Universita degli Studi di Trieste - df.units.it Curto.pdf · diazione neutronica indesiderata. Ci...

Universita degli Studi di Trieste

Dipartimento di Fisica

Corso di Laurea in Fisica

Tesi di Laurea

Misure con spettrodosimetro per neutroni

presso acceleratori radioterapici ospedalieri

Laureanda:Denise Curto

Relatore:Prof. Gianrossano Giannini

ANNO ACCADEMICO 2014–2015

Indice

Introduzione . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4

1 Radioterapia con acceleratori ospedalieri 5

2 Cenni di �sica dei neutroni e dosimetria 8

2.1 Dosimetria . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9

3 Metodo sperimentale 11

3.1 Dosimetri a bolle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 113.2 Spettrodosimetro . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 133.3 Misura . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15

4 Analisi dati 17

4.1 ImageJ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 184.2 Algoritmo di Unfolding . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21Conclusioni . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23Appendice A . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25Appendice B . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26Bibliogra�a . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27Ringraziamenti . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

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INDICE 3

Introduzione

Gli acceleratori lineari di elettroni, gli e-LinAc, sono impiegati in ambito ospe-daliero per la radioterapia oncologica. Gli e-LinAc, oltre all'emissione del fascioX �nalizzato alla cura, producono anche neutroni per la reazione di fotopro-duzione. I neutroni sono considerati dose indesiderata e inevitabile durante iltrattamento radioterapico: si reputa quindi necessario misurarne la dose alloscopo di realizzare una radioprotezione e�cace.

Per una valutazione dosimetrica accurata occorre conoscere lo spettro ener-getico del fascio neutronico proveniente dall'acceleratore. Gli strumenti in com-mercio adatti allo scopo però operano solamente in intervalli energetici limitati:si necessita quindi di uno spettrometro da cui si possa determinare l'intero spet-tro dei neutroni. E' stato così realizzato uno spettrodosimetro per neutroni cheriesca a ricostruire l'intero spettro da misure dosimetriche, in particolare solocon l'utilizzo di dosimetri per neutroni termici. Il vantaggio di questo strumentoè anche di poter rideterminare la dose una volta ottenuto lo spettro.

Lo scopo di questo lavoro è di veri�care sperimentalmente l'a�dabilità diquesto spettrodosimetro, che precedentemente è stato solo simulato, con l'im-piego di radiazione neutronica proveniente da acceleratori radioterapici ospeda-lieri.

La tesi si articola in quattro capitoli. Nel primo si mostra il funzionamento diun e-LinAc; nel secondo si discutono elementi di �sica dei neutroni e dosimetriautili a capire i processi che avvengono durante le misure sperimentali; nel terzosi illustra come sono state realizzate le misure necessarie allo scopo; in�ne nelquarto capitolo si analizzano ed espongono i risultati ottenuti.

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Capitolo 1

Radioterapia con acceleratori

ospedalieri

L'acceleratore lineare di elettroni, chiamato e-LinAc, è ampiamente utilizzatonelle terapie oncologiche, presenta però un difetto, ovvero la produzione di ra-diazione neutronica indesiderata. Ci sono due principali modi di funzionamentodegli e-LinAc. Uno si basa sull'incidenza diretta del fascio elettronico sul pa-ziente, l'altro prevede che gli elettroni colpiscano prima un bersaglio metallicoad alto numero atomico in modo da produrre fasci di fotoni. Sono questi cheprovocano la fotoproduzione di neutroni. Infatti questo fenomeno avviene quan-do dei raggi γ con energia abbastanza elevata, in particolare superiore a un certovalore di soglia, detto di separazione, compreso tra i 6 MeV e i 10 MeV, colpi-scono un nucleo atomico. Questo va in risonanza di dipolo gigante provocandocosì l'emissione di uno o più neutroni.

Spieghiamo più in dettaglio il funzionamento dell'e-linAc. Innanzi tutto ènecessario produrre gli elettroni per e�etto termoionico e condurli all'accele-ratore con struttura a guida d'onda. A questo punto si ottiene un fascio nonfocalizzato a causa della repulsione tra gli elettroni e della presenza di un campoelettrico con una componente radiale. Per limitare la divergenza delle particellesi utilizza un campo magnetico coassiale alla guida d'onda prodotto da dellebobine, presenti anche all'uscita della componente acceleratrice in modo da di-rigere il fascio. Gli elettroni raggiungono quindi una parte della struttura, dettatestata, dove è presente il bersaglio metallico. Incidendo su questo, perdonola maggior parte della loro energia producendo raggi X per radiazione di fre-namento. Tutte le componenti nominate �no ad ora fanno parte della testataisocentrica rotante, detta gantry, che è una parte meccanica dell'acceleratore.I fotoni ottenuti a questo punto non sono monoenergetici e formano un fascioche attraversa prima il cosiddetto collimatore primario, che determina l'ampiez-za massima di dispersione angolare, e poi il �ltro omogeneizzante, necessario aequilibrare il fascio sia in energia che in intensità. Arrivano quindi alle camere

monitor, ovvero camere a ionizzazione da cui si possono determinare i valori di

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CAPITOLO 1. RADIOTERAPIA CON ACCELERATORI OSPEDALIERI 6

Figura 1.1: e-LinAc ospedaliero

Figura 1.2: Componente acceleratrice dell'e-LinAc

CAPITOLO 1. RADIOTERAPIA CON ACCELERATORI OSPEDALIERI 7

dose di radiazione rilasciati dall'acceleratore. L'unità di misura utilizzata perquesta quantità è l'Unità Monitor (MU) che viene de�nita con la calibrazionedella macchina in modo che, ad una profondità di riferimento in acqua chiamatabuild-up,

1MU = 1cGy

Le camere sono seguite da un collimatore secondario che focalizza maggiormenteil fascio.

Gli e-Linac possono operare in un intervallo energetico per gli elettroni re-lativamente ampio, tra i 6 MeV e i 25 MeV, abbastanza per ottenere fotoniin grado di produrre neutroni per risonanza di dipolo gigante quando vanno acolpire i collimatori dell'acceleratore. La radiazione neutronica proviene quindida tutta la testata e ha valori di energia intorno a 1 MeV. I valori di energiavengono spesso riferiti con un'unità di misura tipica della di�erenza di poten-ziale accelerante (MV), in particolare quella necessaria a produrre il fascio dielettroni e poi di raggi γ.

E' necessario ora poter determinare dove andrà a colpire il fascio, nel casodi trattamenti radioterapici questo signi�ca dove deve essere posto il pazientee come orientare il fascio. Per fare questo si determinano: l'isocentro, ovvero ilpunto d'intersezione tra l'asse di rotazione della testata e l'asse centrale del fascioe il campo, de�nito come la regione su cui arriva la radiazione, perpendicolare alfascio e centrata nell'isocentro. Altre misure utili sono le distanze della sorgentedel fascio dall'isocentro e dal bersaglio, chiamate rispettivamente SAD (SourceAxis Distance) e SSD (Source Surface Distance) [1].

Capitolo 2

Cenni di �sica dei neutroni e

dosimetria

Al �ne di un'analisi spettrometrica dei neutroni risulta utile suddividerli in inter-valli energetici, ricoprendo tutto lo spettro. Si possono fare diverse suddivisioni,quella utile a questo lavoro di tesi è la seguente:

� neutroni veloci (fast): quelli che hanno E ≥ 10−1 MeV;

� neutroni epitermici: quelli che hanno 10−7MeV ≤ E ≤ 10−1MeV;

� neutroni termici: quelli che hanno E ≤ 10−7 MeV, questi sono gene-ralmente in equilibrio termico con gli atomi e hanno una distribuzionemaxwelliana dell'energia.

Questa classi�cazione si è resa necessaria per il fatto che molti degli strumenti dimisura per neutroni presenti in commercio sono limitati a intervalli energetici:alcuni strumenti riusciranno a rivelare neutroni ad un certo valore energeticomentre quelli a scale di grandezza molto diverse no. Per la loro costruzionerisulta necessario capire come i neutroni interagiscono con la materia. Infatti lapresenza dei neutroni, non essendo facilmente rivelabili, viene spesso determina-ta analizzando i prodotti che si suppongono derivare solamente da processi �siciche li interessano. Un processo d'interazione viene rappresentato nel seguentemodo: (x, y) dove x rappresenta la particella che provoca il processo, y quellache viene prodotta o il particolare fenomeno che si veri�ca.

Si descrivono, di seguito, i possibili processi di interazione che interessano ineutroni:

� scattering elastico(n, n): questo si ottiene quando un neutrone con unacerta velocità v, a regime non relativistico, interagisce con un nucleo chepuò essere considerato a riposo. Il neutrone quindi, cede parte della suaenergia al nucleo che lo de�ette. Dalle leggi di conservazione dell'energia

8

CAPITOLO 2. CENNI DI FISICA DEI NEUTRONI E DOSIMETRIA 9

e della quantità di moto è possibile determinare

E′ = En4mBmn

(mB +mn)2 cos

2θ

dove E′ indica l'energia trasferita dal neutrone al nucleo, En l'energia delneutrone, mB ed mn le masse del nucleo, detto bersaglio, e del neutrone,rispettivamente, e θ l'angolo di de�essione del neutrone dopo l'interazione.Si vede quindi che la materia è in grado di rallentare i neutroni assorbendoparte della loro energia, questo fenomeno è chiamato moderazione e inte-ressa in particolare i neutroni veloci che interagiscono con nuclei a bassoZ, il numero atomico.

� scattering inelastico (n, n′): avviene, invece, quando sono presenti nucleibersaglio ad alto Z. In questo caso il nucleo subisce un'eccitazione, econ la successiva diseccitazione si ha emissione di un fotone. Si parla discattering non elastico se la particella emessa dopo l'interazione non è unneutrone.

� cattura radiativa (n, γ): fenomeno rilevante per i neutroni epitermici, sibasa sull'assorbimento di questi da parte di nuclei che passano a un li-vello eccitato. In seguito si ha emissione di fotoni dovuta alla disecci-tazione, che però porta spesso a un nucleo instabile per decadimento β.Questo è un processo di risonanza neutronica, altri di questo tipo sono(n, p) , (n, α) , (n, fissione)[2].

2.1 Dosimetria

Fasci di particelle producono una radiazione che si può caratterizzare grazie adiverse grandezze di misura. Si de�nisce dose la quantità di energia che vieneassorbita da un materiale in unità di massa e viene misurata in Gray (Gy):

D =dE

dm

A partire da questa de�nizione si possono introdurre anche la dose equivalente He la dose e�cace E, entrambe misurate in Sievert (Sv) o Rem (1rem = 0.01Sv).La prima tiene conto del tipo di radiazione, che può avere e�etti diversi rispet-to a un altro, basta quindi moltiplicare la quantità di dose assorbita per uncoe�ciente, detto fattore di pericolosità:

H =∑

wRDR

La seconda, invece, tiene conto, parlando di materiali organici, del tipo di tessutocolpito dalla radiazione, i diversi organi possono presentare diversa risposta, simoltiplica quindi ora per un fattore detto di sensibilità:

E =∑

HTwT

CAPITOLO 2. CENNI DI FISICA DEI NEUTRONI E DOSIMETRIA 10

Per la radiazione neutronica il fattore di pericolosità è dato da una funzionenota analiticamente per diversi intervalli energetici [3]:

� per E < 1MeV

2.5 + 18.2 exp

[− (lnE)

2

6

]

� per 1MeV ≤ E ≤ 50MeV

5.0 + 17.0 exp

[− (ln (2E))

2

6

]

� per E > 50MeV

2.5 + 3.25 exp

[− (ln (0.04E))

2

6

]

Capitolo 3

Metodo sperimentale

In questo capitolo si spiegheranno gli strumenti utilizzati e i passaggi e�ettuatinelle misure utili a raggiungere lo scopo di questa tesi, ovvero ricostruire lospettro energetico di neutroni veloci provenienti da un acceleratore radioterapicoospedaliero.

3.1 Dosimetri a bolle

In commercio esistono diversi strumenti di misura adatti alla misurazione diquantità relative alla radiazione neutronica. Tra le tecniche di analisi dellospettro energetico ci sono emulsioni nucleari, contatori proporzionali, scintil-latori organici, recoil telescopes, fogli ad attivazione. Tutti questi strumenti sibasano sulla rivelazione di particelle che sono prodotte da interazioni riguardantii neutroni.

Per la realizzazione di questo lavoro sono stati utilizzati dosimetri a bolle chesono in grado di rivelare direttamente la radiazione neutronica, in particolarene misurano la dose. La scelta di questi strumenti è stata fatta per le lorodimensioni ridotte, quindi facilmente trasportabili. Infatti lo spettrodosimetroche si vuole realizzare deve avere questa caratteristica. Inoltre esistono dosimetriper la rivelazione sia di neutroni termici che veloci.

Un dosimetro a bolle è costituito da un tubo di plastica all'interno del qualesono contenute migliaia di gocce di un cloro-�uoro-carbonato super-riscaldatodisperse in un polimero. Queste possono vaporizzare quando il dosimetro èesposto a una radiazione neutronica. Per fare questo è necessario, prima, svita-re un tappo sulla sommità dello strumento in grado di comprimere il polimero,indispensabile dunque per non permettere l'espansione delle bolle prima dellemisure a causa di radiazione di fondo. Ottenute le bolle espanse queste si posso-no contare al �ne di determinare la dose di radiazione. Infatti basta dividere ilnumero per la sensibilità, bolle/µSv, indicata su ogni dosimetro. L'errore sullemisure è sempre del 10%.

11

CAPITOLO 3. METODO SPERIMENTALE 12

Figura 3.1: Struttura interna di un dosimetro a bolle

Come per molti altri strumenti, anche questi possono rivelare neutroni soloper determinati intervalli energetici. In particolare si hanno i BDT, bubbledetector thermal, che hanno una maggiore sensibilità ai neutroni termici, anchese risentono comunque per 1/10 anche di quelli veloci, mentre i BD-PND

Figura 3.2: Dosimetri BD-PND prima (in basso) e dopo (in alto) l'esposizionealla radiazione


(mostrati in �gura 3.2), bubble detector-personal neutron dosimeter, possonorivelare solamente quelli con energie più alte di 100 keV, sono adatti quindi peri neutroni veloci. I primi hanno all'interno un composto di 6Li, disperso nelpolimero, sono quindi in grado di rivelare preferenzialmente particelle α dallareazione 6Li(n, α)T , ovvero provenienti dall'interazione di neutroni con nucleidi Litio [4].

I principali vantaggi di questi strumenti di misura sono:

� alta sensibilità, infatti si hanno alcune bolle ogni micro-Sievert;

� facile lettura, direttamente dallo strumento, infatti la grandezza delle bollediviene tale da poterle distinguere ad occhio;

� insensibilità ai raggi γ;

� ridotta dipendenza dalla temperatura grazie alla presenza di un materialedi compensazione posto sulla sommità del polimero.

3.2 Spettrodosimetro

Lo spettrodosimetro utilizzato per lo scopo è stato realizzato con quattro bloc-chetti di polietilene, tre spessi 2 cm, uno 3 cm, divisi a metà. Ognuno di essipresenta cinque cavità, create al �ne di inserire all'interno i dosimetri a bolle odei cilindretti, sempre di polietilene, che sostituissero i primi qualora non fossenecessaria la loro presenza. Alternate ai blocchetti sono inserite delle super�cidi carburo di Boro, di cui è fatta anche la scatola nella quale va inserita l'interacomposizione.

La scelta dei materiali è avvenuta al �ne di soddisfare alcune necessità:il polietilene, (CH2)n, riesce a moderare i neutroni, infatti l'idrogeno di cui ècomposto ha una sezione d'urto che decresce velocemente o lentamente a secondadell'energia dei neutroni, ovvero se è bassa o alta rispettivamente; il carburo diBoro, B4C, detto anche Quick Boron [5], è in grado di sopprimere i neutronitermici, infatti si ha la seguente reazione:

n+105 B →11

5 B →73 Li+ α

oltre al fatto che il boro ha una sezione d'urto di 3837 b per la cattura neutronica.Nel caso di questo lavoro la con�gurazione �nale si è ottenuta sistemando

due dosimetri, un BDT e un BD-PND, sia davanti allo spettrodosimetro cheall'interno del primo strato di polietilene, e altri tre BDT nei tre blocchettirimanenti, tutti in modo da essere in posizione centrata. Per distinguerli sidenomineranno, rispettivamente, T1 (sensibilità 3.0 bolle/μSv), F1 (sensibilità2.2 bolle/μSv), T2 (sensibilità 2.8 bolle/μSv), F2 (sensibilità 2.3 bolle/μSv),T3 (sensibilità 2.3 bolle/μSv), T4 (sensibilità 2.2 bolle/μSv), T5 (sensibilità 2.2bolle/μSv). Nelle cavità rimaste senza dosimetri si dispongono i cilindretti dipolietilene. Di seguito vengono mostrate tre foto, una con uno dei blocchetti


in cui è inserito un dosimetro e dietro lo strato di quick boron, le altre duemostrano lo spettrodosimetro nella con�gurazione �nale chiusa e aperta.

Figura 3.3: Blocchetto di polietilene con dosimetro T3 (secondo strato)

Figura 3.4: Cn�gurazione dello spettrodosimetro chiusa (a sinistra) e aperta (adestra)

La radiazione neutronica che si prenderà in considerazione nelle misure èquella proveniente da un e-LinAc ed ha valori di energia attorno a 1 MeV [6],che corrisponde quindi alla presenza di neutroni veloci. Si può notare però


Figura 3.5: Posizionamento dello spettrodosimetro con l'aiuto di laser

che nello spettrodosimetro si utilizzano principalmente dosimetri BDT. Questoperchè il polietilene modera i fast abbastanza da renderli neutroni termici.

3.3 Misura

Realizzato lo spettrodosimetro si passa alla misura sperimentale. La radiazioneneutronica presa in considerazione e a cui si è sottoposto lo strumento è quellaproveniente da un acceleratore radioterapico ospedaliero. Ciò che si vuole ot-tenere è la dose, determinata grazie ai dosimetri a bolle posizionati all'internodello spettrodosimetro.

La procedura è la seguente: posizionato lo spettrodosimetro sul lettino (lostrato di polietilene più spesso va messo più lontano dalla testata) dove si co-ricano i pazienti, dopo aver stabilito i valori di SSD e campo dell'acceleratore,come mostrato in �gura 3.5 , viene inviata una certa quantità di radiazione. Do-po l'emissione si controlla la formazione, nei dosimetri, delle bolle che risultanosempre meno presenti con la profondità. Ciò si constata immediatamente, na-sce quindi la necessità di inviare radiazione in più momenti in quantità sempremaggiori. Quando il numero di bolle risulta soddisfacente si toglie il dosimetrodallo spettrometro e si sostituisce con un cilindretto di polietilene. E' risultatonecessario quindi e�ettuare l'emissione quattro volte: dopo la prima, mandata a2 MU, si è tolto F1, dopo la seconda, a 10 MU, T1 e F2, dopo la terza, a 40 MU,


Figura 3.6: e-LinAc con cui si sono e�ettuate le misure, ruotato di 90°

T2 e T3, in�ne T4 e T5 a 100 MU. A questo punto si possono contare le bollee valutare le dosi. Un accorgimento di cui tener conto durante il conteggio è lapresenza di bolle non ricomprimibili che possono essersi formate nei dosimetriprima della misura. In particolare ciò si è veri�cato per i BD-PND, ovvero F1presentava 2 bolle, mentre F2 una sola. Queste risultavano però molto grandie quindi distinguibili da quelle che si sono formate dopo la sottoposizione allaradiazione.

I valori caratteristici dell'acceleratore utilizzati sono campo di 10 × 10cm2

all'isocentro (scelto per ricondursi alla situazione di trattamento con paziente),energia di 15 MV, rate di dose di 400 MU/min, SSD di 100 cm dall'isocentroe gantry posizionato con un angolo di 90° come mostrato nell'immagine postasopra.

Capitolo 4

Analisi dati

Una volta eseguite le misure, come detto prima, si possono contare le bolleformatesi nei dosimetri. Questo è stato fatto sia ad occhio, direttamente daglistrumenti, sia con un programma, ImageJ, adatto al trattamento delle immagini.Di seguito si riportano due tabelle che contengono i valori ottenuti dalle duemodalità di conteggio per ogni dosimetro, con le dosi determinate come:

D =bolle

sensibilita; D′ =

bolleMU

sensibilita· 10−1

la prima misurata in μSv, la seconda in mSv/Gy.

Dosimetro sensibilità (bolle/μSv) MU bolle D (μSv) D' (mSv/Gy)

F1 2.2 2 65 29.55 1.48T1 3.0 10 42 14.00 0.14F2 2.3 10 120 52.17 0.52T2 2.8 40 85 30.36 0.08T3 2.3 40 91 39.57 0.10T4 2.2 100 115 52.27 0.05T5 2.2 100 93 42.27 0.04

Tabella 4.1: Conteggio delle bolle ad occhio

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CAPITOLO 4. ANALISI DATI 18

Dosimetro sensibilità (bolle/μSv) MU bolle D (μSv) D' (mSv/Gy)

F1 2.2 2 64 29.09 1.45T1 3.0 10 43 14.33 0.14F2 2.3 10 141 61.30 0.61T2 2.8 40 94 33.57 0.08T3 2.3 40 120 52.17 0.13T4 2.2 100 140 63.64 0.06T5 2.2 100 120 54.55 0.05

Tabella 4.2: Conteggio delle bolle con ImageJ

Si può vedere che il numero di bolle per ogni dosimetro è accettabile inentrambe le modalità di conteggio, infatti le dosi che si ottengono risultanosempre entro l'errore del 10%.

4.1 ImageJ

Si descrive in dettaglio il procedimento utilizzato per il conteggio delle bolle conImageJ, che è quello a cui si farà riferimento in tutta l'analisi dati. L'insieme ditutti i comandi utilizzati è stato inserito in una �macro�, presente nell'appendiceA [7].

Al �ne di un'analisi dell'immagine è necessario che questa non presenti trop-po rumore di fondo, altrimenti il programma potrebbe classi�care come bolleimpurità che non lo sono. Si è quindi scattata la foto dei dosimetri posti davantiuno sfondo scuro su un sostegno e immersi in acqua distillata, come mostratonella �gura nella pagina successiva.

Aprendo la foto con ImageJ e dopo averla convertita in 8 bit (�gura 4.2), ènecessario creare diverse nuove immagini, ognuna delle quali contiene il ritagliodi un solo dosimetro. A queste va applicata la trasformata di Fourier (Process� FFT � Bandpass Filter) e sistemato il contrasto in modo da renderlo il piùalto possibile, sempre per minimizzare il rumore. Ciò si può fare con Image� Adjust � Brightness/Contrast o Threshold. Si possono usare quindi diversicomandi per sistemare e de�nire meglio le bolle, come �Close-� e �Fill Holes�.A questo punto si nota che molte delle bolle sono sovrapposte e quelle chesarebbero due o più vengono individuate dal programma come una sola. Perrisolvere questo problema si utilizza Process � Binary � Watershed che è ingrado di dividerle nella maggior parte dei casi, infatti non tutti gli accumulisono riconosciuti con la presenza di più bolle. Questo non risulta comportareun grave errore in quanto è compensato dalla presenza del rumore che nonè possibile eliminare completamente, l'errore rimane sempre del 10%. Si passaquindi al conteggio con Analyze� Analyze Particles. Si apre una �nestra in cuideteminare la dimensione in super�cie e la circolarità degli oggetti da analizzareper diminuire ulteriormente il rumore. Inoltre si possono impostare diversefunzionalità, come mascherare gli oggetti non considerati o de�nire i contorni diquelli analizzati, utili per confrontare le immagini dei dosimetri prima e dopo le


Figura 4.1: Dosimetri disposti in una vaschetta con acqua distillata

Figura 4.2: Foto binarizzata dei dosimetri, nell'ordine T1, F1, T2, F2, T3, T4,T5


Dosimetro super�cie (pxl2) circolarità

F1 100-1000 0.70-1.00T1 200-2000 0.50-1.00F2 200-2000 0.50-1.00T2 200-2000 0.50-1.00T3 200-2000 0.50-1.00T4 200-2000 0.50-1.00T5 200-2000 0.00-1.00

Tabella 4.3: Parametri utilizzati nel conteggio delle bolle

modi�che. In questo modo si può capire se l'impostazione dei parametri è statafatta correttamente e il risultato ottenuto dal conteggio è realistico o meno. Ilprogramma ora analizza ogni singola bolla numerandola e dando un elenco dirisposta. In alto è riportata una tabella con i parametri utilizzati per i diversidosimetri.

Figura 4.3: Immagine del dosimetro T4 prima (a sinistra) e dopo (a destra)l'aumento del contrasto e la suddivisione degli oggetti

Ottenuto il numero delle bolle si passa al calcolo della dose come descrittosopra.


4.2 Algoritmo di Unfolding

Quello che si vuole ottenere a questo punto è l'istogramma che rappresenti lospettro energetico dei neutroni provenienti dall'e-LinAc. Per fare ciò si utilizzaun algoritmo di unfolding [2] che era stato realizzato con lo scopo di determinareil numero di neutroni da fasci simulati con Geant4. La simulazione prevede che ifasci neutronici, generati da una determinata sorgente, colpiscano un rivelatorela cui geometria e i materiali rappresentano lo spettrodosimetro.

L'algoritmo di Unfolding è in grado di leggere un �le contenente i numeridei neutroni termici rivelati da ogni dosimetro BDT da cui determina i numeridei neutroni dello spettro incidente, inserendoli poi in un altro �le, per intervallienergetici. Questi intervalli, dati in MeV, sono:[

10−9; 10−7]

;[10−7; 10−5

];[10−5; 10−3

];[10−3; 10−1

];[10−1; 101

]Dalle misure sperimentali si erano ottenuti valori di dose, ma questi possonoessere inseriti come se fossero numeri di neutroni perchè per quelli termici si hauna relazione di proporzionalità tra le due grandezze. Bisogna però considerareche i dosimetri BDT risentono di 1/10 dei neutroni veloci in dose, che bisognaquindi sottrarre. Si determina questa quantità a partire dalle dosi ottenute daidosimetri BD-PND. Durante la misura si disponeva solamente di 2 di questi,ma è facile supporre le quantità di dose che si sarebbero potute ottenere dallapresenza di altri tre, che si possono chiamare F3, F4 e F5, nello spettrodosimetroposti, rispettivamente, alle profondità dei dosimetri T3, T4 e T5 sapendo cheil rapporto tra una dose e la successiva è costante. Quindi dai dati in tabella2 per F1 e F2 (si fa riferimento ai valori di dose corrispondenti a D') si vedeche un decimo di neutroni veloci corrisponde a 0.145 mSv/Gy e 0.061 mSv/Gy.Dunque da T1 e T2 si ottengono dosi di radiazioni di neutroni termici pari a 0mSv/Gy e 0.02 mSv/Gy. Il rapporto tra le dosi ottenute da F2 e da F1 é pari a0.42, che deve rimanere costante, ovvero essere uguale anche al rapporto tra F3e F2 e così via. Allora i valori di dose che si avrebbero dall'ipotetica presenza diF3, F4 e F5 sarebbero 0.26 mSv/Gy, 0.11 mSv/Gy e 0.05 mSv/Gy. Di questequantità un decimo è pari a 0.026 mSv/Gy, 0.011 mSv/Gy e 0.005 mSv/Gy. Diconseguenza le dosi da considerare per T3, T4, T5 sono 0.100 mSv/Gy, 0.050mSv/Gy e 0.045 mSv/Gy.

Un problema riscontrato nell'utilizzo dell'algoritmo è il fatto che non accet-tasse l'assenza di neutroni termici per T1. Ciò è stato risolto ponendo il valore1 al posto di 0, cosa fattibile dal momento che l'errore sulle misure della dose èsempre del 10% e 1 neutrone è trascurabile rispetto a quelli rivelati dagli altridosimetri. Nell'appendice B sono riportati tutti i �le necessari all'algoritmo diunfolding per funzionare, in particolare due ottenuti dalla simulazione e unocontenente le misure di dose ottenute sperimentalmente, e il �le di risposta coni numeri dei neutroni per i cinque intervalli energetici. Si è quindi potuto realiz-zare l'istogramma, riportato in �gura 12, dei dati ottenuti dall'algoritmo grazieal programma Gnuplot. Sulle ascisse sono presenti i cinque intervalli energeticiin ordine crescente mentre sulle ordinate il numero di neutroni rivelati. Quello


che viene visualizzato è un picco in corrispondenza dell'ultimo intervallo, ovveroquello centrato in 1 MeV, che è l'energia della radiazione neutronica provenienteda e-LinAc.

Figura 4.4: Istogramma dello spettro dei neutroni provenien-ti da e-Linac. Gli intervalli energetici in MeV sono nell'ordine:[10−9; 10−7

];[10−7; 10−5

];[10−5; 10−3

];[10−3; 10−1

];[10−1; 101

]Dallo spettro incidente ottenuto si può a questo punto rideterminare i valori

di dose, in particolare per i neutroni veloci la cui energia corrisponde all'in-tervallo

[10−1; 101

]. Le dosi ottenute in mSv/Gy, dopo averle trasformate in

μSv/Gy, diventano misure di un �usso in neutroni/(cm2·Gy) moltiplicandole perun fattore 105, considerando la legge di proporzionalità per i neutroni termici:

1Sv w 1011neutroni/cm2

Dunque anche i valori ottenuti dall'unfolding possono essere trasformati in �ussomoltiplicandoli per lo stesso fattore. Per tornare a valori di dose, trattando aquesto punto neutroni veloci, il fattore di conversione è pari a [8]

3.65 · 10−10Sv·cm2/neutroni

I valori di dose dei neutroni veloci a cui si fa riferimento sono comunque quelliottenuti dai dosimetri BD-PND.

Conclusioni

In questa tesi è stata veri�cata sperimentalmente l'e�cacia di uno spettrodo-simetro per neutroni con l'impiego di radiazione neutronica proveniente da unacceleratore radioterapico ospedaliero. L'originalità di questo spettrodosimetroè di utilizzare esclusivamente dosimetri per i neutroni termici per la ricostruzionedell'intero spettro energetico dei neutroni.

Il lavoro si è sviluppato a partire dalla realizzazione di una determinatacon�gurazione dello spettrodosimetro con l'utilizzo di cinque dosimetri BDTe due BD-PND. In seguito all'irragiamento si sono misurate le dosi a diverseprofondità attraverso il conteggio delle bolle presenti in ciascun dosimetro. Ivalori ottenuti sono stati poi inseriti in un algoritmo di unfolding in modo daottenere lo spettro energetico dei neutroni incidenti.

I risultati ottenuti mostrano il numero di neutroni in corrispondenza di diver-si intervalli energetici, compresi tra 10−9MeV e 101MeV, nello speci�co sono statiinseriti cinque intervalli energetici da due decadi ciascuno. Questo evidenzia chedalle misure ricavate con l'utilizzo dello spettrodosimetro si può e�ettivamentericostruire l'intero spettro neutronico.

Si considera interessante veri�care l'a�dabilità dello spettrodosimetro attra-verso la rideterminazione della dose per i neutroni veloci a partire dallo spettroenergetico. Ciò può essere fatto modi�cando la simulazione, ottenendo unadiversa matrice di risposta da inserire nell'algoritmo di unfolding. La radiazio-ne neutronica proveniente da un e-LinAc può essere considerata isotropa nellospazio, la simulazione usata �n'ora considerava invece un fascio preliminare dineutroni puntiforme. Questo signi�ca che nella conversione da numero di neu-troni in �usso, fatta per ricavare nuovamente la dose, non basta considerare unasuper�cie di 1cm2 ma è necessario considerare l'intera super�cie dei rivelatoripresi in considerazione. I dosimetri presentano un'altezza di circa 7cm e unalarghezza di 1.5cm, quindi una super�cie di 10.5cm2.

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Appendice A

�Macro� utilizzata per il conteggio delle bolle con ImageJ:open ("E:\\MyUni\\Anno III\\Tesi\\dosimetro.tif");run("Bandpass Filter...");waitForUser( "Pause","Some \n Dialog");run("Brightness/Contrast...");waitForUser( "Pause","Some \n Dialog");setThreshold(0, 140);run("Close-");run("Fill Holes");run("Watershed");run("Analyze Particles...");

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Appendice B

Matrice di risposta, ogni riga corrisponde a un dosimetro BDT, ogni colonna aun intervallo energetico:

2.0082e-01 3.8096e-03 3.3000e-06 0.0000e+00 0.0000e+001.0223e-01 9.0553e-02 2.4622e-03 5.8800e-05 1.0000e-063.4736e-03 9.1076e-02 1.5433e-02 1.3322e-03 9.0400e-052.2094e-03 5.1215e-02 2.3379e-02 4.7833e-03 8.3350e-046.8100e-04 1.5674e-02 1.6519e-02 9.8855e-03 7.0898e-03

Livelli energetici:1.0000e-091.0000e-071.0000e-051.0000e-031.0000e-011.0000e+01

Dosi:1.0000e+002.0000e+011.0000e+025.0000e+014.5000e+01

Risultato dell'unfolding :1 1.4013e-452 1.2386e-023 5.7335e-014 2.2660e+015 4.6535e+02

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Bibliogra�a

[1] K. Alikaniotis. �BNCT come radiosensibilizzante in trattamenti radioterapicicon e-LinAc ospedalieri di alta energia�. Tesi di laurea specialistica. Universitàdegli studi di Torino, A.A. 2012-2013.

[2] E. Battistella. �Realizzazione e simulazione con programma Montecarlo�Geant4� di uno spettrometro per neutroni basato su dosimetri a bolle�. Tesidi laurea triennale. Università degli studi di Trieste, A.A 2014-2015.

[3] K. A. Olive et al. �Review of Particle Physics�. In: Chin. Phys. C38(2014), p. 090001. doi: 10.1088/1674-1137/38/9/090001.

[4] F. Vanhavere, M. Loos, A. J. M. Plompen, E. Wattecamps e H. Thierens.�A combined use of the BD-PND and BDT bubble detectors in neutron dosi-metry�. In: Radiation Measurements 29 (1998) p. 573.

[5] L. Toscano. �Schermature per neutroni prodotti mediante acceleratori ra-dioterapici�. Tesi di laurea triennale. Università degli studi di Trieste, A.A.2013-2014.

[6] C. Ongaro, et al. �Analysis of photoneutron spectra produced in medi-cal accelerators�. Phys Med Biol 2001; 46(3):897.

[7] J. Mutterer e W. Rasband. �ImageJ Macro Language. Programmer's Refe-rence Guide v1.46d�.

[8] National Council on Radiation Protection. Protection Against NeutronRadiation. NCRP 1971, Report 38.

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Ringraziamenti

Vorrei ringraziare il mio relatore, Gianrossano Giannini, per l'entusiasmo con-tagioso che mostra ogni giorno. Mi ha aiutata a superare i momenti in cuipensavo di non farcela e mi ha fatto appassionare sempre in quello che facevo.Ringrazio anche Katia che ha iniziato e �nito con me questo lavoro. Grazie perl'immensa disponibilità e pazienza, per la tesi magistrale terrò conto di tutti ituoi insegnamenti e consigli di scrittura.

Ringrazio i miei genitori per avermi sempre detto che ero brava anche quandoio non lo credevo a�atto e per essere sempre stati felici dei miei risultati �ob-bligandomi� ad esserlo anch'io. Ringrazio Yvonne e Kevin che mi fanno sentireimportante nella loro vita e non servono parole per saperlo. Grazie perchè siete�eri di me. Grazie famiglia che ci sei. Ringrazio anche mia nonna per essereunica e per voler parlare di �sica con me. Grazie per aver condiviso con me latua esperienza astronomica.

Ringrazio Damiano che è stato il mio supporto informatico. Se non ci fossistato tu il computer sarebbe volato dalla �nestra o questa tesi non ci sarebbe.Ma sei stato molto più di questo. Hai sopportato i miei mille cambi d'umore algiorno, hai asciugato le mie lacrime e mi hai sempre mostrato la realtà com'è.Grazie per farmi sentire importante e per essere contento del mio traguardocome fosse il tuo.

Ringrazio Tosca, Isabella, Nunzia ed Elison, le amiche di sempre, perchè soche ci saranno sempre e potrò sempre contare su di loro nonostante la vita ciporti in direzioni diverse.

Ringrazio le mie coinquiline che sono quelle che hanno dovuto sopportare dipiù le mie ansie, sopratutto Martina. Ma saprò farmi perdonare con tutte lecene che potrò prepararvi ora. Anche se Veronika parla già di prova costume.Ma tanto chiederò consiglio sull'out�t a Lucia che mi dice che sto sempre bene.

Ringrazio tutti i miei amici dell'università, Damiano, Dario, Matteo, Cri-stian, Nicole, Serena, Martina, Alessandro, Giacomo, Gian, Michele e Mauroche mi hanno accolto e accettato nel loro gruppo con gioia. Grazie per avermimostrato un'amicizia che non contemplavo, semplice, naturale ma comunque unlegame che resterà sempre nel mio cuore.

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