Measurement of the photoeffect cross section and the K-absorption edge energy of Dy, Ta, Pt and Au atoms using Bremsstrahlung / Medición de la sección eficaz de fotoefecto y de la energía del borde de absorción K de los átomos Dy, Ta, Pt y Au utilizando radiación de frenado

An experimental setup to determine the K-shell photoelectric cross-section of Dy, Ta, Pt and Au atoms was implemented at the Nuclear Analytical Laboratory (LAN) of the InSTEC. Bremsstrahlung photons, produced by - beta particles hitting a thin Ni converter, were used to irradiate the target under study. A HPGe detector, coupled to standard nuclear instrumentation, collected the incident and transmitted spectra. A sharp decrease in intensity at the K-shell binding energy was observed in the transmitted spectra. The photon beam divergence effects were corrected with a calibration curve calculated with Monte Carlo simulations (MCNPX 2.6). In order to establish accurately the cross section at the K-edge energy, the obtained data was processed by two methods: fitting the total cross section to a sigmoidal function, as well as the cross section branches around the K-edge to the empirical law . The Empirical Law method was introduced in this work to minimize the detector resolution effects. The results were compared with experimental and theoretical values showing the best agreement when the thinner targets were used. For the first time the photoeffect cross section at the K-edge energy for Pt is reported at first time.

Se determina la sección eficaz fotoeléctrica de la capa K de los átomos Dy, Ta, Pt y Au en un arreglo experimental desarrollado en el Laboratorio Analítico Nuclear del InSTEC. Los blancos bajo estudio se irradiaron con fotones de frenado producidos en un radiador de Ni por las partículas beta emitidas por una fuente de -. Los espectros incidentes y de transmisión se colectaron en un detector de germanio hiperpuro, acoplado a su instrumentación nuclear estándar. En los espectros de transmisión se observó un decrecimiento agudo de la intensidad correspondiente a la energía del borde K. Los efectos de interacciones múltiples del haz fotónico en las láminas blanco se corrigieron a través de una curva de calibración calculada mediante simulaciones Monte Carlo (MCNPX 2.6). Con vistas a garantizar la mejor precisión en la determinación de la sección eficaz para la energía del borde K, los datos obtenidos se ajustaron según dos comportamientos funcionales en esta región: una sigmoide y una ley empírica del tipo . Este último método se introdujo en el trabajo y permite minimizar los efectos resolutivos. Los resultados obtenidos se compararon con valores teóricos y experimentales, mostrando mayor concordancia cuando se emplean blancos finos. Se reporta, por primera vez, la sección eficaz de fotoefecto en el borde K del platino (Pt).

Characterization of the InSTEC’s low-background gamma spectrometer for environmental radioactivity studies / Caracterización del espectrómetro gamma de bajo fondo del INSTEC para estudios de radioactividad ambiental

ABSTRACT The capabilities of the LowBackground Gamma Spectrometer (LBGS) at InSTEC were studied for environmental purposes. Fifty three glines were identified in the LBGS background spectrum. The Minimum Detectable Activity for , , , , and were calculated using the detector’s volumetric efficiency simulated by Monte Carlo method. Validation was performed by absolute and relative analysis of radionuclide activities present in a marine sediment certified material.

RESUMEN Se determinan las potencialidades del Espectrómetro Gamma de Bajo Fondo del InSTEC con fines ambientales. Se identificaron 53 líneas gamma en el espectro de fondo natural del espectrómetro. Se calculan las actividades mínimas detectables para los radionucleidos , , , , and empleando la eficiencia volumétrica del detector simulada por Monte Carlo. Como validación se determinan, por vía absoluta y relativa, las actividades de los radionucleidos presentes en un estándar de sedimento marino.

Uranium Enrichment Determination of the InSTEC Sub Critical Ensemble Fuel by Gamma Spectrometry / Determinación del grado de enriquecimiento del combustible nuclear del conjunto subcrítico del INSTEC por espectrometría gamma

ABSTRACT Lowbackground gamma spectrometry was applied to analyze the uranium enrichment of the nuclear fuel used in the InSTEC Sub Critical ensemble. The enrichment was calculated by two variants: an absolute method using the Monte Carlo method to simulated detector volumetric efficiency, and an iterative procedure without using standard sources. The results confirm that the nuclear fuel of the ensemble is natural uranium without any additional degree of enrichment.

RESUMEN Se analiza el grado de enriquecimiento del uranio del combustible nuclear usado en el Conjunto Subcrítico del InSTEC mediante espectrometría gamma de bajo fondo. El enriquecimiento se calcula tanto por vía absoluta, simulando la eficiencia del detector por Monte Carlo, como por un procedimiento iterativo que no requiere del empleo de muestras estándares. Los resultados confirman que el combustible nuclear es uranio natural sin ningún grado de enriquecimiento adicional.

Design and optimization of a beam-shaping assembly for BNCT based on a neutron generator / Diseñó y optimización de un conformador del haz para terapia por captura de neutrones del boro, basado en un generador de neutrones

La simulación de un haz de neutrones se realizó para determinar la mejor energía de estos en el tratamiento de tumores bien profundos en la terapia por captura de neutrones del boro. Dos figuras de mérito, la máxima dosis absorbida en tejido sano y la dosis absorbida en el tumor a determinada profundidad dentro del cerebro, se utilizaron para evaluar la eficiencia del tratamiento. Se estudiaron el tiempo de irradiación, la ganancia terapéutica y la cantidad de potencia generada en el blanco, como parámetros de la calidad del haz. Se diseñaron y optimizaron moderadores, reflectores y delimitadores para moderar los neutrones de alta energía, producidos en la reacción de fusión (d;n), hasta un espectro de energías útiles para la terapia. Se utilizaron uranio metálico y manganeso para la moderación de neutrones rápidos a epitérmicos, mientras que el compuesto Fluental se utilizó para el ajuste final del espectro. Se propuso un blanco semiesférico para disipar el doble de la cantidad de potencia generada en el blanco, y disminuir las dimensiones del moderador. Todos los cálculos se realizaron utilizando el código de simulación MCNP-4C. Una vez obtenida la mejor configuración del moderador, se obtuvieron las distribuciones de dosis en la cabeza y el cerebro. La ganancia terapéutica se aumentó en un 9%, a la vez que la corriente requerida para una hora de tratamiento, así como las dimensiones del moderador disminuyeron en un 50%.

A monoenergetic neutron beam simulation study is carried out to determine the most suitable neutron energy for treatment of shallow and deep-seated brain tumors in the context of Boron Neutron Capture Therapy. Two figures-of-merit, i.e. the absorbed dose for healthy tissue and the absorbed tumor dose at a given depth in the brain are used to measure the neutron beam quality. Also irradiation time, therapeutic gain and the power generated in the target are utilized as beam assessment parameters. Moderators, reflectors and delimiters are designed and optimized to moderate the high-energy neutrons from the fusion reactions (d;n) and (d;n) down to a suitable energy spectrum. Metallic uranium and manganese are successfully tested for fast-to-epithermal neutron moderation as well as FluentalTM for the neutron spectrum shifting. A semispherical target is proposed in order to dissipate twice the amount of power generated in the target, and decrease all the dimensions of the BSA. The cooling system of the target is also included in the calculations. Calculations are performed using the MCNP code. After the optimization of our beam-shaper a study of the dose distribution in the head had been made. The therapeutic gain is increased in 9% while the current required for one hour treatment is decreased in comparison with the trading prototypes of NG used for Boron Neutron Capture Therapy.