 20 MeVBDS 2500 2.5 MeV - 20 MeV
BDS 10000 10 MeVBDS 10000 10 MeV - - 20 MeV20 MeV
BUNTOBUNTO Per ricavare i valori in fluenza dello spettro Per ricavare i valori in fluenza dello spettro
neutronico nel range desiderato occorre neutronico nel range desiderato occorre risolvere un sistema di equazioni integrali.risolvere un sistema di equazioni integrali.
Dette equazioni di Fredholm:Dette equazioni di Fredholm:
BUNTO: codice di deconvoluzione che trova la BUNTO: codice di deconvoluzione che trova la soluzione più appropriata del sistema mediante soluzione più appropriata del sistema mediante un metodo di minimizzazione degli errori.un metodo di minimizzazione degli errori.
Codice appositamente sviluppato dall’INFN di Codice appositamente sviluppato dall’INFN di TorinoTorino
dEEEE
EEjj RY )()(
max
min
Y j
R j
E
= Lettura del j-esimo dosimetro
= Risposta del j-esimo rivelatore
= Distribuzione in fluenza En
Tecnica di misura Intervallo di Tecnica di misura Intervallo di EnergiaEnergia
Rivelatore integrale BDT Rivelatore integrale BDT Neutroni Termici En Neutroni Termici En = 0,025 eV = 0,025 eV
Spettrometro BDS Spettrometro BDS Neutroni Veloci Neutroni Veloci 10 keV- 20 MeV 10 keV- 20 MeV
II risultati delle misure vengono elaborati con il codice di unfolding BUNTO
NUOVO SPETTROMETRONUOVO SPETTROMETRO LES LES
Spettrometria con dosimetri Spettrometria con dosimetri a bolle a bolle
BTI(BUBBLE Technology Industries)BTI(BUBBLE Technology Industries)
LES 0.025 eV – 10 keV0.025 eV – 10 keV
RIVELATORE BDTRIVELATORE BDT Intervallo di dose Intervallo di dose
rivelata: da meno di rivelata: da meno di 0.01 a più 50a più 50 µµSv Accuratezza: Accuratezza:
±10%±10%
Range energetico Range energetico rivelato: rivelato:
0.025 0.025 eV
Sensibilità ~3-4bolle/ Sensibilità ~3-4bolle/ µµSv
Lungo 14.5 cm x 19 mm
Composizione DetectorComposizione Detector Quando il neutrone incide Quando il neutrone incide
dà origine a piccole bolle.dà origine a piccole bolle. La dose è direttamente La dose è direttamente
proporzionale al numero proporzionale al numero di bolle.di bolle.
La risposta del detector è La risposta del detector è indipendente dal dose indipendente dal dose rate ed è tessuto rate ed è tessuto equivalente.equivalente.
Il detector ha una Il detector ha una risposta angolare risposta angolare isotropa.isotropa.
Sviluppo di nuovo Sviluppo di nuovo spettrometro LESspettrometro LES
Obiettivo Obiettivo
L’utilizzo del nuovo spettrometro insieme L’utilizzo del nuovo spettrometro insieme all’uso dello spettrometro commerciale all’uso dello spettrometro commerciale
BDS permetterà l’analisi di spettri BDS permetterà l’analisi di spettri neutronici nell’intervallo energie neutronici nell’intervallo energie
termiche – 20 MeV termiche – 20 MeV
Il rivelatore integrale BDT è stato Il rivelatore integrale BDT è stato schermato con cilindri concentrici di schermato con cilindri concentrici di polietilene, cadmio e boro di diversi polietilene, cadmio e boro di diversi
diametri e spessori in modo da realizzare diametri e spessori in modo da realizzare 6 diversi rivelatori con soglia variabili6 diversi rivelatori con soglia variabili. .
LES
Studio delle sezioni Studio delle sezioni d’urtod’urto
Materiali moderantiMateriali moderanti
Materiali assorbentiMateriali assorbenti
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 sin2
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.
Il codice Monte Carlo MCNP4B-GNIl codice Monte Carlo MCNP4B-GN
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 codiceFinalità del codice