Study of the ionizing radiation field around accelerators
Creators: name: Βαγενά, Ελένη Χρ.
Publisher: name: Aristotle University of Thessaloniki
Year: 2016
Subjects: Πειραματικός προσδιορισμός φάσματος νετρονίων
Ιατρικός επιταχυντής
Ενεργές διατομές φωτοπυρηνικών αντιδράσεων
Τεχνική αποσυνέλιξης
Experimental characterization of the neutron spectrum
Medical accelerator
Photonuclear cross sections
Unfolding technique

description: Η διδακτορική διατριβή αφορά τον πειραματικό προσδιορισμό του φάσματος των νετρονίων σε χώρους ιατρικών επιταχυντών. Για πρώτη φορά εφαρμόστηκε η μέθοδος της νετρονιακής ενεργοποίησης μετάλλων σε μικτά πεδία (φωτόνια-νετρόνια) χαμηλής ροής νετρονίων. Λόγω των ιδιαιτεροτήτων που εμφανίζει το πεδίο των ιατρικών επιταχυντών κρίθηκε αναγκαίος ο ακριβής καθορισμός της απόδοσης ενός ανιχνευτή γερμανίου (HPGe) που χρησιμοποιείται στην γάμμα φασματοσκοπία καθώς και o υπολογισμός διόρθωσεων λόγω των φαινομένων της αυτοαπορρόφησης των φωτονίων, της τυχαίας σύμπτωσης και της αυτοθωράκισης των νετρονίων. Ένας από τους βασικούς στόχους της διατριβής είναι ο υπολογισμός του φάσματος νετρονίων Elekta SL πoυ είναι εγκατεστημένος στο πανεπιστημιακό νοσοκομείο Λάρισας. Χρησιμοποιώντας Μοnte Carlo προσoμοιώσεις εκτιμήθηκε η ευαισθησία των ροών φωτονίων, νετρονίων και δευτερογενών ηλεκτρονίων σε διαφορετικά χαρακτηριστικά δύο ιατρικών επιταχυντών, Εlekta SL kαι Varian Clinac. Η εισαγωγή της διατριβής περιγράφει την λειτουργία των ιατρικών επιταχυντών, την παραγωγή των νετρονίων μέσω αλληλεπίδρασης των φωτονίων της θεραπευτικής δέσμης με τα υλικά του επιταχυντή καθώς και την επίδραση των νετρονίων στους ιστούς. Επιπλέον, περιγράφεται εν συντομία η τεχνική της ενεργοποίησης μετάλλων, που περιλαμβάνει την ακτινοβόληση των μετάλλων, τη μέτρηση τους σε σύστημα γαμμα φασματοσκοπίας καθώς και τον υπολογισμό του φάσματος με χρήση τεχνικής αποσυνέλιξης (unfolding). Γίνεται επίσης αναφορά στη βιβλιογραφία, η οποία αφορά προσομοιώσεις θεραπευτικών δεσμών ακτινοθεραπείας με έμφαση στα ανοιχτά ζητήματα μεταξύ των ερευνητικών ομάδων. Το δεύτερο κεφάλαιο αφορά τον υπολογισμό της απόδοσης του HPGe ανιχνευτή. Οι διαφορετικές γεωμετρίες καθώς και το πάχος των υλικών οδήγησε στον υπολογισμό της απόδοσης ενός ανιχευτή HPGe με χρήση του Geant4. Αρχικά προσδιορίστηκε πειραματικά η απόδοση του ανιχνευτή, χρησιμοποιώντας τρείς πηγές. Στη συνέχεια κατασκευάστηκε η γεωμετρία του ανιχνευτή, η οποία βασίστηκε στα χαρακτηριστικά, τα οποία παρέχονται από τον κατασκευαστή. Η σύγκριση πειραματικής-υπολογισμένης απόδοσης, οδήγησε σε διαφοροποιήσεις της τάξης του 10%, κυρίως για τις χαμηλές ενέργειες φωτονίων (&lt;100 keV). Στη συνέχεια ένα νέο σετ μετρήσεων πραγματοποιήθηκε με σκοπό τον πιο ακριβή προσδιορισμό των εσωτερικών τμημάτων του ανιχνευτή. Αξιοποιώντας τις νέες μετρήσεις μοντελοποιήθηκαν νέες γεωμετρίες και χρησιμοποιώντας την τεχνική try &amp; error καταλήξαμε σε νέα βελτιωμένα χαρακτηριστικά γεωμετρίας. H νέα γεωμετρία διασφάλισε πολύ χαμηλές διαφοροποιήσεις πειραματικών-υπολογισμένων τιμών απόδοσης (&lt;2%).Το τρίτο κεφάλαιο περιγράφει την τεχνική της νετρονιακής ενεργοποίησης μετάλλων σχετικά μεγάλης μάζας δίνοντας ιδιαίτερη έμφαση στον προσδιορισμό διορθωτικών παραγόντων. Η αυτοαπορρόφηση των φωτονίων υπολογίστηκε με χρήση MC υπολογισμών. Για το φαινόμενο της τυχαίας σύμπτωσης, εκτός από τις αποδόσεις των φωτοκορυφών χρησιμοποιήθηκε και το σχήμα διάσπασης του κάθε ισότοπου, ώστε να υπολογιστεί η πιθανότητα ταυτόχρονης εκπομπής των γάμμα. Για τον συντελεστή αυτοθωράκισης αναπτύχθηκε μια εναλλακτική μεθοδολογία, η οποία στηρίχθηκε στη χρήση προσομοιώσεων Monte Carlo Geant4 για τον υπολογισμό της ροής σε λεπτούς στόχους και αναλυτικής μεθόδου για την εκτίμηση της διάδοσης των νετρονίων στους παχύς στόχους. Συγκεκριμένα υπολογίστηκαν για κάθε στόχο και σε διαφορετικές ενέργειες οι πιθανότητες διάδοσης και σκέδασης των νετρονίων. Η αναλυτική μέθοδος υπολογίζει τον τρόπο διάδοσης των νετρονίων από φύλλο σε φύλλο, λαμβάνοντας υπόψη και νετρόνια που σκεδάζονται ή διαδίδονται από άλλες γειτονικές ενέργειες. Στο τέταρτο κεφάλαιο περιγράφεται η ακτινοβόληση και ο υπολογισμός του φάσματος των νετρονίων σε ιατρικό επιταχυντή. Το πείραμα διενεργήθηκε στο Πανεπιστημιακό Νοσοκομείο Λάρισας. Αρχικά περιγράφεται η διαδικασία επιλογής ενός νέου σετ μετάλλων, για χρήση στη φασματοσκοπία νετρονίων. Από την ακτινοβόληση προσδιορίστηκαν ισότοπα, που παρήχθησαν από αντιδράσεις νετρονιακής αρπαγής και από αντιδράσεις κατωφλίου. Το φάσμα των νετρονίων υπολογίστηκε με τη μέθοδο της ελαχιστοποίησης. Επιπλέον, προσδιορίστηκαν τα ισότοπα, που δημιουργούνται από φωτοπυρηνικές (γ,n) αντιδράσεις. Αυτό μας επέτρεψε τον πειραματικό υπολογιμό της άγνωστης μέσης ενεργού διατομής της αντίδρασης 162Εr(γ,n)161Er για την περιοχή του γιγαντιαίου συντονισμού από τα 9 εώς τα 13.5 ΜeV. Στο πέμπτο κεφάλαιο περιγράφονται οι προσομοιώσεις δύο ιατρικών επιταχυντών, του Elekta SL και της Varian Clinac, για τον υπολογισμό των ροών των σωματιδίων που καταγράφονται στο ισόκεντρο. Μελετήθηκε η περίπτωση θεραπείας χωρίς τη χρήση του φίλτρο. Μελετήθηκε επίσης η μεταβολή της ροής των νετρονίων σε διαφορετικά πεδία ακτινοβόλησης καθώς και σε διάφορες αποστάσεις από το ισόκεντρο.Τέλος, το κεφάλαιο έξι συνοψίζει τα συμπεράσματα που έχουν προκύψει απο την παρούσα διδακτορική διατριβή.
description: This work characterizes experimentally the neutron spectra emitted by a high-energy medical LINAC. The measurement technique is based on neutron activation of different activation detectors. The neutron activation technique is commonly used in characterization of high neutron fluence rates present at facilities such as in nuclear reactors. This is the first attempt to apply the technique in a mixed photo-neutron field around a medical Linac. The main difficulty that arises from that implementation is that thick materials instead of thin must been used due to the much lower neutron fluence rates. The self-shielding factor is an important parameter for the calculation of the absolute nuclear reaction rates in thick materials. Monte Carlo modeling of thick materials leads to a miscalculation of the self-shielding factor due to the fact that does not take into account the neutrons scored in different energy bins (neutron leakage). A new approach based on MC simulations combined by analytical method is presented to calculate the self-shielding factor over the whole neutron energy range. The neutron self-shielding is calculated using the ratio between the reaction rates per atom in the thick and in the thin material. The thick material is the real material that were used in the experiment and the thin one represents the ideal thickness, which does not allow the cross sections of the neighboring nuclei to overlap and multiple scattering to take place. The neutron interactions within the thin material were studied using the Geant4 MC code. The neutron production and penetration through a thick material is calculated through analytical expressions developed for the thin sample. A thick material is composed of n thin slices. The neutron production from one layer to the other is calculated for each energy region using an optimized home-made routine that takes into account the possibility of a neutron to maintain its initial energy or to be scattered with lower energy. The code calculates the parameters needed to correct the neutron flux in a specific energy region due to the material's thickness. This optimized methodology improves the accuracy of the results in activation and shielding studies that takes place in many facilities.The Geant4 Monte Carlo toolkit is used to optimize the spatial arrangement of the metal foils selected for the neutron activation technique. The system of passive detectors offers the possibility to measure neutrons over a wide energy range (from thermal up to a few MeV) at intense and complex mixed n-g fields. Low-level gamma-ray spectrometry using an HPGe detector is used for the quantification of the radionuclides produced in the materials after exposure to the gamma-neutron field. Due to the variety of the geometry of the thick foils, the photo-peak efficiency for the used gamma-lines could not be estimated experimentally, so extensive simulations using the Geant4 were conducted. The experimental and the calculated photopeak efficiencies agree within 2.5% when the detector's simulation is based on both the vendors specifications and experimental optimization. This indicates that the Monte Carlo calculations of the efficiency of an HPGe detector can be used with high accuracy in experiments that incorporate targets with complicated geometry. The correction factors required for accurate γ-spectrometry measurements using thick foils are that deals with the possible loss of photons due to the self-absorption in the material and the factor that estimates the true coincidence summing (TCS) effect that is caused due to the emission of multiple gamma and X-rays in cascade with negligible time delay. To apply the self-absorption factor corrections and adjust the final photopeak efficiency, a realistic geometry of the activation detectors is built in Geant4. To calculate the coincidence summing correction factors a methodology is applied taking into account the information of the γ rays of the decayed isotope, the levels and gammas of the daughter isotope up to the max level of decayed isotope and the internal conversion coefficients.To obtain the neutron spectrum of a medical Linac from the activation technique, measurements must be unfolded. A method for unfolding the neutron energy spectra has been developed using the Minuit minimization. The unfolding procedure takes into account 15 reactions (15 activation rates) without imposing a guess solution (spectrum) a priori. The unfolding methodology has been validated with the benchmark neutron spectrum of Arkansas Nuclear One power plant. The unfolded procedure using the Minuit minimization reproduced reasonably well the physical expectation of two peaks in the spectrum. Both peaks are located in the correct energy region; from 1e-8 to 1e-6 MeV the thermal component and from 0.05 to ~1 MeV the fast component. Actually, the fast part of the spectrum gives two peaks at energies of ~ 0.1 and 0.8 MeV. The thermal peak corresponds to the 15% of the total neutron fluence and the fast component covers ~70% of the neutron spectrum.The operation of two different medical Linacs is simulated using the Geant4 to study the characteristics of 18 MeV Varian Linac and 15 MeV Elekta Linac photon beams. Simulations showed that a) The photon spectrum at the isocenter is not influenced by changes of the primary electron beam’s energy distribution and spatial spread.b) Almost all photons scored at the isocenter are primary that have only interacted with the target.c) The number of contaminant electrons is not negligible in both cases.d) The number of neutrons that are created by (γ,n) reactions at a 10x10 cm2 open field is 3.13x10-6 and 1.2x10-6 per primary electron at the isocenter for the 18 MV Varian Linac and 15 MV Elekta Linac, respectively. e) A flattening filter free beam needs less primary electrons in order to deliver the same photon fluence at the isocenter than a normal flattening filter operation. f) In the Varian Linac there is no significant increase of the surface dose due to the contaminant electrons by removing the flattening filter, whereas in the Elekta Linac there is a significant increase of the surface dose due to the contaminant electrons by removing the flattening filter due to the very thin target. To reduce the number of electrons in this case an aluminum block can be settled behind the target.g) Neutron fluence is higher at the field size of 20x20 cm2 and decreases with field size larger than of 20x20 cm2, for both Linacs.To validate the simulations results, the total neutron and photon fluence at the isocenter field were measured using the activation foil technique. The photon and neutron fluencies of the simulated experiments fall within a range of ±1 and ±2 sigma error, respectively, compared to those obtained experimentally.For an electron accelerator, the determination of bremsstrahlung photon flux is an important task. The bremsstrahlung photon flux allows us (a) to determine the characteristics of photonuclear reaction as the cross section and yield, (b) to estimate the possibility of producing the neutron-rich radioactive nuclei beam and photoneutron beam for fundamental research and (c) to determine the sensitivity of photon activation method and the possibilities for radiation protection and shielding. The measured yield from photoactivation of the targets via nine (γ,n) reactions allowed the determination of the number of photons from the threshold energy up to the end-point energy of the clinically used photon beam. The diversity of the materials allows the monitoring of the photon flux in different energy intervals. By analyzing experimental data, the integrated cross- sections for the photonuclear reaction 162Er(γ,n)161Er is calculated for 13.5 MeV bremsstrahlung end-point energy, that is unknown in the literature. To validate results the integrated photonuclear cross-section of the reaction 197Au(γ,n)196Au is calculated and compared with published data. The comparison of the cross-section data resulted in an agreement within 3%.