PROGRAMMA DI RICERCAALLEGATO MODELLO EC2 1. MISSIONI INTERNO. Il finanziamento per le missioni in...

ISTITUTO NAZIONALE DI FISICANUCLEARE

Preventivo per l'anno 2005

Codice Esperimento GruppoPHONES 5

Rapp. Naz.: Gianrossano GianniniRappresentante nazionale:Gianrossano GianniniStruttura di appartenenza:TSPosizione nell'I.N.F.N.:

PROGRAMMA DI RICERCA

A) INFORMAZIONI GENERALI

Linea di ricercaFotoproduzione di neutroni termici ed epitermici

Laboratorio ovesi raccolgono i dati

Sigla delloesperimento assegnata dallaboratorio

Acceleratore usatoLinac

Fascio(sigla e caratteristiche)

Processo fisicostudiato

Apparato strumentaleutilizzato

Convertitore PHONES

Sezioni partecipantiall'esperimento

Torino, Trieste, (Roma)

Istituzioni esterne all'Entepartecipante

Durata esperimento1 anno

B) SCALA DEI TEMPI : piano di svolgimento

PERIODO ATTIVITA' PREVISTA

2005 Progettazione, Costruzione e Test di due prototipi

Mod EN. 1 (a cura del responsabile nazionale)

mailto:

ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEAREPreventivo per l'anno 2005

StrutturaTO


Resp. loc.: Alba Zanini

PREVENTIVO LOCALE DI SPESA PER L'ANNO 2005In KEuro

VOCIDI

SPESADESCRIZIONE DELLA SPESA

IMPORTI A cura dellaComm.neScientificaNazionale

Parziali Totale Compet.

SJ di cui SJ Viaggi a Trieste, Ancona, Roma, Bologna (meeting di collaborazione e presa dati) 3,0

3,0

Partecipazione a congressi e visite a centri operativi per BNCT 3,0

3,0

Dosimetri a bolle 5,0

5,0

Spedizione strumentazione e fantoccio 1,0

1,0

Consorzio Ore CPU Spazio Disco Cassette Altro

1 fantoccio Jimmy dedicato all'esperimento 2,0

2,0

Totale 14,0 di cui SJ0,0

Sono previsti interventi e/o impiantistica che ricadono sotto la disciplina della legge Merloni ? Breve descrizione dell'intervento:

Mod EC./EN. 2 (a cura del responsabile locale)


StrutturaTS


Resp. loc.: Fernando Liello

PREVENTIVO LOCALE DI SPESA PER L'ANNO 2005In KEuro

VOCIDI

SPESADESCRIZIONE DELLA SPESA

IMPORTI A cura dellaComm.neScientificaNazionale

Parziali Totale Compet.

SJ di cui SJ Meeting di collaborazione e presa dati

Missioni interne come sopra per la componente di Roma

6,0

3,09,0

Contatti con altri gruppi attivi nel campo della BNCT 4,0

4,0

Materiale di consumo per la costruzione ed i test

Materiale di consumo per i test della componente di Roma

8,0

5,0

13,0

Trasporto dei prototipi per le misure ed i test 2,0

2,0

Consorzio Ore CPU Spazio Disco Cassette Altro

Struttura di sostegno per 2 prototipi

Acqua pesante (stimati 22 listri)

Tungsteno

Piombo e Grafite

15,0

11,0

14,0

5,0

45,0

Totale 73,0 di cui SJ0,0

Sono previsti interventi e/o impiantistica che ricadono sotto la disciplina della legge Merloni ? Breve descrizione dell'intervento:



StrutturaTO



ALLEGATO MODELLO EC2

1. MISSIONI INTERNO.Il finanziamento per le missioni in Italia serve in massima parte per recarsi a eseguire misure presso acceleratori (Roma, Ancona) contrasporto di strumentazione, e in parte per riunioni di collaborazione (Trieste), congressi e seminari.Gli incontri a Bologna sono necessari per discutere e ottimizzare il codice MCNPGN, per poterlo utilizzare nell'applicazione specificadella BNCT.

2. MISSIONI ESTEROPartecipazione a congressi internazionali, visite presso altri centri per boroterapia

3. MATERIALI DI CONSUMOSi tratta di strumentazione necessaria per effettuare misure di spettrometria neutronica presso le diverse facilities.

4. MATERIALE INVENTARIABILESi intende realizzare un nuovo esemplare del fantoccio antropomorfo Jimmy, ottimizzato (minore densita' dei polmoni, aggiunta discatola cranica e nuova taratura) e dedicato all'esperimento.

Mod EC./EN. 2a Pagina 1 (a cura del responsabile locale)


StrutturaTO






StrutturaTS




RICHIESTE PER LA COMPONENTE DELL'UNIVERSITÀ CATTOLICA di ROMA

Per una maggiore trasparenza nella discussione delle richieste, sono state mantenute separate le proposte destinatealla componente di Roma della collaborazione.L'afferenza di tale componente (Trieste o una delle sezioni INFN di Roma) è da decidere in via definitiva, anche aseguito delle osservazioni che potranno essere fatte in sede di discussione dei preventivi.

RICHIESTE DI COSTRUZIONE APPARATI

Sarebbe stato oltremodo ottimistico supporre che i risultati ottenuti con il primo prototipo di PHONES fosseroottimali. È stata fatta invece l'ipotesi di poter riutilizzare per un secondo prototipo la maggior parte dei materialiimpiegati nel primo, con l'eccezione della struttura portante. Per quest'ultima i costi stimati sono ampiamente dimassima, in quanto una stima più accurata potrà essere fatta solo con il procedere del progetto.



StrutturaTS








Rapp. Naz.: Gianrossano Giannini

PREVENTIVO GLOBALE DI SPESA PER L'ANNO 2005

In KEuro

Struttura

A CARICO DELL' I.N.F.N. A

caricodi altriEnti

Missioniinterne

SJ

Missioniestere

SJ

Materialedi

consumo

SJ

Trasportie

facchinaggi

SJ

Spesedi

calcolo

SJ

Affittie

manutenz.

SJ

Materialeinventariabile

SJ

Costruzioneapparati

SJ

TOTALECompet.

SJ

TOTS

TOTALI

3,09,0

3,04,0

5,013,0

1,02,0

2,045,0

14,073,0

0,00,0

12,0 7,0 18,0 3,0 47,0 87,0

NB. La colonna A carico di altri enti deve essere compilata obbligatoriamente

Mod EC./EN. 4 (a cura del responsabile nazionale)


Nuovo esperimento GruppoPHONES 5

PROPOSTA DI NUOVO ESPERIMENTO

Mod EN. 5 Pagina 1 di 2 (a cura del rappresentante nazionale)


Nuovo esperimento GruppoPHONES 5

PROPOSTA DI NUOVO ESPERIMENTO

Mod EN. 5 Pagina 2 di 2 (a cura del rappresentante nazionale)

PhoNeSPhoto Neutron Source

Sorgente per (γ,n) BNCT

Universita’ di Trieste e INFN Sezione di Trieste: Gianrossano Giannini**,Fernando Liello*, Franco Calligaris, Renata Longo, Giovanni Scian.

INFN Sezione di Torino: Alba Zanini*, Ugo Nastasi, Elisabetta Durisi,Floriana Fasolo

Università Cattolica del Sacro Cuore - Policlinico “A. Gemelli”- Roma:Angelo Piermattei*, Andrea Fidanzio, Claudia Dell’Omo.

** Responsabile Nazionale* Responsabile Locale

Scopo del progetto PhoNeS:

Scopo del progetto è di sviluppare una sorgente di neutroni che possa essere facilmenteintrodotta all’interno di una struttura ospedaliera al fine di effettuare trattamenti di NeutronCapture Therapy (NCT). In tutto il mondo questi trattamenti vengono effettuati soprattutto pressoappositi centri dotati di un reattore nucleare e quindi situati lontani dagli ospedali; il trattamento“interno” consentirebbe di eliminare la fase di trasporto del paziente con tutte le problematicheassociate.

I proponenti non intendono, in questa fase, entrare nei dettagli del trattamento medico, i cuiaspetti potranno essere affrontati solo in un secondo tempo e che richiederebbero comunque unallargamento della collaborazione ad una forte componente medica. Si intende tuttavia portareavanti lo studio della sorgente di cui alla presente proposta tenendo conto di tutte le peculiarità cheuna successiva applicazione medica potrà richiedere.

1. BNCT

La BNCT, concepita fin dalla prima metà del secolo scorso, sfrutta la cattura dei neutroni termici su Boro-10,la cui concentrazione può essere resa più alta nelle cellule tumorali rispetto a quelle sane.

Nella prima delle due fasi di cui consta la BNCT nelle cellule tumorali viene introdotto Boro-10, isotoponaturale non radioattivo del boro, attraverso la somministrazione di Borofenilalanina (BPA, 10BoronPhenylAlanine). Laseconda fase prevede l’irraggiamento con neutroni dell’area interessata dal trattamento; la conseguente reazionenucleare che si genera induce l’apoptosi (suicidio cellulare controllato) che risulta essere selettiva grazie al diversogrado di assorbimento della BPA tra cellule sane e cellule tumorali.

La reazione neutrone-boro 10B(n, α) presenta alcune caratteristiche che la rendono particolarmente adattaall’impiego in radioterapia:1. I prodotti di reazione, particelle α e nuclei di Litio prodotti nei due canali α(1.78MeV)+7Li(1.01MeV) [6%] eα(1.47MeV)+7Li(0.84MeV)+γ(0.48MeV) [94%], rilasciano tutta la loro energia all’interno della cellula in cui lareazione è avvenuta.

2. La concentrazione di Boro-10 nelle celluletumorali diventa più alta che nelle cellule sane di undi un fattore dell’ordine di 5 grazie all’elevatoassorbimento della BPA da parte delle cellule a piùalta velocità di duplicazione del DNA.

3. La dose di radiazione è rilasciata soltantonell’intervallo di tempo in cui si effettual’irraggiamento del tessuto, i prodotti direazione non sono radioattivi.

1.1 Metodologie attuali: metodo Taormina

La Terapia per Cattura Neutronica su Boro (Boron Neutron Capture Therapy, BNCT) sta avendo promettentisviluppi nel mondo nella terapia di alcuni tumori altrimenti intrattabili, anche grazie ai recenti successi ottenuti proprioin Italia con il metodo TAOrMINA (Trattamento Avanzato di Organi Mediante Irraggiamento Neutronico eAutotrapianto).

Durante più di 10 anni di studi e ricerche sono stati dimostrati risultati importanti quali ad esempio:a) l’assoluta non tossicità della 10B-Borophenylalanine (BPA), in soluzione con Fruttosio, somministrata in dosi

di 300 mg/kg di peso corporeo,b) il contrasto di concentrazione di BPA tra cellule tumorali e sane maggiore di 5 raggiunto in circa 2 ore

dall’infusione e mantenuto per più di 1 ora,c) la rispondenza dei risultati dell’esposizione a neutroni termici, con fluenza di 4x1012 cm-2 in circa 11 minuti,

con le previsioni e le simulazioni.d) l’effettiva apoptosi delle cellule tumorali e sopravvivenza di quelle sane.

Il metodo Taormina ha mostrato la sua efficacia reale essendo già stato applicato con successo a casi dimetastasi diffuse al fegato.

Il risultato è stato ottenuto secondo la seguente procedura:

TREATMENT PLAN Health tissue TumorBoron concentration (ppm) CH=8±1 ppm CT=47±2 ppm CT/CH=5.9

Absorbed Dose (Gy-Eq) DH=8.6±0.5 DT=62±2 DT/DH=7.2

Total neutron fluence = 4E12 n/cm2 Neutron flux = 6.06E9 n/cm2/s Treatment time = 11 min.

Attualmente la pratica della terapia BNCT segue due differenti modalità:• Espianto dell’organo da trattare, irraggiamento con neutroni e reimpianto nel paziente con il metodo

TAOrMINA sviluppato e applicato a Pavia dove è già stato applicato con successo su metastasi diffuse alfegato.

• Irraggiamento diretto con neutroni dello specifico distretto da trattare nel Paziente (metodo impiegato peresempio a Studsvik in Svezia, in Finlandia e in Giappone per trattamento di glioblastomi multiformi alcervello).

Entrambi questi approcci richiedono la disponibilità di strutture esterne all’Ospedale, dove sono installati reattori dipotenza (p. es. L.E.N.A di Pavia, Studsvik in Svezia)

1.2 Sorgenti ospedaliere per BNCT

Attualmente c’è un impegno di ricerca per lo sviluppo di sorgenti ospedaliere per NCT.Risultano particolarmente promettenti le sorgenti a fusione (D-D e D-T) che sono tuttavia ancora in fase sperimentale enon hanno attualmente applicazione terapeutica

• Sorgente D-D LBNL Lawrence Berkeley National Laboratory (Berkeley,California)1

• Sorgente D-T C.A.T.D.N. Centro de Aplicaciones Tecnologicas y Desarrollo Nuclear (Havana, Cuba) 2

• Neutroni da LINAC con moderatori specifici (PHoNeS)

In questo filone di ricerca si inserisce il progetto PhoNeS che si propone di utilizzare fotoneutroni prodotti dallaconversione della radiazione gamma generata dagli acceleratori lineari (18 e 25 MeV), già esistenti in molte struttureospedaliere, attraverso il meccanismo della risonanza gigante. Intendiamo raggiungere l’obiettivo citato mediantel’introduzione di opportune strutture schermanti, senza la necessità di modificare ad hoc apparati esistenti.

Vantaggi:• effettuare trattamenti NCT in un normale reparto di radioterapia• avere a disposizione un’apparecchiatura più versatile, adatta a molteplici tipologie terapeutiche• possibilità di realizzare diversi tipi di moderatore per fasci termici, epitermici o misti, in funzione delle

richieste dei responsabili medici.

2. PROGRAMMA PROPOSTO

Si intende svolgere uno studio di fattibilità per sviluppare i seguenti punti:

1. scelta dei materiali del convertitore/moderatore2. ottimizzazione della geometria3. definizione della BSA (Beam Shape Assembly) e valutazione delle figure di merito in aria (Dγ / Φterapeutico, Dfast

/ Φterapeutico)4. realizzazione di prototipi e test sperimentali con gli stessi5. studio dell’assorbimento dei neutroni in fantoccio antropomorfo6. raccolta di dati propedeutici al passaggio alla fase successiva di progetto

2.1 Materiali del convertitore/moderatore

Uno degli elementi qualificanti del progetto di sviluppo proposto è la scelta e l’ottimizzazione dei materiali e dellageometria del convertitore/moderatore.

Tale struttura sarà costituita da materiali ad alto Z destinati ad assorbire la radiazione gamma ed a generare i neutroni eda materiali a basso A per la riduzione dell’energia cinetica dei neutroni prodotti al livello corrispondente al picco dellasezione d’urto di assorbimento del 10B. Dalle simulazioni i migliori materiali per la parte ad alto Z risultano esserePiombo e Tungsteno, mentre per il moderatore a basso A i risultati puntano decisamente sull’utilizzo di acqua pesante ecarbonio sotto forma di grafite.

Il lavoro pianificato si articolerà nei punti di seguito schematizzati:

• Analisi delle sezioni d’urto dei materiali e dei composti per selezionare gli elementi più adatti per realizzare ilsistema di produzione e moderazione dei neutroni prodotti per γ,n.

• Studio delle strutture meccaniche che dovranno minimizzare le problematiche di attivazione neutronica egamma

• Simulazione con codice GEANT4++.

2.2 Geometria del convertitore/moderatore

• Studio della geometria e della successione dei materiali con lo scopo di ottimizzare la produzione di neutroninell’intervallo termico ed epitermico e minimizzare la componente veloce e la componente gamma.

• Simulazioni con MCNP-GN3

Considerato il peso dei materiali ed i vincoli imposti nella scelta degli stessi dalla necessità di minimizzare gli effetti diattivazione, è ipotizzabile che sia necessaria un a struttura di sostegno ad alta tecnologia.

2.3 Definizione della BSA(Beam Shape Assembly) e valutazione delle figure di merito in aria

• Valutazione delle figure di merito in aria per minimizzare la dose indesiderata dovuta a gamma e neutroniveloci. Si considererano come valori accettabili i limiti consigliati (indicativamente) dall’IAEA, pari a:Dfast/Φterapeutico < 5E-13 e Dγ/Φterapeutico < 3E-13.

2.4 Prototipaggio e test

• Realizzazione di prototipi.• Test al sincrotrone di Trieste.• Test su acceleratore Saturne da 18 e 25 MeV (Roma, Ancona).• Studio dei risultati sperimentali.

2.5 Assorbimento in fantoccio antropomorfo

• Valutazione della distribuzione dei neutroni in fantoccio matematico sia nella zona di trattamento sia in quellecircostanti valutando i rischi associati.

• Simulazioni mediante MCNP-GN (appendice B) e fantoccio ADAM.• Confronto con i dati sperimentali ottenuti utilizzando il fantoccio antropomorfo fisico JIMMY ed il prototipo

di cui al punto 2.4.

2.5 Preparazione per i passi successivi

• Valutazione della dose terapeutica data da: Dtot= CF DB + RBEN DN + RBEH DH + RBEγ D

γ (vediallegato ASPETTI DOSIMETRICI)

• Simulazione con MCNP-GN• Verifica mediante fantoccio JIMMY (appendice C) con metodi di dosimetria specifici per BNCT.4,5

• Studio preliminare delle possibilità di frazionamento della dose terapeutica a partire del protocolloutilizzato a Pavia e dai dati ricavati sperimentali di rendimento ottenuti dai prototipi e dalle simulazioni. Siintende dimostrare la possibilità pratica di somministrare una dose terapeutica efficace in un numeropraticamente attuabile di sessioni.

3. STUDIO PRELIMINARE

Schematicamente PHONES consiste in un nucleo di fotoconversione costituito di materiali ad alto Z. Attorno ad esso sipone una serie di strutture il cui compito è termalizzare efficacemente i neutroni fast, ed attorno a queste, esternamente,opportuni schermi per la radiazione gamma e per i neutroni che potrebbero sfuggire da PHONES verso direzioniindesiderate.

Tramite simulazioni effettuate con MCNP-GN e GEANT4++ sono state considerate alcune possibili configurazioni delmoderatore utilizzando differenti materiali e differenti geometrie.

La componente di Trieste della collaborazione ha iniziato a studiare ed ottimizzare la prima configurazione geometricadi PHONES, ovvero quella che prevede un convertitore di forma cubica o parallelepipeda. Sono state condotte fino aquesto momento diverse simulazioni a partire dal singolo elettrone primario (d’energia 18 o 25 MeV), inviato controuna targhetta di tungsteno per generare i gamma necessari alla fotoproduzione neutronica nel convertitore di PHONES.

Il lavoro preliminare svolto fino a questo momento si è indirizzato allo studio delle strutture di contenimento dei gammadi back-scattering che altrimenti sfuggirebbero da PHONES e di recuperare il massimo possibile dei neutroni prodottiche si propagherebbero lungo direzioni indesiderate.

Le simulazioni fatte in preparazione della presente proposta hanno dimostrato che:• È possibile, mediante un attento studio della geometria e di materiali utilizzati, ottenere significativi guadagni

nel rendimento di neutroni nel range di energia di interesse per la BNCT (termici ed epitermici) a partire daelettroni primari tra 18 e 25 MeV

• È possibile contenere e/o schermare la produzione indesiderata di neutroni veloci e di gamma a valori più cheaccettabili

A titolo puramente indicativo, riportiamo di seguito alcune strutture campione investigate ed i risultati, assolutamentepreliminari, per esse ottenute dalle simulazioni. È comunque evidente che l’approfondimento delle simulazioni ed ilconfronto dei risultati ottenuti con misure sperimentali sarà solo possibile a seguito dell’approvazione del progetto disviluppo qui presentato.

CONFIGURAZIONE 1

CAVITA’ di TRATTAMENTO

SOURCE

SUPERFICIE ESTERNA

Z

X

Figura 1

TUNGSTENO

GRAFITE

POLIETILENE

BISMUTO

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

2,0x10-10

4,0x10-10

6,0x10-10

8,0x10-10

1,0x10-9

1,2x10-9

1,4x10-9

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

2,0x10-10

4,0x10-10

6,0x10-10

8,0x10-10

1,0x10-9

1,2x10-9

1,4x10-9FLUSSO CAVITA' vs FLUSSO SUPERFICIE ESTERNA

flusso cavità = 2.45E-8 n/cm2/e-

Grafico 1.1

flusso superficie esterna = 3.10E-9 n/cm2/e-

Neut

ron

Flux

(n/c

m2

/e-

)

Energy (MeV)

0 10 20 30 40 500.0

1.0x10-9

2.0x10-9

3.0x10-9

4.0x10-9

5.0x10-9

6.0x10-9

7.0x10-9

8.0x10-9

Grafico 1.2

Neutron Flux Profile (18 MeV)

Neu

tron

flux

(n/

cm2

/e-

)

Distance from isocenter (cm)

Thermal Epithermal Fast Total

0 10 20 30 40 500.0

5.0x10-9

1.0x10-8

1.5x10-8

2.0x10-8

2.5x10-8

3.0x10-8

Grafico 1.3

Neutron Flux Profile (25 MeV)

Neu

tron

flux

(n/

cm2

/e-

)


Thermal Epithermal Fast Total

CONFIGURAZIONE 2

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

2,0x10-9

4,0x10-9

6,0x10-9

8,0x10-9

1,0x10-8

1,2x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

2,0x10-9

4,0x10-9

6,0x10-9

8,0x10-9

1,0x10-8

1,2x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-8

1,0x10-7

1,5x10-7

2,0x10-7

2,5x10-7

3,0x10-7

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-8

1,0x10-7

1,5x10-7

2,0x10-7

2,5x10-7

3,0x10-7

Flusso superficie esterna = 1.36e-8 (n/cm2/e-)

NEUTRON FLUX vs GAMMA FLUX (25MeV)

Flusso cavità = 1.74e-7 (n/cm2/e-)

Neu

tron

Flux

(n/c

m2

/e-

) Flusso gamma cavità = 1.31e-6 (γ/cm2/e-)

Gam

ma

Flux

(γ /cm

2

/e-

)

Flusso gamma superficie esterna = 1.25e-7 (γ/cm2/e-)

Energy (MeV)

0 10 20 30 40 500,0

3,0x10-8

6,0x10-8

9,0x10-8

1,2x10-7

1,5x10-7

1,8x10-7

2,1x10-7

Neutron Flux Profile (25MeV)

Neutr

on F

lux (n

/cm2

/e- )


THERMAL EPITHERMAL FAST TOTAL

TUNGSTENO

POLIETILENE

PIOMBO

ACQUA PESANTE

GRAFITE

BISMUTO


SUPERFICIE ESTERNA

CONFIGURAZIONE 3

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

2,0x10-9

4,0x10-9

6,0x10-9

8,0x10-9

1,0x10-8

1,2x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

2,0x10-9

4,0x10-9

6,0x10-9

8,0x10-9

1,0x10-8

1,2x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

1,0x10-7

2,0x10-7

3,0x10-7

4,0x10-7

5,0x10-7

6,0x10-7

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

1,0x10-7

2,0x10-7

3,0x10-7

4,0x10-7

5,0x10-7

6,0x10-7

Flusso cavità = 2.82e-7 (n/cm2/e-) Flusso superficie esterna = 2.52e-8 (n/cm2/e-)

Neut

ron

Flux

(n/c

m2

/e-

)

Flusso gamma cavità = 3.68e-6 (γ/cm2/e-)

Gam

ma

Flux

(γ /cm

2

/e-

)

NEUTRON FLUX vs GAMMA FLUX (25MeV)

Flusso gamma superficie esterna = 5.05e-7 (γ/cm2/e-)

Energy(MeV)

0 10 20 30 40 500.0

5.0x10-8

1.0x10-7

1.5x10-7

2.0x10-7

2.5x10-7

3.0x10-7

3.5x10-7Neutron Flux Profile (25MeV)

Neut

ron

Flux

(n/cm2

/e-

)


THERMAL EPITHERMAL FAST TOTAL

TUNGSTENO

POLIETILENE

PIOMBO

ACQUA PESANTE

GRAFITE

BISMUTO


SUPERFICIE ESTERNA

CONFIGURAZIONE 4

TUNGSTENO

PLEXIGLAS

PIOMBO

ACQUA PESANTE

GRAFITE

BISMUTO


SUPERFICIE ESTERNA

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-9

1,0x10-8

1,5x10-8

2,0x10-8

2,5x10-8

3,0x10-8

3,5x10-8

4,0x10-8

4,5x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-9

1,0x10-8

1,5x10-8

2,0x10-8

2,5x10-8

3,0x10-8

3,5x10-8

4,0x10-8

4,5x10-8

Flusso cavità = 5.65E-7 n/cm2/e-

Neu

tron

Flux

(n/c

m2

/e-

)

Energy(MeV)

FLUX SUP.INT vs FLUX SUP.EXT. (25MeV)

Flusso superficie esterna = 1.23E-8 n/cm2/e-

FANTOCCIO

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0.0

5.0x10-9

1.0x10-8

1.5x10-8

2.0x10-8

2.5x10-8

3.0x10-8

3.5x10-8

4.0x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0.0

5.0x10-9

1.0x10-8

1.5x10-8

2.0x10-8

2.5x10-8

3.0x10-8

3.5x10-8

4.0x10-8

flusso superficie interna

Gam

ma

Flux

(γ /cm2

/e-)

Energy (MeV)

GAMMA FLUX SUP.INT. vs SUP.EXT.

flusso intera superficie

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-9

1,0x10-8

1,5x10-8

2,0x10-8

2,5x10-8

3,0x10-8

3,5x10-8

4,0x10-8

4,5x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-9

1,0x10-8

1,5x10-8

2,0x10-8

2,5x10-8

3,0x10-8

3,5x10-8

4,0x10-8

4,5x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-9

1,0x10-8

1,5x10-8

2,0x10-8

2,5x10-8

3,0x10-8

3,5x10-8

4,0x10-8

4,5x10-8Spettro del flusso neutronico in profondità

Energy(MeV)

Flusso cavità = 5.65E-7 n/cm2/e-

Flusso dopo 5 cm di plexiglas = 2.83E-7 n/cm2/e-

Neu

tron

Flux

(n/c

m2

/e-

)

Flusso dopo 10 cm di plexiglas = 1.24E-7 n/cm2/e-

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-9

1,0x10-8

1,5x10-8

2,0x10-8

2,5x10-8

3,0x10-8

3,5x10-8

4,0x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-9

1,0x10-8

1,5x10-8

2,0x10-8

2,5x10-8

3,0x10-8

3,5x10-8

4,0x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0,0

5,0x10-9

1,0x10-8

1,5x10-8

2,0x10-8

2,5x10-8

3,0x10-8

3,5x10-8

4,0x10-8 Flusso gamma in profondità

flusso cavità = 3.53E-7 γ/cm2/e-

Gam

ma

Flu

x (γ /cm

2

/e-

)

Energy (MeV)

flusso dopo 5 cm di plexiglas = 2.68E-7 γ/cm2/e-

flusso dopo 10 cm di plexiglas = 2.14E-7 γ/cm2/e-

0 10 20 30 40 500,0

1,0x10-7

2,0x10-7

3,0x10-7

4,0x10-7

5,0x10-7

6,0x10-7

Neutron and gamma flux Profile (25MeV)

Neu

tron

Flux

(n/c

m2

/e-

)


Total neutron Thermal Epithermal Fast Gamma

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0.0

5.0x10-9

1.0x10-8

1.5x10-8

2.0x10-8

2.5x10-8

3.0x10-8

3.5x10-8

4.0x10-8

4.5x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0.0

5.0x10-9

1.0x10-8

1.5x10-8

2.0x10-8

2.5x10-8

3.0x10-8

3.5x10-8

4.0x10-8

4.5x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0.0

5.0x10-9

1.0x10-8

1.5x10-8

2.0x10-8

2.5x10-8

3.0x10-8

3.5x10-8

4.0x10-8

4.5x10-8

10-9 10-8 10-7 10-6 10-5 10-4 10-3 10-2 10-1 100 101

0.0

5.0x10-9

1.0x10-8

1.5x10-8

2.0x10-8

2.5x10-8

3.0x10-8

3.5x10-8

4.0x10-8

4.5x10-8

Montezuma best

Montezuma old

Confronto configurazioni

Energy(MeV)

Tronco di cono

BEST CONFIGURATION

Neu

tron

Flux

(n/c

m2

/e-)

Cubo

CONFIG. 1 % NEUTRONIφ

totφ

thφ

epiφ

fastφγ thermal epithermal fast

(n/cm 2/e-) (n/cm 2/e-) (n/cm 2/e-) (n/cm 2/e-) (γ /cm2/e-)

CAVITA' 2,45E-08 8,71E-09 9,04E-09 6,78E-09 1,16E-08 36% 37% 27%

SUP.EXT 3,10E-09 1,22E-09 9,89E-10 8,88E-10 2,66E-08 39% 32% 29%

CONFIG. 2 % NEUTRONI

CAVITA' 1,74E-07 5,73E-08 6,59E-08 5,04E-08 1,31E-06 33% 38% 29%

SUP.EXT 1,36E-08 4,89E-09 5,08E-09 3,65E-09 1,25E-07 36% 37% 27%


CAVITA' 2,82E-07 8,18E-08 1,16E-07 8,41E-08 3,68E-06 29% 41% 30%

SUP.EXT 2,52E-08 8,32E-09 8,29E-09 8,57E-09 5,05E-07 33% 33% 34%


CAVITA' 5,65E-07 3,52E-07 1,61E-07 5,16E-08 3,53E-07 62% 28% 10%

SUP.EXT 1,23E-08 9,91E-09 1,85E-09 5,38E-10 2,05E-08 80% 15% 5%

I flussi riportati in tabella sono espressi in unità di particella sorgente. Per ottenere il flusso per unità di tempo si devemoltiplicare per un fattore di conversione che dipende dalle specifiche del LINAC6, in modo particolare dalla durata delsingolo impulso, dalla frequenza e dalla corrente di alimentazione.Per le nostre stime abbiamo considerato come valori estremi: 15mA, 200Hz e 3.5µs in un caso e 23mA, 240 Hz e 5µsnell’altro. Così operando abbiamo ottenuto un fattore di conversione compreso fra 6.E13 e-/s e 1.8E14 e-/s.Si può, quindi, dire che il flusso terapeutico (flusso termico sommato al flusso epitermico) per unità di tempo da noicalcolato è compreso fra 3.E7 n/cm2/s e 9.E7 n/cm2/s.La valutazione sull’efficacia terapeutica di tali flussi è al di fuori dell’ambito della presente proposta; torna tuttavia utilericordare che recenti studi farmacologici stanno mettendo a punto una tecnica che permetta di aumentare la

concentrazione di boro nel tessuto tumorale. Sembra ragionevole pensare che tale concentrazione possa raggiungere unvalore doppio rispetto a quello attuale, il che permetterebbe di abbassare il minimo flusso neutronico utile per la terapiada 1.E8 n/cm2/s a 5.E7 n/cm2/s.

Se tali risultati venissero confermati, è facile dedurre l’importanza che assumerebbe la conferma dei nostri risultatipreliminari, ma se anche ciò non avvenisse, non è necessariamente escluso che la metodologia proposta non consentamargini ulteriori di miglioramento rispetto a quanto ottenuto sinora.

Il calcolo delle dosi in aria (PER LA CONFIGURAZIONE 4) hanno portato ai seguenti risultati:

NEUTRON DOSE PHOTON DOSESv/e- Gy/e-

CAVITA' 7.39E-18 2.62E-18

SUPERFICIE ESTERNA 1.19E-19 1.31E-19

Tali valori possono essere considerati soddisfacenti, in quanto paragonabili con quelli riferiti ad un terapia classica (conMD CLASS MEVATRON Siemens, ospedale San Giovanni A.S.) e riportati qui di seguito:

NEUTRON DOSEPHOTON DOSE

Sv/e- Gy/e-

Campo 10 x 10 1,48E-18 8,89E-16

Fuori campo di irraggiamento 7,88E-19 4,87E-18

Analogamente possiamo considerare confortanti le stime delle figure di merito da noi ottenute:

Dfast/Φutile Dγ/Φutile

CAVITA' 1.56E-12 1.33E-12

SUPERFICIE ESTERNA 7.09E-13 3.38E-12

anch’esse confrontabili con i limiti consigliati (indicativamente) dall’IAEA, pari a: Dfast/Φ < 5.E-13 e Dγ/Φ < 3.E-13.

4. POSSIBILI FUTURE COLLABORAZIONI INTERDISCIPLINARI

Allo stato preliminare di questa proposta abbiamo ricevuto espressioni di interesse in vista di future collaborazioni daparte di :

• Applicazione medica: Gruppi di radioterapia di Pavia (ospedale San Matteo), di Torino (ospedale SanGiovanni A.S.), e di Roma (Università Cattolica - Policlinico Agostino Gemelli), per l’analisi delle procedure,frazionamento della dose e numero di sedute.Gruppo di medici oncologici (dott. Zanon osp. San Giovanni A.S., dott. Prati osp. San Matteo) perl’individuazione di tumori trattabili con la terapia BNCT.

• Applicazione farmacologica: Centro di eccellenza in imaging molecolare (prof. AIME, professore ordinarioDipartimento di Chimica, Università di Torino), per la messa a punto di una tecnica che permetta di aumentareil rapporto CT/CH utilizzando carrier per il trasporto di boro (semplice o abbinato al gadolinio) diminuendo cosìil flusso neutronico incidente necessario per la terapia salvaguardando il tessuto sano. Questa tecnologia èbasata sulle particelle di chitosano oltre ad altri approcci basati sul targeting di trasportatori di aminoacidi epoliamine che sono up-regulated nelle cellule tumorali rispetto a quelle sane.

5.CONCLUSIONI

Dallo studio preliminare si può affermare che la produzione di neutroni dipende fortemente dall’estensione dellasuperficie su cui incide il fascio gamma con un incremento di oltre un ordine di grandezza tra una geometria semplice(configurazione 1) e una più complessa (configurazione 4).La produzione di neutroni veloci può venire anche notevolmente ridotta tramite l’utilizzo di materiali quali acquapesante e grafite e la produzione di gamma diretti e di cattura viene facilmente eliminata con l’introduzione di strati dipiombo senza una riduzione consistente del flusso utile.

Bibliografia:

1. J.M. Verbeke, S.V. Costes, D. Bleuel, J. Vujic, and K.N. Leung "Designing an Epithermal Neutron Beam forBoron Neutron Capture Therapy for the Fusion Reactions D-D and D-T", Proc. Int. Conf. Physics of NuclearScience and Technology, Long Island , New York, October 5-8, 1998,Vol. 2, pp. 1600-1607 (1998).

2. Guido Martin “A conceptual design of a beam-shaping assembly for boron neutron capture therapy based ondeuterium-tritium neutron generators” Med.Phys. 31 (5), May 2004

3. Zanini A, Durisi E, Fasolo F, Ongaro C, Visca L, Nastasi U, Burn KW, Scxielzo G, Alder J O Annand JRMand Rosner G “Monte Carlo simulation of the photoneutron field in linac radiotherapy treatments withdifferent collimation systems” accettato per la pubblicazione su Phys. Med and Biol.

4. Kent J.Riley and Peter J.Binns et al. “A physical dosimetry intercomparison for BNCT”

5. Gambarini G. “Imaging of absorbed dose in phantom exposed to high fluences of thermal and epithermalneutrons with separation of all dose contributions”- Proceedings of the WORK SHOP ON RADIATIONDOSIMETRY pagg.105-110

6. David S. Followill et al. “Neutron source strength measurement for Varian, Siemens, Elekta and GeneralElectric linear accelerators”, American College of Medical Physics (PACS Numbers:87.53Qc, 87.52.Ln)

APPENDICE A : FOTOPRODUZIONE

A.1 Metodi di produzione di neutroni, fotoneutroni (γ,n)

Per la produzione di neutroni si usano comunemente sorgenti radioattive, reattori nucleari, acceleratori diparticelle e tra questi ultimi acceleratori di protoni o nuclei, ma si tratta di strumentazione spesso disponibile solo inlaboratori specializzati e pochi centri ospedalieri nel mondo dispongono di reattori nucleari.

L’efficienza di produzione di neutroni per esempio da protoni di 2.6 MeV di energia cinetica su bersaglio di7Li è dell’ordine di 2x10-4.

Altri generatori commercialmente disponibili sono i “Neutron Guns” a deuterio-deuterio D-D o deuterio-trizioD-T.

Il metodo da noi proposto si basa sulla fotoproduzione di neutroni mediante reazioni (γ,n) da risonanza gigantemediante gamma di bremsstrahlung da acceleratori lineari di elettroni con energie di 20-30MeV.

A.2 La fisica dei fotoneutroni

Per produrre neutroni, attraverso reazioni di fotoproduzione da risonanza gigante, si possono convenientemente usaregamma di energie superiori alla soglia della reazione. Tali gamma sono ottenibili tramite processi di bremsstrahlung,mediante acceleratori lineari di elettroni.

Con elettroni aventi energie di 20-30 MeV si possono ottenere 1012 n/kW di potenza disponibile in elettronifacendo incidere la radiazione gamma di bremsstrahlung su bersagli di Tungsteno o Piombo. Le efficienze sonodell’ordine di 0.25xEe(in GeV) n/e cioè 0.75x10-2 n/e, ovvero quasi l’1%.

A.3 Fotoneutroni prodotti da acceleratori lineari

I neutroni sono prodotti per Risonanza Gigante di Dipolo (G.D.R) quando l’energia del fotone incidente èsuperiore all’energia di soglia per la reazione (γ,n). Tale soglia dipende debolmente dal numero atomico del materialeconsiderato (circa 8 MeV per gli elementi ad alto numero atomico (W, Pb) e 16-18 MeV per elementi a basso numeroatomico (O, C)) mentre il valore massimo della sezione d’urto, per gli elementi ad alto Z, è circa 50 volte superiorerispetto a quello per i materiali a basso Z (W: 400mb, C: 8mb).

Sezione d’urto della reazione (γ,n) su Tungsteno Sezione d’urto della reazione (γ,n) su Carbonio

“Neutron source strength measurements for Varian , Simens, Elekta, and General Electric linear accelerators”

David S. Followill et al.

Department of radiation Physics, The University of Texas

Misure dell’intensità della sorgente neutronica Q, in acceleratori lineari

Q = Φdir+scat/(1/(4πd2) + 5.4/S ) • Si esclude la componente termica

• d = distanza (cm) tra il target e il punto in cui è valuta la fluenza neutronica diretta

• S = superficie della stanza di trattamento (cm2)

Flusso neutronico:

Componente diretta + componente di scattering

Come si può notare dalla tabella, l’intensità della sorgente neutronica varia a seconda dell’energia maxdell’acceleratore, dei materiali che compongono la testata e dalla geometria (fino ad un fattore 20).

Varian 1800 10 0.06

Varian 1800 15 0.76

Varian 1800 18 1.22

Varian 2100C 18 0.96 0.11

Varian 2100C** 18 0.87

Varian 2300CD 18 0.95 0.03

Varian 2500 24 0.77

Siemens MD2 10 0.08

Siemens MD 15 0.20 0.02

Siemens KD 18 0.88 0.10

Siemens KD 20 0.92

Siemens Primus * 10 0.02


Siemens Primus ** 15 0.21

Siemens Primus 15 0.20

Elekta SL-20 17 0.69




Elekta SL-25 25 1.44 0.31

GE Saturne 41 12 0.24


GE Saturne 43 18 1.32 1.50


Acceleratore Modello MV Q deviaz. Valori pubblicati

x1012 neutroni/Gy standard di Q (x10 12

x1012 neutroni/Gy neutroni/Gy )

Varian 1800 10 0.06

Varian 1800 15 0.76

Varian 1800 18 1.22

Varian 2100C 18 0.96 0.11

Varian 2100C** 18 0.87

Varian 2300CD 18 0.95 0.03

Varian 2500 24 0.77

Siemens MD2 10 0.08

Siemens MD 15 0.20 0.02

Siemens KD 18 0.88 0.10

Siemens KD 20 0.92



Siemens Primus ** 15 0.21

Siemens Primus 15 0.20





Elekta SL-25 25 1.44 0.31



GE Saturne 43 18 1.32 1.50


Acceleratore Modello MV Q deviaz. Valori pubblicati

x1012 neutroni/Gy standard di Q (x10 12

x1012 neutroni/Gy neutroni/Gy )

“Neutron source strength measurements for Varian, Simens, Elekta, and General Electric linear accelerators”

David S. Followill et al.

Department of radiation Physics, The University of Texas

Come si vede in figura per Pb, W e U, attorno a 15 MeV di energia degli elettroni entranti, usati per produrre gamma,l’eccitazione della risonanza gigante fornisce già circa 1012 n kW-1, dell’ordine della metà del valore di saturazioneraggiunto a circa 30 MeV.

Per energie superiori la produzione di n è semplicemente proporzionale alla corrente media di elettroni e allaloro energia (o al potenziale accelerante MV).

I neutroni prodotti, per esempio in Pb, W e U, hanno energietipiche dei loro legami nucleari e sono dunque distribuiti nella regionefino a circa 8 MeV con un valore medio a quasi 2 MeV, sono neutroniveloci dunque.

Tali neutroni, se venissero inviati così verso tessuti vivi,rilascerebbero dosi di radiazione eccessive dovute principalmente alrinculo dei protoni dell’idrogeno dell’acqua presente nei tessuti.

La relazione tra dose/fluenza e energia dei neutroni in figuramostra come tale rapporto diminuisca di un fattore ~50 sotto i 10 keV,poi resta basso fino a 2.5 x 10-2eV (2.5x10-11GeV) dei neutroni termici atemperatura ambiente.

APPENDICE B : CODICE DISIMULAZIONE MCNP-GN

B.1 Il codice MCNP-GN

Au, W∪1 mm+Cu∪3cm

Al, Fe

W

W

W

Schema della fotoproduzione neutronica nellatestata dell’acceleratore (contributo dominante)e nel corpo del paziente (circa 10%)

Schema della testata di un acceleratore lineare

I neutroni devono perciò essere moderati e la loro energia ridotta sotto i10keV, eventualmente fino a energie termiche, per essere terapeuticamenteutilizzabili.

La moderazione dei neutroni è complessa e risulta fondamentale lascelta dei materiali nonché la geometria che possono essere entrambeottimizzate ricorrendo a simulazioni con codici Monte Carlo che devonotenere conto di tutti i fattori concorrenti.

Una prima stima dei flussi ottenibili può essere così sviluppata.Disponendo di un acceleratore di elettroni da 18 MeV che produce 1.3x1012

n (Gy-photon)-1 si ottengono a circa 30 cm di distanza dalla sorgente difotoneutroni e moderandoli con un’efficienza _ (stimabile dell’ordine di 0.3):_ x 1.3 x 108 n cm-2 (Gy-photon)-1 termici e epitermici utili. Considerandouna capacità dell’acceleratore di fornire 10Gy-photon al minuto cioè 1Gy-phin circa 6 secondi si ottengono _ x 2 x 107 n cm-2 s-1. Le simulazioni confermano tali stime. È anche prevedibile di poter disporrein seguito di acceleratori con potenze in elettroni di alcuni kW guadagnandoun fattore 10-30 rispetto al presente. Un ulteriore fattore di guadagno dicirca un 2 potrebbe derivare dall’uso di uno strato d’uranio impoverito,come viene studiato da alcuni nostri collaboratori esterni.

APPENDICE B: CODICE DI SIMULAZIONE MCNP-GN

B.1 Il codice MCNP-GN

Nell’ambito degli esperimenti INFN: PHANTOM, GAMMAN e NEEDLE il gruppo di Torino ha sviluppatoun sistema completo, utilizzato nell’ambito della radioterapia con acceleratori lineari, per la valutazione dellacomponente neutronica indesiderata dovuta a reazioni (γ,n) nella testata degli acceleratori e nel corpo del paziente.

Il sistema consiste in un apparato sperimentale basato su: dosimetri passivi (spettrometro a bolle BDS), codicidi calcolo di tipo Monte Carlo (MCNP-GN) per la fotoproduzione ed il trasporto di neutroni e un fantoccioantropomorfo con cavità in corrispondenza degli organi critici (Jimmy).

Una corretta valutazione della dose neutronica prevede la valutazione degli spettri energetici, infatti come sipuò dedurre dalla figura 3.1 i fattori di conversione flusso – dose dipendono fortemente dall’energia (ICRP 74 ).

atori lineari, per la valutazione della componente neutronica indesiderata dovuta a reazioni (γ,n) nella testatadegli acceleratori e nel corpo del paziente.

Il sistema consiste in un apparato sperimentale basato su: dosimetri passivi (spettrometro a bolle BDS), codicidi calcolo di tipo Monte Carlo (MCNP-GN) per la fotoproduzione ed il trasporto di neutroni e un fantoccioantropomorfo con cavità in corrispondenza degli organi critici (Jimmy).

Una corretta valutazione della dose neutronica prevede la valutazione degli spettri energetici, infatti come sipuò dedurre dalla figura 3.1 i fattori di conversione flusso – dose dipendono fortemente dall’energia (ICRP 74 ).

Figura 3.1 Fattori di conversione per neutroni flusso-equivalente di dose ambientale

Con il nuovo codice MCNP-GN si può trattare tutta la cascata elettromagnetica considerando: la produzione dei fotonidi bremsstrahlung, la fotoproduzione dei neutroni ed il loro trasporto all’interno della testata dell’acceleratore e delcorpo umano. Il modello fisico per la reazione (γ,n) consiste:

• una componente evaporativa: i neutroni prodotti hanno una distribuzione energetica Maxwelliana euna distribuzione angolare isotropa.

• una componente diretta (circa 10 %): l’energia dei neutroni è data da Eγ-Sn (dove Eγ è l’energia delfotone incidente e Sn è l’energia di separazione) mentre la distribuzione angolare segue la leggea+bsin2θ, dove a e b sono parameri semiempirici e θ è l’angolo tra la direzione del fotone incidente eil fotoneutrone emesso.

Poiché la sezione d’urto della fotoproduzione è circa 100 volte inferiore rispetto alle sezioni d’urto dell’effettoCompton, fotoelettrico e produzione di coppie, la routine inserita introduce un meccanismo di forzatura: durante lastoria di ciascun fotone viene prodotto un neutrone ed il punto i di generazione è scelto tra i punti (n) di interazione deifotoni secondo la distribuzione:

�=

=i

j tot

jjn EiF

1

,),,( )()(

σ

σ γγ

Alla fine del processo a ciascun fotoneutrone è applicato un peso statistico:

)(/)(, γγγ σσ EEw totn= .

Queste caratteristiche insieme alla capacità di modellare geometrie complesse rendono MCNP-GNparticolarmente adatto per la simulazione di geometrie di acceleratori lineari.

Attualmente il codice è disponibile su richiesta agli autori; e in futuro si prevede che sia distribuito dalla NEA.Inoltre MCNP-GN è un codice “aperto”: è possibile introdurre nuove sezioni d’urto, modificare delle routines

in funzione del problema studiato, ottimizzare le tecniche di riduzione della varianza in funzione della geometria inesame.Il metodo è stato utilizzato in diversi centri di radioterapia quali: Candiolo (Torino), San Giovanni A.S (Torino), La Fe(Valencia - Spagna), Onkologik Klinic (Lund Svezia), LaPitie’ Salpetriere (Parigi France).

Nelle figure A,B è riportato il confronto tra lo spettro neutronico al piano del paziente (0.01 eV < En < 20 MeV)calcolato con MCNP-GN e misurato con lo spettrometro BDS per due diversi acceleratori.

Fig.A:Acceleratore Elekta 18 MeV (La Fe -Valencia, Fig.B: Acceleratore Siemens 15 MeV (S.GiovanniSpagna). Collimatori lamellari7. A.S., Torino). Collimatori tradizionali7.

APPENDICE C: FANTOCCIO ANTROPOMORFO JIMMY

Il fantoccio antropomorfo Jimmy, progettato presso l’università di Torino dal gruppo INFN di dosimetria delleradiazioni ionizzanti, in collaborazione con il JRC (Joint Research Center) di Ispra (VA), è stato realizzato per ladosimetri neutronica.L’originalità di questo tipo di fantoccio è dovuta alla sua composizione: infatti è stato realizzato assemblando strati diplexiglas dello spessore di 1 o 2 cm con uno di polietilene dello spessore di 6 cm. Al loro interno sono state poicostruite delle cavità delle dimensioni di 2 cm x 14 cm x 2 cm in corrispondenza della posizione della maggioranzadegli organi considerati critici dall’ICRP 60.Rispetto ad altri fantocci può essere esposto in piedi o sdraiato ed ha alloggiamenti realizzati in modo da consentirel’irraggiamento di diversi tipi di dosimetri, quali TLD, dosimetri a bolle, fogli di policarbonato. Con i primi è possibilevalutare la componente termica del campo neutronico con i secondi quella veloce. Accanto al plexiglas e al polietilene èstata anche introdotta polvere d’osso lungo la colonna vertebrale in modo da stimare anche le interazioni tra i neutroni eil calcioDimensioni esterne:

• testa: 15 cm x 13.5 cm x 19 cm• collo: 10 cm x 11 cm x 13.5 cm• tronco: altezza 59 cm, larghezza variabile tra 30 cm e 36 cm, considerando anche le spalle la larghezza

raggiunge un valore di 47 cm, spessore 20 cm.Al suo interno sono presenti 16 organi in tutto, tuttavia dove non era possibile inserire un organo critico, si sonorappresentati quelli vicini in modo da avere ugualmente un valore della dose assorbita in quella zona. Ad esempio, alposto del midollo osseo, uno fra gli organi più radiosensibili, sono stati realizzati due alloggiamenti (colonna bassa ecolonna centro) sotto la colonna vertebrale.

APPENDICE D:ASPETTI DOSIMETRICI

Calcolo della dose in BNCTLa valutazione dell’efficacia clinica di un fascio per BNCT richiede il calcolo della dose sia nel tessuto sano

sia in quello tumorale. Il calcolo risulta complesso in quanto i differenti contributi alla dose totale hanno diversi valoridi RBE (Efficacia Biologica Relativa). Inoltre l’efficacia biologica della dose fisica D, dovuta alla cattura neutronica daparte dei nuclei di 10B dipende dal tipo di composto usato per introdurre il Boro nel corpo del paziente.

La componente dominante della dose è quella rilasciata nella reazione di cattura neutronica da parte del BoroDB. I neutroni termici, richiesti per la reazione 10B(n,α)7Li producono anche dose azoto DN attraverso la reazione dicattura da parte dell’azoto: 14N(n,p)14C. Neutroni termici sono inoltre responsabili di una componente gamma Dγ acausa della reazione di cattura con nuclei di idrogeno che compongono il tessuto: 1H(n,γ)2H.

L’ultima componente da considerare è la dose idrogeno o “fast dose” dovuta ai protoni di rinculo generatidall’interazione di neutroni di energia > 1 keV con gli atomi di idrogeno presenti nel tessuto.

La dose complessiva Dtot viene calcolata in termini di Gy-eq (gray-equivalent), moltiplicando ciascun termineper la rispettiva efficacia biologica.

Dtot= CF DB + RBEN DN + RBEH DH + RBEγ D

γ

L’RBE è il rapporto tra la dose fotonica e, in questo caso, la dose neutronica necessaria per produrre lo stessoeffetto biologico nelle medesime condizioni (RBEN =3.2; RBEH =3.2; RBE

γ =1 ). Il Compound Factor (CF o CBE) è

definito come l’RBE ma tiene in conto gli effetti dovuti al tipo di composto usato e alla microdistribuzione nel tessutosano e in quello tumorale.

Mediante il codice MCNP-GN, in cui è stato inserito il fantoccio matematico ADAM, si intende effettuare lavalutazione della dose, secondo la formula indicata, negli organi interessati dal trattamento usando gli opportuni fattoriRBE.

Penetrazione delle componenti termiche e epitermiche

Dalla figura si può vedere che il flussotermico è particolarmente adatto per trattamentisuperficiali (sarcoma, melanoma diffuso), mentre ilflusso epitermico è adatto per trattamenti in profondità(fegato).A titolo di esempio riportiamo il calcolo dei profili didose per un fascio di neutroni da 10 keV (sorgentemonodirezionale) in tessuto sano ed in tessutotumorale, mettendo in evidenza il contributo dellediverse componenti: idrogeno, azoto, boro e gamma.

Ulteriore Bibliografia.1. Ongaro C, Zanini A and Nastasi U 1999 “Monte Carlo simulation of the photo-neutron production in the high-

Z components of radiotherapy accelerators” – Monte Carlo Methods Appl. 5 69-792. Burn K W and Ongaro C 2002 “Photoneutron production and dose evaluation in medical accelerators” ENEA

report RT/2002/51/FIS (Bologna ENEA)3. BDS – Bubble Detector neutron Spectrometer, BTI, HWY 17, Chalk River, Ontario, Canada4. Zanini A, Durisi E, Fasolo F, Visca L, Nastatsi U, Onagro C, Burn K.W and Annand J.R.M. “Neutron spectra

in a tissue-equivalent phantom during photon radiotherapy treatment by linacs” Proceedings of NinthSymposium on Neutron dosimetry - Advances in Nuclear Particle Dosimetry for Radiation Protection andMedicine - 28 settembre – 3 ottobre 2003 Delft (Olanda)

5. ICRP 1995 “Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation ” ICRPPublication 74 (Annals of the ICRP 26 (3-4)) (Stockholm: ICRP)

6. MCNP4B 1997 MCNPTM – a general Monte Carlo N-particle transport code, version 4B –Los Alamos –12625-M Manual ed J. Briesmeister

7. Ongaro C, Burn K W, Zanini A, Nastasi U, Ottaviano G, Manfredotti C and Rodenas J 2000 “Analysis ofphotoneutron spectra produced in medical accelerators” Physi. Med Biol. 45 L55-L61

Zanini A, Durisi E, Fasolo F, Ongaro C, Visca L, Nastasi U, Burn KW, Scxielzo G, Alder J O Annand JRM and RosnerG “Monte Carlo simulation of the photoneutron field in linac radiotherapy treatments with different collimationsystems” accettato per la pubblicazione su Phys. Med and Biol.





PREVISIONE DI SPESA

Piano finanziario globale di spesa

In KEuro

ANNIFINANZIARI

Missioniinterne

Missioniestere

Materialedi

consumo

Trasporti efacchinaggi

Spesedi

calcolo

Affitti emanutenz.

Materialeinventariabile

Costruzioneapparati

TOTALECompet.

2005

TOTALI

12,0 7,0 18,0 3,0 47,0 87,0

12,0 7,0 18,0 3,0 0,0 0,0 0,0 47,0 87,0



StrutturaTO



COMPOSIZIONE DEL GRUPPO DI RICERCA

N RICERCATORECognome e Nome

QualificaAffer.

algruppo

% NTECNOLOGI

Cognome e Nome

Qualifica

%Dipendenti Incarichi Dipendenti Incarichi

Ruolo Art. 23 Ricerca Assoc. Ruolo Art. 23Ass.

Tecnol. 1234

DURISI Elisabetta NASTASI Ugo VISCA Lorenzo ZANINI Alba Ric.

Dott.F.S.ABors.

5555

40305050

Numero totale dei Tecnologi Tecnologi Full Time Equivalent

00

NTECNICI

Cognome e Nome

Qualifica%Dipendenti Incarichi

Ruolo Art. 15Collab.tecnica

Assoc. tecnica

Numero totale dei ricercatori Ricercatori Full Time Equivalent

41.7

Numero totale dei Tecnici Tecnici Full Time Equivalent

00

SERVIZI TECNICI Annotazioni:

Denominazione mesi−uomo

Osservazioni del direttore della struttura in merito alladisponibilità di personale e attrezzature



StrutturaTS



COMPOSIZIONE DEL GRUPPO DI RICERCA

N RICERCATORECognome e Nome

QualificaAffer.

algruppo

% NTECNOLOGI

Cognome e Nome

Qualifica

%Dipendenti Incarichi Dipendenti Incarichi

Ruolo Art. 23 RicercaAssoc. Ruolo Art. 23Ass.

Tecnol. 12345678

CALLIGARIS Franco Dell'OMO Claudia FIDANZIO Andrea GIANNINI Gianrossano LIELLO Fernando LONGO Renata PIERMATTEI Angelo SCIAN Giovanni

P.A.

P.O.R.U.P.A.

Bors.AsRic

P.O.Bors.

55522555

20505050301050100

Numero totale dei Tecnologi Tecnologi Full Time Equivalent

00

NTECNICI

Cognome e Nome

Qualifica%Dipendenti Incarichi

Ruolo Art. 15Collab.tecnica

Assoc.tecnica

Numero totale dei ricercatori Ricercatori Full Time Equivalent

83.6

Numero totale dei Tecnici Tecnici Full Time Equivalent

00

SERVIZI TECNICI Annotazioni:L'associazione dei ricercatori C. Dell'OMO, A.FIDANZIO e A. PIERMATTEI è da definire. Il loroimpegno in PHONES equivale al 100% della loroattività INFN.

Denominazione mesi−uomo

Osservazioni del direttore della struttura in merito alladisponibilità di personale e attrezzature






MILESTONES PROPOSTE PER IL 2005Data

completamento Descrizione

05/05 Progetto e simulazione del primo prototipo PHONES, con definizione di possibili configurazioni alternative.Studio delle strutture meccaniche.

06/05 Simulazione con codice MCNP−GN, confronto di efficienza produzione fra acceleratore Saturne 18−25 MeV ed altriacceleratori.Simulazione del primo prototipo di PHONES e confronto fra varie configurazioni.

09/05 Realizzazione del primo prototipo e test sperimentali.

11/05 Realizzazione del secondo prototipo e test sperimentali.

12/05 Simulazione con codice MCNP−GN del trasporto di radiazione in fantoccio matematico ADAM.Misure sul prototipo di PHONES con l'utilizzo del fantoccio antropomorfo JIMMY.


PROGRAMMA DI RICERCAALLEGATO MODELLO EC2 1. MISSIONI INTERNO. Il finanziamento per le missioni in...

Documents

Transcript of PROGRAMMA DI RICERCAALLEGATO MODELLO EC2 1. MISSIONI INTERNO. Il finanziamento per le missioni in...