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At the University of Pavia, a neutron irradiation facility has been constructed for preclinical in vitro and in vivo studies for BNCT. The facility is a wide channel (40 x 20 x 100 cm3) inside the graphite Thermal Column of the 250 KW research reactor TRIGA Mark II. The neutron field consists in a thermal component ranging from about 1010 and 109 cm-2s-1 along the longitudinal axis of the channel and it is uniform within 10% along the transversal axes. The fast neutron contamination (En > 1.58 keV) is more than 2 orders of magnitude lower. The gamma background coming from the core has been reduced with a 20 cm thick bismuth shield, however in the facility a gamma component is still present due to neutron capture reactions in Bi and C. A set of simulations with the Monte Carlo code MCNP has been conducted together with measurements using alanine dosimeters to determine the gamma background during irradiation. Attention has been put in the choice of the material surrounding the alanine dosimeters (r = 2.4 mm and height h = 30 mm) in order to ensure electronic equilibrium: hydrogenated materials have been discarded to avoid additional dose due to the (n, γ) reactions in H: graphite holders have been used to this end. Simulations have been performed to choose the calibration gamma source: the gamma spectrum present in the facility has been calculated as well as the spectra of energy deposition in alanine due to the charged secondary radiation (electrons). A photon source produced in a 6 MV electrons linear accelerator was found to be much more suitable than the 60Co source typically employed to calibrate dosimeters. To determine the thermal neutron contribution to the alanine response a lithium carbonate (Li-6 enrichment: 95%) shield (attenuation factor of about three orders of magnitude) was prepared to host the dosimeters during irradiation; measurements with and without shield were done; gamma dose rates were between 6.0 ± 0.3 Gy/h and 1.5 ± 0.1 Gy/h along the longitudinal axis of the Column. The comparison between the experimental results and the simulations allowed determining a sensitivity factor of alanine to thermal and fast neutron dose equal to 0.4.

Negli ultimi anni il crescente interesse verso la radioterapia a cattura neutronica (internazionalmente nota come Neutron Capture Therapy - NCT) per il trattamento di neoplasie ha stimolato diverse attività di ricerca finalizzate alla caratterizzazione del fascio utilizzato e all'ottimizzazione delle procedure radioterapiche. Tra i vari sistemi dosimetrici trovano largo impiego i rivelatori a stato solido ESR (Risonanza di Spin Elettronico) a base di alanina che presentano diversi vantaggi come la tessuto equivalenza, la linearità della risposta in un ampio intervallo di dose, l'elevata stabilità dei radicali liberi radioindotti, la non distruttività della lettura del dosimetro e il basso costo dei dosimetri. Queste caratteristiche, se associate alla possibilità di riconoscere le varie componenti di un campo misto di radiazione (neutroni e fotoni), rendono l'alanina un ottimo candidato per le dosimetria in tali campi. In questo lavoro vengono presentate le procedure seguite per la determinazione della componente fotonica nel campo di radiazione mista all'interno della colonna termica del reattore TRIGA dell'Università degli Studi di Pavia (dedicata ad attività sperimentali su Boron Neutron Capture Therapy - BNCT) mediante letture ESR di dosimetri di alanina. I dosimetri di alanina utilizzati sono stati irradiati in tre differenti posizioni all'interno della colonna termica; inoltre, per evitare l'uso di portacampioni contenenti idrogeno gli irraggiamenti, sono stati eseguiti all'interno di fantocci di grafite. Le misure ESR sono state effettuate mediante spettrometro Bruker ECS106 situato presso il Laboratorio di Dosimetria ESR/TL del Dipartimento di Fisica e Chimica dell'Università degli Studi di Palermo. Al fine di isolare la componente fotonica del campo misto sono stati effettuati due tipi di irraggiamento: all'interno di un box di carbonato di litio e al di fuori di esso. Sono state realizzate anche analisi Monte Carlo con il codice MCNP simulando le opportune geometrie del set-up sperimentale di irraggiamento. Questo tipo di analisi ha permesso di acquisire informazioni sui contributi delle varie componenti presenti nel campo misto. I valori sperimentali sono confrontati con le simulazioni Monte Carlo e i risultati sono stati discussi sulla base delle caratteristiche del campo misto e sulla risposta dei dosimetri di alanina alle radiazioni a diverso LET.