LES (Low Energy Spectrometer) Spettrometro passivo per neutroni ev>en>10 kev

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1 Capitolo 4 LES (Low Energy Spectrometer) Spettrometro passivo per neutroni 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. 35

2 BDT LES BDS 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 ev Rivelatore integrale BDT ( commerciale) ev - 10 kev Nuovo spettrometro LES ( prototipo) 10 kev - 20 MeV Spettrometro BDS (commerciale ) 36

3 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/ µ Sv ; Intervallo di dose rilevata da meno di 0.01 a più di 50 µ Sv ; 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. 37

4 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 (CH 2 )n (ottenuta tramite programmazione con MCNP). Materiali assorbenti Sono caratterizzati da materiali caratterizzati da un alta sezione d urto d assorbimento, quali 10 B 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 38

5 Acido borico fig. 4.4 sezione d urto della concentrazione di Boro (20% 10 B, 80% 11 B), nell acido borico H 3 BO 3 (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) 39

6 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: Polietilene BDT Paraffina borata Cadmio Fig. 4.6 Strutture cilindriche collocate intorno al BDT. 40

7 ESEMPIO DI UNA CONFIGURAZIONE : fig. 4.7 prototipo d esempio. LES BDT cadmio polietilene cadmio polietilene 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 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 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: 41

8 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) 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 42

9 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 E r 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 E r, l energia corrispondente alla particella emessa sarà: E n = E - de E r L energia associata ad ogni livello E r del nucleo residuo sarà pari ad un energia E n del neutrone, fino a che vale la relazione: E r < E M, dove E M 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 E r 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 F d 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 F d assume per diversi materiali ad alto Z in funzione della differenza tra l energia del gamma incidente, E r, e l energia di separazione del neutrone, S n. 43

10 Figura 4.9: Frazione di neutroni diretti in funzione dell energia disponibile per l emissione (E r - de ) Dalla figura si può ricavare la relazione lineare per esprimere il valore di F d in funzione dell energia del fotone incidente: ( Eγ de) 0 se < 2.5 MeV F d = se 2.2 MeV < 0.2 se ( Eγ de) > 9. 0 MeV ( Eγ de) < 9.0 MeV 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, 2 H, 3 H, 4 He, 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 E N pari a: E N = (E E t - E e )(A - A N )/A 44

11 E indica l energia del fotone incidente, E t l energia di soglia per la reazione, E e 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 A N è quella della particella emessa; il fattore (A - A N )/A, invece, tiene in considerazione il rinculo del nucleo residuo. Element Photonuclear reaction Threshold energy(mev) 16O (γ,n 0 ) 15.7 (γ,2n) 28.5 (γ,n * ) 21.0 (γ,np) C (γ,n 0 ) 18.7 (γ,n * ) 20.7 (γ,np) 27.4 (γ,nα) 26.0 (γ,npα) N (γ,n 0 ) 10.5 (γ,np * ) O (γ,n) 8.05 (γ,2n) C (γ,n) 4.95 (γ,2n) Na (γ,n) 12.4 (γ,np) 19.2 (γ,2n) Cl(75.5%) (γ,n) 12.6 (γ,np) 17.8 (γ,2n) Cl(24.5%) (γ,n) 10.3 (γ,np) 18.3 (γ,2n) p (γ,n) 12.3 (γ,np) S (γ,n) 15.0 (γ,np) K (γ,n) 13.1 (γ,np) Ca (γ,n) 15.6 Tabella 4.1: elementi leggeri presenti, reazioni fotonucleari ed energie di soglia. (γ,n 0 ) e (γ,n * ) indicano rispettivamente lo stato fondamentale e quello eccitato in cui rimane il nucleo dopo l emissione di un neutrone. 45

12 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 ev e 0.4 ev) Configurazione dello spettrometro LES: Lunghezza 16.5 cm. BDT 1 Configurazione BDT 1 cm Polietilene Diametro 4 cm (n/cm 2 /source) Energy (MeV) fig 4.10 : curva di risposta (n/ cm 2 ) della prima configurazione 46

13 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 Configurazione dello spettrometro LES: BDT 2 Configurazione Lunghezza 17.5 BDT 2 cm Polietilene Diametro 6 cm (n/cm 2 /source) Energy (MeV) fig 4.11 : curva di risposta (n/ cm 2 ) della seconda configurazione 47

14 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. 1 H(n, γ) 2 H fig Sezione d urto totale dell idrogeno in funzione dell energia dei neutroni incidenti (ottenuta dal sito http.//t2.lanl.gov) Configurazione dello spettrometro LES: BDT Lunghezza Configurazione BDT 2 cm Polietilene 0.2 cm Cadmio 0.5 cm Polietilene Diametro

15 (n/cm 2 /source) Energy (MeV) ffig 4.13 : curva di risposta (n/cm 2 ) 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. 49

16 Configurazione dello spettrometro LES: Lunghezza 18.7 cm BDT 4 Configurazione BDT 2.5 cm Polietilene 0.2 cm Cadmio 1.5 cm Polietilene Diametro 10.4 cm (n/cm 2 /source) Energy (MeV) ffig 4.14: curva di risposta (n/cm 2 ) 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 50

17 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 Configurazione dello spettrometro LES: Lunghezza 18.4 cm 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 (n/cm 2 /source) Energy (MeV) fig 4.15 : curva di risposta (n/cm 2 ) della sesta configurazione 51

18 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 Configurazione dello spettrometro LES: BDT Lunghezza 17.9 cm 6 Configurazione BDT 0.4 cm paraffina borata 3 cm Polietilene Diametro 8.8 cm 52

19 (n/cm 2 /source) Energy (MeV) cf fig 4.14 : curva di risposta (n/cm 2 ) 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% 10 B, 80% 11 B). 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 10 B anche in percentuale minore rispetto al 11 B, determina un incremento della sezione d urto di cattura di circa 6 ordini di grandezza (sui neutroni termici a 0,025eV). 53

20 fig confronto tra sezioni d urto 10 B e 11 B (ottenuta dal sito http.//t2.lanl.gov). Il 10 B è dotato di un elevata sezione d urto di cattura per neutroni di bassa energia (3840 barn a ev) e un Q-valore positivo (Q = MeV); (n + 10 B 7 Li + α MeV) i prodotti di reazione (una particella α e un nucleo di 7 Li) 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 11 B 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 mostra la linearità di comportamento delle sezioni d urto di assorbimento fino a coprire l intero range di definizione su cui agisce il LES. 54

21 fig confronto tra sezioni d urto 10 B 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 B 10 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). 55

22 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 1 1E-3eV-10keV 2 2 2E-2eV-10keV E-1eV-10keV E-1eV-10keV eV-10keV eV-10keV 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 / cm 2, in funzione dell energia dei neutroni incidenti, normalizzati a 1 neutrone sorgente. (n/cm 2 /source) Energy (MeV) Fig 4.18 Curve di risposta in termini di n/ cm 2 /source. 56

23 4.6.1 Conversione dose-flusso E stato necessario convertire le risposte dei rivelatori espresse in ( n / cm 2 ) per En < 0.4 ev per neutrone sorgente in (bolle / n / cm 2 ), 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 10 5 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 cm 2 da cui 10-6 b /n/cm 2 Questo fattore di conversione K ricavato applicato alle risposte dei singoli dosimetri simulati (in termini di n / cm 2 in funzione dell energia dei neutroni incidenti), consente di leggere direttamente il numero di bolle prodotte per neutrone sorgente al cm 2, associato a ciascun bin energetico (come risulta possibile vedere in fig. 4.20): 57

24 (b/n/cm 2 ) Energy (MeV) fig Curve di risposta LES 58

25 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. 59

26 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. 60

27 Figura 4.24: LES composizione: paraffina cadmio. Fig 4.25 LES: confronto strato di composto borato avvolto nel Polietilene (nero) e Paraffina 61

28 Fig 4.26 LES: Paraffina composto borato avvolto nel polietilene. 62