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Capitolo 4

LES (Low Energy Spectrometer)

Spettrometro passivo per neutroni

0.025 eV>En>10 keV

Introduzione Oggetto di questa tesi sperimentale è la progettazione e realizzazione di un innovativo spettrometro

passivo per neutroni, sensibile alle energie termiche ed epitermiche. Come è stato descritto nei

capitoli precedenti, lo spettrometro BDS (Bubble Detector Spectrometer), commercializzato dalla

BTI (Bubble Technology Industries, Canada), permette di ottenere spettri neutronici nell’intervallo

energetico compreso tra 10 keV e 20 MeV. Il nuovo spettrometro LES (Low Energy

Spectrometer), anch’esso basato su rivelatori a bolle BTI, è stato progettato per coprire l’intervallo

di bassa energia in modo da estendere il sistema di spettrometria neutronica dalle energie termiche

ai 20 MeV. Infatti questo intervallo energetico è di notevole importanza in radioterapia per la

ricostruzione di spettri neutronici a bassa energia. Uno spettrometro esteso trova rilevanti

applicazioni nel campo della fisica medica, nella caratterizzazione degli spettri neutronici termici

e/o epitermici utilizzati in BNCT (Boron Neutron Capture Therapy) o nella valutazione della dose

neutronica indesiderata nella radioterapia tradizionale, in particolare nella tecnica IMRT (Intensity

Modulated Radiation Therapy) dove è rilevante il contributo dei neutroni alla dose indesiderata al

paziente.

In fig. 4.1 viene presentato uno spettro energetico di fotoneutroni prodotti per reazioni (γ,n) nella

testata del Varian 2100 CD 18 MV, ottenuto mediante simulazione col codice Monte Carlo MCNP-

GN. Lo spettro è stato calcolato al piano del paziente, in presenza di un fantoccio antropomorfo che

simula il corpo umano.

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fig 4.1: Spettro di un Varian 2100 CD 18 MV, in presenza di fantoccio.

Campo 10x10 cm2; SSD 100.

Per ottenere una misura sperimentale di tale spettro, è necessario utilizzare rivelatori diversi nei

diversi intervalli energetici. Utilizzando i rivelatori commerciali, è possibile ottenere una misura

della componente termica e lo spettro tra 10 keV e 20 MeV, mentre non è disponibile uno strumento

che copra l’intervallo delle energie epitermiche.

Una misura sperimentale completa dello spettro sarà quindi realizzabile accoppiando ai rivelatori

esistenti il nuovo spettrometro LES.

0.025 – 0.4 eV Rivelatore integrale BDT ( commerciale)

0. 025 eV - 10 keV Nuovo spettrometro LES ( prototipo)

10 keV - 20 MeV Spettrometro BDS (commerciale )

BDT

BDSLES

37

4.1 Sviluppo del nuovo spettrometro LES Per la realizzazione di questo progetto sono stati utilizzati dei dosimetri a bolle del tipo BDT

(dosimetri sensibili alle energie termiche < 0,4 eV), commercializzati dalla BTI;

• Calibrazione effettuata con una sorgente Am / Be a 20°C;

• Accuratezza %10± (sensibilità dello strumento);

• Sensibilità 3-4 bolle/ Svµ ;

• Intervallo di dose rilevata da meno di 0.01 a più di 50 Svµ ;

• Lunghezza 14.5 cm per 19mm.

fig. 4.2 Foto del rivelatore integrale BDT

Facendo riferimento al principio di funzionamento dello spettrometro BDS, si sono realizzate

strutture schermanti, composte da successioni di diversi materiali

1) materiali moderanti per rallentare i neutroni veloci incidenti

2) materiali assorbenti per arrestare i neutroni termici

Tramite l’introduzione di opportune strutture schermanti e moderanti, cilindri concentrici di diversi

diametri e spessori di materiali idrogenati , alternati a strati di cadmio e di composti borati, sono

stati realizzati 6 diversi rivelatori a soglia, caratterizzati da diverse soglie energetiche e da diverse

risposte.

38

4.2 Studio delle sezioni d’urto Materiali moderanti. Sono caratterizzati da alto contenuto di H e producono un rallentamento dei neutroni incidenti per

urti di scattering elastico. Le sezioni d’urto di materiali composti, quali polietilene, paraffina ecc.

sono state calcolate mediante il codice MCNP, introducendo la composizione del materiale

considerato e le percentuali in peso degli elementi che lo costituiscono.

• polietilene ad alta densità;

fig. 4.3 sezione d’urto di assorbimento del polietilene (CH2)n

(ottenuta tramite programmazione con MCNP).

• Materiali assorbenti

Sono caratterizzati da materiali caratterizzati da un’alta sezione d’urto

d’assorbimento, quali 10B e cadmio, calcolate con il codice di simulazione MCNP

introducendo la composizione del materiale considerato e le percentuali in peso

degli elementi che lo costituiscono

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• Acido borico

fig. 4.4 sezione d’urto della concentrazione di Boro (20% 10B, 80% 11B), nell’acido

borico H3BO3(risultato ottenuto da simulazione con MCNP)

• cadmio

Fig. 4.5 Sezione d’urto totale del Cd standard 106 (ottenuta dal sito http.//t2.lanl.gov)

40

4.3 Configurazione dello spettrometro LES In questo progetto hanno trovato ampio spazio le simulazioni, queste hanno consentito di progettare

l’esperimento, scegliendo le configurazioni migliori e stabilendo le modalità di esecuzione delle

misure; inoltre le simulazioni sono state necessarie in fase di analisi e di confronto con i dati

sperimentali. In particolare queste ultime hanno permesso di scegliere i materiali moderanti più

opportuni per la costruzione dei prototipi.

Lo spettrometro LES si presenta con una struttura definita da sei cilindri concentrici di dimensione

variabile, lo spessore complessivo di ogni cilindro dipende dalla densità del materiale schermante

posto attorno al BDT, dal numero di materiali utilizzati e dalle simulazioni eseguite per giustificare

le soglie di rivelazione. Lo spessore dei materiali schermanti e la loro collocazione all’interno dei

rivelatori è stata studiata con MCNP, la riproduzione della geometria di ogni singolo rivelatore nel

calcolatore è stata ricavata a seguito dell’analisi del comportamento dei neutroni durante il loro

percorso nel mezzo in esame. Un quadro delle strutture cilindriche collocate intorno al BDT è di

seguito elencato e reso visibile:

Fig. 4.6 Strutture cilindriche collocate intorno al BDT.

BDT

Polietilene

Paraffina borata

Cadmio

41

ESEMPIO DI UNA CONFIGURAZIONE : fig. 4.7 prototipo d’esempio.

4.4 Codice di simulazione Grazie all’utilizzo di un codice di simulazione in grado di effettuare il trasporto di neutroni

nell’intervallo energetico richiesto, si è potuto procedere allo studio della geometria più favorevole

per la produzione neutronica e per la sua successiva moderazione, alla valutazione degli spettri e al

calcolo della dose relativa alla componente termica dei neutroni.

Il codice utilizzato è MCNP-4B nella versione GN.

4.4.1 MCNP-4B Questa versione del codice MC permette la trattazione simultanea del trasporto di elettroni, protoni e

neutroni attraverso geometrie tridimensionali arbitrarie.

Dal momento in cui è emessa dalla sorgente una particella è seguita fino a quando muore, per

processi di scattering, o fino a quando esce dalla geometria di interesse.

Per quanto riguarda invece l’interazione particella materia, il processo si basa su eventi stocastici in

cui ogni situazione probabile è simulata in sequenza e in cui si ha un campionamento delle singole

distribuzioni di probabilità che regolano questi eventi. Così facendo si ha una precisa descrizione del

fenomeno in esame.

4.4.2 MCNP-4B input file Il codice MCNP4B ha la capacità di simulare il trasporto di fotoni, elettroni e neutroni anche

attraverso strutture geometriche assai complesse e mappare la geometria in termini di flusso ed

energia depositata dalle varie particelle prese in considerazione.

Le informazioni necessarie per la compilazione di un input file si possono riassumere in:

LES BDT cadmio polietilene cadmio polietilene

42

1. definizione della geometria del problema utilizzando superfici di primo e secondo grado;

2. conoscenza della densità e della composizione chimica dei materiali che costituiscono le celle;

2. definizione della sorgente specificandone dimensioni, forma e spettro energetico;

3. richiesta dei dati che si vogliono stimare dalla simulazione (ad esempio il flusso di particelle o

energia depositata) tramite l’utilizzo di apposite strutture dette tally;

4. definizione delle tecniche della varianza per velocizzare i tempi di calcolo, come tagli in energia

(energy cut-off) o accorgimenti in grado di aumentare l’importanza di alcune celle in particolare

(geometry splitting with Russian Roulette).

4.4.3 MCNP-GN Il codice MCNP-GN viene sviluppato presso l’INFN di Torino.

A causa della minore sezione d’urto fotoneutronica rispetto a quelle tipiche dell’interazione fra

fotoni e materia nella versione MCNP-GN sono state introdotte delle routine che utilizzando

tecniche statistiche sono in grado di aumentare la produzione di fotoneutroni. Peculiarità, quindi,

fondamentale della nuova versione è la capacità di generare neutroni durante la cascata

elettromagnetica.

Fig 4.8 Sezioni d’urto fotoni reazioni γ-n

43

4.4.4 Produzione fotoneutronica in MCNP-GN L’emissione di uno o più neutroni da parte di un nucleo in seguito all’urto con un fotone di energia

Er può essere descritta da due modelli differenti: il modello evaporativo del nucleo e il processo

diretto.

Secondo il modello evaporativo un fotone, penetrando nel nucleo, origina un nucleo altamente

eccitato. Tale energia può essere considerata come il calore prodotto dall’impatto del fotone con il

nucleo, ed è proprio tale “calore” la causa dell’evaporazione dei neutroni[21].

Detta E l’energia corrispondente al livello eccitato del nucleo, allora la massima energia cinetica del

neutrone emesso sarà data da E - dE, con dE si indica l’energia di separazione del neutrone dal

nucleo.

Nel caso in cui il neutrone lascia il nucleo residuo (Z,A-1) in un livello eccitato Er, l’energia

corrispondente alla particella emessa sarà:

En = E - dE – Er

L’energia associata ad ogni livello Er del nucleo residuo sarà pari ad un’energia En del neutrone, fino

a che vale la relazione: Er < EM, dove EM è il massimo valore energetico della particella emessa, cioè

quando il nucleo rimane nel suo stato fondamentale.

La distribuzione energetica delle particelle emesse dal nucleo consisterà in una serie di picchi che

corrispondono allo spettro dei livelli del nucleo residuo; alle alte energie corrisponderanno gli stati di

eccitazione più bassi del nucleo.

Se l’energia della particella incidente raggiunge un valore sufficientemente elevato, allora, un gran

numero di livelli del nucleo può essere eccitato. Quello che risulterà sarà una distribuzione

energetica continua delle particelle emesse, in quanto le energie Er sono molto vicine fra loro.

In letteratura non si trovano molte informazioni sulla fisica dell’effetto fotonucleare diretto. In un

articolo di W. R. Nelson (1995) [22], è contenuto un algoritmo semiempirico che permette di

calcolare la percentuale di energia dei neutroni prodotti per processo diretto dall’interazione dei

fotoni con la materia; dal metodo di calcolo utilizzato si possono dedurre alcune caratteristiche

dell’effetto. Si definisce Fd la frazione di neutroni diretti prodotti, ossia il rapporto tra i neutroni

dovuti al processo diretto e quelli totali; tale quantità, quindi, tenderà ad aumentare al crescere

dell’energia di eccitazione del nucleo.

In figura (4.17) è rappresentato il valore che Fd assume per diversi materiali ad alto Z in funzione

della differenza tra l’energia del gamma incidente, Er, e l’energia di separazione del neutrone, Sn.

44

Figura 4.9: Frazione di neutroni diretti in funzione dell’energia disponibile per l’emissione (Er - dE)

Dalla figura si può ricavare la relazione lineare per esprimere il valore di Fd in funzione dell’energia

del fotone incidente:

( )( )

( )

>−→

<−<→

<−→

=

MeVdEEse

MeVdEEMeVse

MeVdEEse

Fd

0.92.0

0.92.2031.0

5.20

γ

γ

γ

Sebbene la funzione sia in realtà molto più complicata, questa espressione è adeguatamente corretta

per esprimere la frazione di neutroni prodotti nella maggior parte dei casi trattati.

La trattazione della produzione fotonucleare negli elementi pesanti usa entrambi i modelli descritti,

mentre la versione implementata per gli elementi leggeri è leggermente differente.

Fotoni con energia compresa fra qualche MeV e 60 MeV interagiscono con gli elementi leggeri

presenti nei tessuti biologici producendo particelle ad alto LET come neutroni, protoni, 2H, 3H, 4He,

ed altre più pesanti che dipendono dall’energia del fascio incidente.

Nel range energetico della risonanza gigante, tra 5 e 25 MeV, il processo fotonucleare è regolato

dalle reazioni (γ ,n) e (γ ,p) e il massimo delle sezioni d’urto è compreso tra 10 e 20 mbarns a

seconda del nucleo considerato. Per energie superiori ai 25 MeV il processo dominate è l’effetto di

quasi deutone, che consiste nell’emissione da parte del nucleo di una coppia neutrone-protone.

Gli elementi leggeri considerati dal codice, ed elencati in tabella 4.1, le relative sezioni d’urto e la

scelta del modello teorico si riferiscono ai dati pubblicati nel 1999 da un gruppo di ricercatori

svedesi (I.Gudowska, A.Brame, P.Andreo, W.Gudowski e J.Kierkegaard) [23].

Il modello fotonucleare utilizzato è notevolmente semplificato: si considera il solo canale diretto in

cui il fotone incidente trasferisce tutta la sua energia alla singola particella che esce dal nucleo con

un’energia EN pari a:

EN = (E – Et - Ee)(A - AN)/A

45

E indica l’energia del fotone incidente, Et l’energia di soglia per la reazione, Ee l’energia di

transizione tra il primo stato eccitato e lo stato fondamentale del nucleo residuo; A è la massa

atomica di quest’ultimo, mentre AN è quella della particella emessa; il fattore (A - AN)/A, invece,

tiene in considerazione il rinculo del nucleo residuo.

Element Photonuclear reaction Threshold energy(MeV) 16O (γ,n0) 15.7 (γ,2n) 28.5 (γ,n*) 21.0 (γ,np) 23.0 12C (γ,n0) 18.7 (γ,n*) 20.7 (γ,np) 27.4 (γ,nα) 26.0 (γ,npα) 38.0 14N (γ,n0) 10.5 (γ,np*) 14.08 18O (γ,n) 8.05 (γ,2n) 12.2 13C (γ,n) 4.95 (γ,2n) 23.7 23Na (γ,n) 12.4 (γ,np) 19.2 (γ,2n) 23.5 35Cl(75.5%) (γ,n) 12.6 (γ,np) 17.8 (γ,2n) 24.2 35Cl(24.5%) (γ,n) 10.3 (γ,np) 18.3 (γ,2n) 19.0 31p (γ,n) 12.3 (γ,np) 17.9 32S (γ,n) 15.0 (γ,np) 21.2 39K (γ,n) 13.1 (γ,np) 18.2 40Ca (γ,n) 15.6

Tabella 4.1: elementi leggeri presenti, reazioni fotonucleari ed energie di soglia. (γ ,n0) e (γ ,n*) indicano rispettivamente lo stato fondamentale e quello eccitato in cui rimane il nucleo dopo l’emissione di un neutrone.

46

4.5 Studio delle curve di risposta

Lo spettrometro passivo LES è costituito da un insieme di rivelatori diversi, ed è in grado di

rilevare neutroni con energia compresa tra i 10-3 eV e i 10 keV e di fornire informazioni sulla loro

distribuzione energetica.

Di seguito sono riportate le curve di risposta dei dosimetri con una breve spiegazione che ne

analizza il comportamento.

I punti delle curve di risposta sono stati valutati mediante il codice MCNP, associando ad ogni

energia dei neutroni incidenti, il numero di neutroni di energia inferiore a 0.4 eV che attraversano

la struttura moderante e raggiungono il rivelatore BDT ( sensibile tra 0.025 eV e 0.4 eV).

4.5.1 1° Configurazione dello spettrometro LES:

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

(n/c

m2 /s

ourc

e)

Energy (MeV)

1

fig 4.10 : curva di risposta (n/ cm2) della prima configurazione

Diametro 4 cm

Lung

hezz

a 16

.5 c

m. 1° Configurazione

BDT 1 cm Polietilene

BDT

47

Dosimetro numero 1: nella prima configurazione simulata, è stato utilizzato come moderatore, un

centimetro di Polietilene; i neutroni sorgente che hanno agito nel range termico (<0.4 eV), arrivati

fino al moderatore sono stati relativamente attenuati da quest’ultimo, mentre per energie crescenti

dei neutroni sorgente (nel range epitermico, 0.4 < E < 10 keV), l’influenza del moderatore è stata

meno rilevante.

4.5.2 2° Configurazione dello spettrometro LES:

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

(n/c

m2 /s

ourc

e)

Energy (MeV)

2

fig 4.11 : curva di risposta (n/ cm2) della seconda configurazione

BDT 2° Configurazione

BDT 2 cm Polietilene

Diametro 6 cm

Lung

hezz

a 17

.5

48

Dosimetro numero 2: nella seconda simulazione, l’incremento di spessore del moderatore ha

garantito un aumento della produzione dei neutroni termici, nel range epitermico dei neutroni

sorgente; si è definita invece nel range termico la soglia di lettura del rivelatore a 2E-8 eV , per

cattura da parte dell’idrogeno dei neutroni termalizzati tra 1E-9 e 2E-8 eV. 1H(n, γ)2H

fig. 4.12 Sezione d’urto totale dell’idrogeno in funzione dell’energia dei neutroni incidenti (ottenuta dal sito http.//t2.lanl.gov).

4.5.3 3° Configurazione dello spettrometro LES:

3° Configurazione

BDT 2 cm Polietilene 0.2 cm Cadmio 0.5 cm Polietilene

BDT

Diametro 7.4

Lung

hezz

a 18

.2

49

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

(n/c

m2 /s

ourc

e)

Energy (MeV)

3

ffig 4.13 : curva di risposta (n/cm2) della quarta configurazione

Dosimetro numero 3 : nella terza configurazione simulata, è stato utilizzato per la prima volta del

cadmio come schermo per neutroni termici (difatti per catturare neutroni termici si utilizzano

materiali ad alta sezione di assorbimento proprio come nel caso del Cd (2450 mbarns) vedesi fig

4.10), l’utilizzo di 0,2 cm di questo assorbitore ha determinato un brusco taglio dei neutroni

sorgente, si è così creata una soglia del rivelatore a 0,4 eV (estremità del range termico); Il cadmio è

stato inserito dopo mezzo centimetro di moderatore (polietilene), per ridurre la componente di

neutroni termici.

I neutroni epitermici sorgente, hanno incontrato il polietilene e sono stati in parte termalizzati,

quindi è cresciuta la componente termica, parte della quale non ha varcato lo schermo di cadmio

come ci aspettavamo (determinazione della soglia); nel caso della componente non termalizzata

totalmente (energie sorgente crescenti nel range epitermico), attraversando ulteriori 2 centimetri di

moderatore, si è termalizzata determinando la salita della curva di risposta.

50

4.5.3 4° Configurazione dello spettrometro LES:

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

(n/c

m2 /s

ourc

e)

Energy (MeV)

4

ffig 4.14: curva di risposta (n/cm2) della quinta configurazione

Dosimetro numero 4 : la quarta configurazione simulata, è stata acquisita sulle basi della

configurazione (dosimetro numero 3), con l’obiettivo di ridurre la soglia di lettura dei neutroni

epitermici sorgente. L’incremento dello spessore di moderatore in ingresso da 0,5 a 1.5 cm di

polietilene, ha consentito di ridurre la componente termalizzata dei neutroni epitermici per cattura da

parte dell’idrogeno. Mantenendo le medesime condizioni di moderatore posto dopo lo schermo di

Diametro 10.4 cm

Lung

hezz

a 1

8.7

cm

BBDT 4° Configurazione

BDT 2.5 cm Polietilene 0.2 cm Cadmio 1.5 cm Polietilene

51

cadmio (2 cm di polietilene), siamo riusciti a controllare la salita dei neutroni termalizzati nel range

dei neutroni epitermici sorgente.

La soglia determinata, equivale a 0,6 eV, si può osservare in (fig 4.14), come la componente termica

cresca man mano che aumenta l’energia dei neutroni epitermici sorgente; la presenza di 2 cm di

moderatore dopo lo scudo di cadmio, ha determinato uno scalino dovuto alla cattura dell’idrogeno

che solo neutroni con energia via via crescente è riuscito a varcare.

4.5.5 5° Configurazione dello spettrometro LES:

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

(n/c

m2 /s

ourc

e)

Energy (MeV)

5

fig 4.15 : curva di risposta (n/cm2) della sesta configurazione

5° Configurazione BDT 0.5 cm Polietilene 0.2 cm Cadmio 1 cm Polietilene 0.2 cm Cadmio 2 cm Polietilene

Diametro 9.8 cm

Lung

hezz

a 18

.4 c

m

52

Dosimetro numero 5 : la quinta configurazione simulata, mirava ad aumentare la soglia di lettura

dei neutroni sorgente, di un ordine di grandezza (soglia 2 eV), è stato perciò aggiunto un ulteriore

schermo da 0,2 cm di cadmio, l’effetto del secondo schermo è risultato altrettanto brusco come

quello determinato dal primo, da qui in poi è sorta la necessità di giocare sullo spessore del

moderatore e sulla più idonea collocazione dell’assorbitore al fine di ottenere una variazione stimata

della soglia. I primi 0,5 cm di moderatore hanno permesso di attenuare i neutroni termici che

avrebbero successivamente incontrato nel loro cammino il cadmio; tendo a precisare che ogni

singola parte di questa configurazione è stata simulata in precedenza alla sua composizione, per

questo motivo è stato possibile risalire, a quella determinata come la più idonea.

Dopo il primo schermo di cadmio è stato aggiunto 1 cm di moderatore, l’effetto di ciò, era

principalmente mirato a incrementare la componente termica dei neutroni epitermici sorgente ed

elidere per cattura da parte dell’idrogeno una buona parte la componente termica dei neutroni

termici sorgente. Il secondo schermo di cadmio ha completamente tagliato la componente termica

sorgente, ma anche una buona parte dei neutroni termalizzati dal polietilene per la componente

epitermica sorgente (determinazione della soglia). Infine sono stati aggiunti altri 2 cm di

moderatore, questi ultimi miravano alla componente termalizzata dei neutroni epitermici sorgente,

l’intento era quello di far risalire la curva di risposta per la componente termalizzata nel range

epitermico, difatti come è possibile vedere in (fig 4.15) cresce con l’energia dei neutroni sorgente.

4.5.6 6° Configurazione dello spettrometro LES:

BDT

6° Configurazione

BDT 0.4 cm paraffina borata 3 cm Polietilene

Diametro 8.8 cm

Lung

hezz

a 17

.9 c

m

53

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

(n/c

m2 /s

ourc

e)

Energy (MeV)

6

cf fig 4.14 : curva di risposta (n/cm2) della terza configurazione.

Dosimetro numero 6: nella sesta configurazione simulata si è passati ad utilizzare acido borico in

assenza di cadmio, ripartendo dall’analisi del comportamento dei neutroni analizzati nella seconda

configurazione (2 cm di polietilene), l’aggiunta di un’ulteriore centimetro di polietilene a

quest’ultima menzionata, ha completamente attenuato i neutroni termici, catturati dall’idrogeno,

presente in alta percentuale nel polietilene, mentre nel range epitermico dei neutroni sorgente si è

determinata una soglia a 45 eV, in parte dovuta all’assorbimento da parte dell’idrogeno, in parte

determinata dall’aggiunta di 0,4 cm di acido borico (20% 10B, 80% 11B). Il boro difatti trova largo

impiego nel campo della fisica per neutroni: a causa della sua elevata capacità di assorbire i

neutroni termici; la presenza di 10B anche in percentuale minore rispetto al 11B, determina un

incremento della sezione d’urto di cattura di circa 6 ordini di grandezza (sui neutroni termici a

0,025eV).

54

fig. 4.15 confronto tra sezioni d’urto 10B e 11B (ottenuta dal sito http.//t2.lanl.gov) .

Il 10B è dotato di un’elevata sezione d’urto di cattura per neutroni di bassa energia (3840 barn a

0.025 eV) e un Q-valore positivo (Q = 2.792 MeV); (n + 10B → 7Li + α + 2.792 MeV) i prodotti di

reazione (una particella α e un nucleo di 7Li) rilasciano tutta la loro energia entro un raggio di pochi

µm dal punto in cui sono stati creati (6.5 e 4 µm rispettivamente), praticamente nel punto esatto in

cui avviene la reazione;

Il 11B presente in percentuale maggiore ma meno rilevante a livello di cattura neutronica, sui

termici(0,025 eV) ha una sezione d’urto dell’ordine di 10-2 barns. La combinazione dei due elementi

riportata in fig. 4.15 mostra la linearità di comportamento delle sezioni d’urto di assorbimento fino

a coprire l’intero range di definizione su cui agisce il LES.

55

fig. 4.16 confronto tra sezioni d’urto 10B e del Cd (ottenuta dal sito http.//t2.lanl.gov).

L’utilizzo del boro, finalizzato all’ assorbimento dei neutroni termici, e l’ingresso a seguire di

schermi di cadmio, separati da moderatore, hanno da simulazione determinato l’effettiva

neutralizzazione dei neutroni termici su livelli non accettabili all’utile delle nostre esigenze (la

componente dei neutroni termalizzati non rientra nell’ordine di grandezza dello spettro di

definizione del LES). Basta osservare la sesta configurazione per capire come la curva di risposta

fatichi a risalire nel range epitermico sorgente (0,4 cm di acido borico). Questo però non vieta in

effetti l’uso combinato del B10 con il Cd, dal momento che per energie inferiori a 0,5 eV la sezione

d’urto di assorbimento tra i due elementi sia molto simile fino a circa 10 eV, la sezione d’urto del

cadmio decresce in maniera esponenziale per energie comprese tra 10 eV e 1 keV, si sfrutta la

combinazione tra l’effetto della sezione d’urto del boro e i picchi di risonanza del cadmio per

energie superiori. Con spessori inferiori per ciascuna componente i due schermi possono essere

utilizzati assieme (sarà stimolo per la determinazione di configurazioni future).

56

4.6 Calcolo delle risposte con MCNP Sono state simulate 6 diverse configurazioni di dosimetri come da tabella(4.2):

Dosimetro

Polietilene (cm)

Cadmio (cm)

Boro (cm)

Range energetico rilevabile

1 11 11EE--33eeVV--1100kkeeVV 2 22 22EE--22eeVV--1100kkeeVV 3 22..55 00..22 44EE--11eeVV--1100kkeeVV 4 44 00..22 66EE--11eeVV--1100kkeeVV 5 33..55 00..44 22eeVV--1100kkeeVV 6 33 00..44 4455eeVV--1100kkeeVV

tab. 4.2: descrizione dei dosimetri

I risultati ottenuti hanno messo in evidenza come tramite opportune schermature di un dosimetro

nudo (BDT), sia possibile ricostruire delle nuove curve di risposta conformi tra di loro.

Per ogni configurazione è stata calcolata la risposta in termini di neutroni / cm2, in funzione

dell’energia dei neutroni incidenti, normalizzati a 1 neutrone sorgente.

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-3

10-2

10-1 1 234

Energy (MeV)

5

(n/c

m2 /s

ourc

e)

6

Fig 4.18 Curve di risposta in termini di n/ cm2 /source.

57

4.6.1 Conversione dose-flusso E’ stato necessario convertire le risposte dei rivelatori espresse in ( n / cm2 ) per En < 0.4 eV per

neutrone sorgente in (bolle / n / cm2), questo passaggio consente direttamente di associare le letture

del dosimetro alla dose corrispondente in mrem.

Sono stati utilizzati i fattori di conversione dose-flusso riportati nella scala dei valori dell’ICRP 74,

H*(10)(equivalente di dose ambientale) / flusso di neutroni:

fig 4.19 New Conversion factors

• 10-8 mSv/ n cm-2 corrisponde al valore H*(equivalente di dose) / flusso di neutroni termici

ed epitermici;

• Stabilita una sensibilità unitaria per tutti i rivelatori pari a 1, 1 b / mrem;

Posto che :10-8 mSv/n cm-2 = 10-5 µSv /n cm-2 1µS 105 n cm-2

definita la condizione di sensibilità unitaria: 1 bolla / mrem implica 0.1 b / µSv

Si ottiene: K = 0.1 b * 10-5 n-1 cm2 da cui 10-6 b /n/cm2

Questo fattore di conversione K ricavato applicato alle risposte dei singoli dosimetri simulati (in

termini di n / cm2 in funzione dell’energia dei neutroni incidenti), consente di leggere direttamente il

numero di bolle prodotte per neutrone sorgente al cm2, associato a ciascun bin energetico (come

risulta possibile vedere in fig. 4.20):

58

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-9

10-8

10-7

10-6

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-9

10-8

10-7

10-6

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-9

10-8

10-7

10-6

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-9

10-8

10-7

10-6

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-9

10-8

10-7

10-6

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2

10-9

10-8

10-7

10-6

1 2

6

3

Energy (MeV)

4

(b/n

/cm

2 )

5

fig. 4.20 Curve di risposta LES

59

4.7 Foto del Prototipo I prototipi sono stati realizzati presso il laboratorio INFN di Torino. Sono stati realizzati degli

strumenti in legno di dimensioni opportune, all’interno dei quali è stato possibile effettuare la colata

di paraffina.

Riportiamo di seguito alcuni prototipi realizzati in laboratorio presso l’I.N.F.N. di Torino.

Figura 4.21: Lavorazione in legno del prototipo per la realizzazione del LES

Figura 4.22: Prototipo realizzato come campione per la riproduzione del LES.

60

Primo LES sviluppato nel laboratorio dell’INFN di Torino.

Figura 4.22 LES – Composto da paraffina e cadmio

Figura 4.23 LES come viene inserito il BDT.

61

Figura 4.24: LES – composizione: paraffina – cadmio.

Fig 4.25 LES: confronto strato di composto borato avvolto nel Polietilene (nero) e Paraffina

62

Fig 4.26 LES: Paraffina – composto borato avvolto nel polietilene.