CAMPO NEUTRONICO GENERATO DA UN ACCELERATORE LINEARE DI PROTONI A BASSA ENERGIA PER LA PRODUZIONE DI RADIOISOTOPI: SIMULAZIONE MONTE CARLO.

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1 CAMPO NEUTRONICO GENERATO DA UN ACCELERATORE LINEARE DI PROTONI A BASSA ENERGIA PER LA PRODUZIONE DI RADIOISOTOPI: SIMULAZIONE MONTE CARLO. Introduzione Giuseppe Ottaviano, Sandro Sandri. ENEA - Istituto di Radioprotezione Centro Ricerche Frascati (Roma) Italy. Oggetto del presente lavoro è la caratterizzazione del campo neutronico generato dalla reazione 18 O 18 ( p, n) F per la produzione di 18 F per mezzo di un LINAC ad alta frequenza per protoni di bassa energia (7 MeV) presente presso l ENEA Centro Ricerche Frascati. Lo studio, nella prima fase di carattere prettamente radioprotezionistico, si inserisce nell ambito del più ampio progetto TOP- IMPLART/ISPAN (acronimo di Terapia Oncologica con Protoni, Intensity Modulated Proton Linear Accelerator for RadioTherapy e Irraggiamento Sperimentale con Protoni per modelli cellulari e ANimali) gestito dall ENEA in collaborazione con ISS e IFO, per la realizzazione di un acceleratore lineare ad alta frequenza per protonterapia. La protonterapia è una radioterapia di altissima qualità, in virtù delle eccellenti proprietà balistiche dei protoni nell attraversamento dei tessuti umani: lieve diffusione, alta precisione, rilascio della dose in un zona molto localizzata (picco di Bragg). Essa viene considerata come radioterapia di elezione per alcune patologie tumorali con malattia prossima a organi critici, molto sensibili, ma si prevede che possa essere utilmente impiegata in molti altri tipi di patologie. Il sistema sarà localizzato all interno del Centro Ricerche ENEA di Frascati ove è già operante l iniettore (Fig. 1). Il bunker sarà ampliato verso un ambiente limitrofo (Fig. 2) e saranno riadattati i sistemi di controllo e di sicurezza per l utilizzo dell apparato. Figura 1. LINAC per protoni: schema dell iniettore PL7 e della struttura SCDTL. Figura 2. Schema attuale del bunker per l acceleratore di protoni con indicazione dell ambiente limitrofo (SCDTL) per l ampliamento. L acceleratore possiede anche le potenzialità per la produzione di radioisotopi (Fluoro 18, FDG) finalizzati ad analisi PET e in tale scenario si inquadra il lavoro oggetto della presente relazione. Il problema radioprotezionistico connesso al sistema in questione riguarda, non soltanto la dose rilasciata dal fascio protonico stesso ma anche la generazione di un inevitabile campo neutronico per la particolare reazione di produzione del 18 F. Di conseguenza, sorge la necessità di schermature adeguate per evitare dose indebita agli operatori. In letteratura, inoltre, esistono pochi dati sperimentali e di simulazione relativi ai campi neutronici generati in seguito alla produzione di 18F con protoni di bassa energia (7 MeV). A tale scopo è indispensabile caratterizzare il campo neutronico attraverso la valutazione di talune grandezze di campo e dosimetriche quali, ad esempio, la fluenza dei neutroni e l equivalente di dose ambientale, verificando l efficacia delle schermature 1

2 esistenti e progettando il nuovo schema di barriere per consentire eventualmente la produzione di 18 F. Tale obiettivo viene attualmente perseguito eseguendo simulazioni Monte Carlo del campo neutronico in relazione alla struttura dell installazione cioè in relazione all acceleratore stesso ed alle schermature fisse esistenti. La caratterizzazione del campo neutronico verrà in futuro completata realizzando un confronto tra i risultati teorici ottenuti mediante simulazione Monte Carlo e risultati sperimentali ottenuti esponendo uno spettrometro per neutroni. Descrizione dell acceleratore. La macchina si basa su un iniettore lineare da 7 MeV e sull uso di strutture acceleranti speciali denominate SCDTL (dall acronimo Side Coupled Drift Tube Linac ) brevettate da ENEA e operanti a 3 GHz, per innalzare gradatamente l energia del fascio sino all energia voluta tra 70 e 250 MeV (Fig. 3). Figura 3. Immagine dell iniettore PL7 e della struttura SCDTL. Fig. 4. Iniettore PL7. Sono indicati: A: Sorgente; B: RFQ; C: SCDTL; D: racks per alimentazione; E: Consolle di controllo; F: magnete analizzatore. In particolare, l iniettore (Modello AccSys PL7-003) è composto (Fig. 4) da: A. Una sorgente di protoni, di tipo duoplasmatron seguito da una piccolo sistema di trasporto con lente unipolare (Einzell lens) e da un diaframma inseribile tramite controllo remoto che riduce la corrente iniettata di un fattore 100 per passare al modo protonterapia; B. Un primo acceleratore di tipo RFQ (Radiofrequency Quadrupole) fino a 3 MeV; C. Un secondo acceleratore di tipo SCDTL ( Side Coupled Drift Tube Linac ) fra 3 e 7 MeV; D. Tre racks contenenti l elettronica di controllo e alimentazione della sorgente e i controlli del sistema da vuoto, l alimentazione a RF dell RFQ e quella del SCDTL. E. Un computer di controllo con programma in Labview, affiancato da oscilloscopi per la lettura dei segnali. L iniettore produce un fascio ad alta corrente media per la produzione di radioisotopi e a bassa corrente media per la protonterapia. Per cambiare modalità di funzionamento si inserisce un diaframma attivato pneumaticamente dal sistema di controllo. 2

3 Descrizione del bersaglio. Il bersaglio utilizzato è un involucro di alluminio parzialmente cavo, con anelli in ceramica alla connessione con la sezione accelerante (Fig. 5). Figura 5. Schema del bersaglio utilizzato per la produzione di 18 F. Il nucleo del cilindro, all interfaccia con lo spazio vuoto interno in cui si propaga il fascio incidente, accoglie la struttura che contiene il volume utile di acqua arrichita per la produzione di 18 F. Tale struttura è costituita da una griglia in rame (Fig. 6) rinforzata con un anello d acciaio (diametro ext. 3.4 cm, diametro int cm, con un rapporto di trasmissione del 59 %), la quale ha la funzione di sostegno per la sottile membrana di Havar (25 μm) su cui impattano i protoni. La membrana di Havar, assieme alla retrostante struttura in argento, delimita e contiene il volume (circa 0,25 cm 3 ) di acqua arricchita con 18 O (spessore 0.5 mm e diametro 2,54 cm). La griglia e lo spessore in argento sono raffreddati ad acqua per contatto sulle pareti esterne. Figura 6. Bersaglio. Particolare della griglia in rame. Figura 7. Immagine del bersaglio utilizzato per la produzione di 18 F. Il bersaglio così assemblato (Fig. 7) è posto al termine di un tubo a vuoto. Il trasporto del fascio viene effettuato tramite due quadrupoli a magneti permanenti che distribuiscono il fascio sul bersaglio in modo gaussiano con una σ x =3.5 mm e σ y =4 mm circa. La distribuzione del fascio nel bersaglio è di importanza fondamentale per raggiungere una buona densità di corrente media nell acqua senza innalzare troppo il valore locale. 3

4 Simulazione Monte Carlo: FLUKA. Il metodo Monte Carlo, utilizzato per ottenere stime attraverso simulazioni, è alla base del programma utilizzato per il presente lavoro, il FLUKA. Il FLUKA, realizzato presso il CERN (CH), è un versatile e potente strumento che consente la simulazione del trasporto di particelle (adroni carichi, neutroni, elettroni e fotoni, ) e la loro interazione con la materia attraverso l implementazione di moderni modelli fisici anche microscopici. Ecco alcune delle sue applicazioni: Schermature per acceleratori di protoni ed elettroni; Progettazione di bersagli; Calorimetria; Attivazione; Dosimetria; Progettazione di rivelatori; Raggi cosmici; Radioterapia; Etc. Il FLUKA può simulare con elevata accuratezza l interazione e la propagazione nella materia di circa 60 particelle, inclusi fotoni ed elettroni da 1 kev a migliaia di TeV, neutrini, muoni di qualsiasi energia, adroni fino a 20 TeV comprese le corrispondenti anti-particelle, neutroni fino alle energie termiche, ioni pesanti, fotoni polarizzati (radiazione di sincrotrone). Le predizioni finali sono ottenute con un insieme minimo di parametri liberi fissati per ogni combinazione di energia-bersaglio-proiettile. I risultati (scoring) sono forniti, secondo le diverse opzioni richieste in un file di output e/o rappresentati graficamente grazie all interfaccia FLAIR la quale, ad esempio, consente la visualizzazione di: distribuzione spaziale dell energia totale depositata (USRBIN); distribuzione spaziale della fluenza di adroni carichi, neutroni, etc. (USRBIN); spettro (fluenza differenziale) in funzione dell energia o anche dell angolo (USRTRACK); distribuzione spaziale di grandezze dosimetriche (USRBIN); nuclei residui (RESNUCLEI); radioattività indotta (RADDECAY); Descrizione del modello simulato. La simulazione Monte Carlo è stata eseguita codificando il tratto finale della sezione accelerante (7 MeV) e la sezione centrale del bersaglio contenente il volume utile di acqua arricchita per la produzione di 18 F. Il volume d acqua è costituito per il 10% di acqua nella naturale composizione e per il 90% di acqua arricchita con 18 O. Il tratto finale della sezione accelerante è un cilindro d acciaio (Tab. 1) vuoto entro cui si propaga il fascio di protoni. Elemento Atomi* Cr 8,0 Fe 74,0 Ni 18,0 Tabella 1. Composizione della lega di acciaio Costituente l involucro della sezione accelerante, (ρ = 8,0 g/cm 3, secondo il database FLUKA). * contenuto relativo La sezione centrale del bersaglio è stata semplificata limitandosi a considerare il volume di acqua arricchita contenuto nello spazio delimitato dalla membrana di Havar (Tab. 2) e dalla retrostante struttura in argento ed un successivo spessore di alluminio. 4

5 Elemento Massa* C 0,2 Cr 20,0 Mn 1,6 Fe 17,46 Co 42,5 Ni 13,0 Mo 2,4 W 2,8 Tabella 2. Composizione della membrana in Havar, (ρ = 8,30 g/cm 3, secondo il database FLUKA). * contenuto relativo Il fascio di protoni che impatta direttamente la membrana di Havar (modalità alta corrente per la produzione di radioisotopi) è stato simulato con i valori riportati in Tabella 3: Corrente max Tempo Frequenza Energia max Numero protoni (primaries) Raggio max del fascio (sezione circolare) Tabella 3. Valori implementati per il fascio incidente. 10 ma 100 ms 100 Hz 7 MeV 6,25E+06 1,25 cm Nelle Tabelle 4 e 5 si riportano i valori geometrici della sezione accelerante e del bersaglio e le relative composizioni e densità. Geometria: dimensione [cm] Sezione accelerante Bersaglio Acqua arricchita Lunghezza 10 1,05 0,05 Rmin 1,75 1,75 - Rmax 1,90 1,90 1,75 Spessore 0,15 0,15 - Tabella 4. Valori delle dimensioni implementate. Composizione struttura: densità [g/cm3] Sezione accelerante Bersaglio Acciaio 8,0 - Havar - 8,30 Acqua naturale - 1,0 Acqua arricchita (18O) - 1,0 Argento - 10,50 Alluminio - 2,69 Tabella 5. Valori delle densità implementate. Si è richiesto il trasporto dei neutroni attivando l opzione LOW-NEUT per la quale il trasporto dei neutroni con energie inferiori ad una certa soglia è realizzato attraverso un algoritmo multigruppo. Tale algoritmo, già ampiamente utilizzato in programmi per il trasporto di neutroni di bassa energia, consiste nel suddividere l intervallo energetico di interesse in un certo numero di gruppi di energia, in modo che le reazioni elastiche ed anelastiche siano simulate non come processi esclusivi bensì come probabilità di trasferimento da gruppo a gruppo. La soglia energetica al di sotto della quale ha luogo il 5

6 trasporto multigruppo dipende dalla libreria di sezioni d urto utilizzata ed in FLUKA sono disponibili due di tali librerie: 1. una libreria ENEA con 72 gruppi per la quale il valore di soglia è fissato a 19,6 MeV; 2. una più recente libreria FLUKA (2008) con 260 gruppi (31 dei quali, termici) per la quale il valore di soglia è fissato a 20 MeV. Nel caso specifico si è utilizzata la seconda di tali librerie. Risultati Tra i risultati richiesti ed ottenuti si è provveduto ad indagare anzitutto il comportamento di una grandezza di campo (fluenza) e di una grandezza dosimetrica (equivalente di dose): 1. distribuzione spaziale della fluenza dei neutroni; 2. distribuzione spaziale dell equivalente di dose dei neutroni; 3. distribuzione differenziale della fluenza dei neutroni in una data regione; 4. nuclei residui prodotti per collisioni anelastiche dai neutroni in una data regione. I risultati 1 e 2 sono stati ottenuti attivando l opzione USRBIN la quale fornisce la distribuzione di diverse quantità in una struttura spaziale regolare ( binning ) indipendente dalla geometria del problema. Gli stessi risultati sono stati ottenuti due volte, variando le dimensioni della struttura binning attorno al bersaglio, da alcuni centimetri ad alcuni metri (risultato x-bis), per meglio evidenziare l andamento del campo neutronico al crescere della distanza dal bersaglio. I risultati per l opzione USRBIN, richiesti in simmetria azimutale, sono normalizzati per unità di volume e per particella sorgente (primary) e la distribuzione spaziale delle varie quantità è rappresentata in scala di colori. Risultato 1 (USRBIN) FLUENZA DEI NEUTRONI R [cm] Part/[cm 2 ] Z [cm] Figura 8. Distribuzione spaziale della fluenza dei neutroni, risultato normalizzato per particella sorgente, dimensione binning dell ordine dei centimetri. 6

7 Risultato 2 (USRBIN) EQUIVALENTE DI DOSE DEI NEUTRONI R [cm] [psv] Z [cm] Figura 9. Distribuzione spaziale dell equivalente di dose dei neutroni, risultato normalizzato per particella sorgente, dimensione binning dell ordine dei centimetri. Le Figure 8 e 9, relative ai Risultati 1 e 2 (USRBIN), mostrano la distribuzione spaziale della fluenza dei neutroni e dell equivalente di dose dei neutroni. Si vede come a pochi centimetri dal bersaglio tali quantità possano variare anche di un ordine di grandezza secondo la direzione considerata: A 3 cm dal bersaglio Fluenza di particelle [cm -2 ] Direzione radiale (ortogonale all asse del fascio) ~ 5E-04 Direzione longitudinale (sull asse del fascio) ~ 5E-03 Equivalente di dose [psv] ~ 1E-01 ~ 1 Tabella 6. Comportamento del campo neutronico a pochi centimetri dal bersaglio. 7

8 Risultato 3 (USRTRACK) FLUENZA DIFFERENZIALE DEI NEUTRONI dφ/de [cm - 2 GeV -1 ] E [GeV] Figura 10. Distribuzione differenziale della fluenza dei neutroni, risultato normalizzato per particella sorgente. Lo spettro differenziale riportato in Figura 10, relativa al Risultato 3 (USRTRACK), mostra come il campo neutronico prodotto dalla reazione in oggetto presenti neutroni fino a circa 19,7 MeV con un picco a circa 2,4 MeV ed una coda verso le energie più basse che si spegne a circa 10-2 MeV. 8

9 Risultato 4 (RESNUCLEI) NUCLEI RESIDUI Z (numero atomico) A (numero di massa) Figura 11. Nuclei residui prodotti per collisioni anelastiche dai neutroni in aria, risultato normalizzato per particella sorgente. La Figura 11, relativa al Risultato 4 (RESNUCLEI), mostra i nuclei residui generati dai neutroni (lowenergy neutrons, E<20MeV) in seguito ad interazioni anelastiche nell aria circostante il bersaglio. Tutti i nuclei residui mostrati vengono considerati quando sono totalmente diseccitati e quindi nel proprio stato fondamentale o isomerico. Gli stati fondamentale e isomerico non sono distinguibili e vengono pertanto considerati come il medesimo isotopo. 9

10 Risultato 1-bis (USRBIN) R [cm] Z [cm] Risultato 2-bis (USRBIN) Figura 12. Distribuzione spaziale della fluenza dei neutroni, risultato normalizzato per Particella sorgente, dimensione binning dell ordine dei metri. R [cm] Z [cm] Figura 13. Distribuzione spaziale dell equivalente di dose dei neutroni, risultato normalizzato per particella sorgente, dimensione binning dell ordine dei metri. 10

11 Le Figure 12 e 13, relative ai Risultati 1-bis e 2-bis, mostrano come a 1metro dal bersaglio la fluenza di particelle e l equivalente di dose varino anche di un ordine di grandezza secondo la direzione considerata: A 1 m dal bersaglio Direzione radiale (ortogonale all asse del fascio) Direzione longitudinale (sull asse del fascio) Fluenza di particelle ~ 6E-07 ~ 3E-06 [cm-2] Equivalente di dose [psv] ~ 3E-04 ~ 8E-04 Tabella 7. Comportamento del campo neutronico a 1 metro dal bersaglio. Dal confronto tra le Figure 12 e 13, relative ai Risultati 1-bis e 2-bis e le Figure 8 e 9 relative ai Risultati 1 e 2, si evince come al crescere della distanza dal bersaglio (da alcuni centimetri ad alcuni metri, in direzione radiale e in direzione longitudinale) la fluenza di particelle e l equivalente di dose decrescano di 3-4 ordini di grandezza: Conclusioni Fluenza di particelle [cm-2] Equivalente di dose [psv] Direzione radiale ~ 5E-04 ~ 1E-01 (3 centimetri) Direzione longitudinale ~ 9E-04 ~ 6E-01 (3 centimetri) Direzione radiale ~ 8E-07 ~ 5E-04 (1 metro) Direzione longitudinale (1 metro) ~ 5E-06 ~ 9E-04 Tabella 8. Comportamento del campo neutronico al variare della distanza dal bersaglio. Con il presente lavoro si è cominciato ad affrontare il problema della dose neutronica indebita ad operatori di acceleratori utilizzati per la produzione di radiofarmaci e per protonterapia. Si è considerato un innovativo LINAC modulare ad alta frequenza e bassa energia, per applicazioni in protonterapia e per la produzione di radioisotopi, presente presso il Centro Ricerche ENEA di Frascati ed il cui utilizzo è inquadrato nell ambito del progetto TOP-IMPLART/ISPAN gestito dall ENEA in collaborazione con ISS e IFO. Nel caso specifico è stata considerata la reazione di produzione del 18 F con protoni da 7 MeV: 18 O 18 ( p, n) F per cui è inevitabilmente generato un campo neutronico il quale, se non efficacemente schermato, causerebbe dose indebita agli operatori. Nella prima fase dello studio oggetto del presente lavoro, per affrontare adeguatamente un siffatto problema radioprotezionistico, è stato necessario procedere alla caratterizzazione del campo neutronico e tale obiettivo è stato perseguito utilizzando il FLUKA, un programma basato su codice Monte Carlo, per la simulazione del trasporto di particelle. Si è così provveduto a simulare il tratto finale della sezione accelerante, il bersaglio e quindi il trasporto dei neutroni. I risultati ottenuti mostrano, ad esempio, come al crescere della distanza dal bersaglio, il campo neutronico generato dalla reazione in oggetto tenda ad acquistare maggiore isotropia e presenti un comportamento decrescente delle grandezze indagate: fluenza di particelle; equivalente di dose. 11

12 Nelle successive fasi dello studio che si prevede di effettuare, si proseguirà con la caratterizzazione del campo neutronico eseguendo: un confronto teorico-sperimentale tra i risultati delle simulazioni Monte Carlo e i risultati dell esposizione di uno spettrometro per neutroni; la verifica dell efficacia delle schermature esistenti; l eventuale progetto delle schermature necessarie per l ampliamento del bunker. Note bibliografiche. [1]. FLUKA program version 2008 A. Ferrari (CERN), P. R. Sala (INFN-Milano), A. Fassò (SLAC), J. Ranft (University of Siegen). [2]. Si ringrazia il Dr. L. Picardi (ENEA-Frascati) per informazioni ed immagini relative al LINAC per protoni (PL7). 12