Methodological improvements in neutron dosimetry using PADC detectors

Polyallyl diglycol carbonate (PADC) constitute nowadays one of the preferred detectors for passive neutron dosimetry in environments where neutron fields may be present, due to its several properties, such as permanent dose record, tissue equivalency, gamma radiation insensitivity, low cost and robustness. The Department of Radiation Protection and Safety at the Paul Scherrer Institute offers a neutron dosimetry service to PSI and to external institutions across Europe based on PADC, systematically improved by constant research. In this context, this dissertation is devoted to investigate some issues aiming at enhancing the dosimetry performed with PADC detectors. The thesis reports on three main projects. The first one focuses on the possibility of performing PADC neutron dosimetry up to 5 Sv using optical absorption measurements with TASLIMAGETM hardware. Results show an adequate assessment of the dose, whose uncertainty stays below 30% in the dose range 100 mSv – 3 Sv. The second project is related to an early investigation on broadening the response of PADC detectors to low energy (thermal and epithermal) neutrons, by enclosing the detector in a special holder which embeds a 6LiF chip. The analysis shows that this design can offer, even though not exhaustively, interesting indications upon the analysed neutron field if some information is known a priori. The third project had the objective of introducing at PSI a novel neutron dosimetry technique based on the LET spectrometry of the secondary particles generated in the detector radiator. The obtained data show good agreement with the result from the Politecnico di Milano, supporting a possible implementation of the technique. Results achieved in the projects on PADC neutron dosimetry at high doses with optical absorption analysis and on neutron dosimetry based LET spectrometry (Chapter 4 and Chapter 6) were reported and discussed with the Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate (ENSI). In addition the project described in Chapter 4 was presented at the Neutron and Ion Dosimetry Symposium (NEUDOS13) and submitted for publication in the Radiation Protection Dosimetry journal, as part of the conference proceedings.

In materia di radioprotezione, i neutroni costituiscono uno dei temi di maggior rilevanza nell’industria nucleare, così come nell’ambito della ricerca e del settore medicale (radioterapia). La generazione di queste particelle ha origine dalle reazioni nucleari indotte nei reattori degli impianti elettronucleari (IAEA, 2001), negli acceleratori di particelle impiegati nella terapia oncologica (NCRP, 1984) e nelle strutture di ricerca operanti macchine acceleratrici ad alta energia (NCRP, 2003). I neutroni, interagendo con materiali ad alto contenuto di idrogeno (tra i quali i tessuti umani), danno luogo alla creazione di particelle cariche secondarie le quali, depositando a loro volta un’alta densità di energia nel mezzo attraversato, causano eccitazione e ionizzazione degli atomi costituenti, generando dunque radicali liberi. In virtù della loro instabilità elettronica, questi radicali liberi possiedono una spiccata reattività chimica dalla quale ne consegue una rilevante citotossicità dal punto di vista biologico; la produzione dei radicali liberi in ambiente cellulare può, in aggiunta, portare allo sviluppo di neoplasie come risultato della loro interazione con il DNA. Inoltre, le particelle ionizzanti sono in grado di danneggiare direttamente il nucleo cellulare inducendo la rottura di entrambi i filamenti della doppia elica del DNA (Double-strand Breaks). I neutroni, poiché particelle non direttamente ionizzanti, sono in grado di penetrare più in profondità nel corpo umano, rappresentando perciò un problema maggiore dal punto di vista radioprotezionistico rispetto alle radiazioni direttamente ionizzanti come ad esempio le particelle alfa, beta e gli ioni pesanti. Schermare sorgenti di neutroni termici (25 meV – 0.5 eV) ed epitermici (0.5 eV – 1 eV) è relativamente facile poiché, a basse energie, i neutroni sono assorbiti da materiali moderanti quali ad esempio polietilene od acqua. Al contrario, i neutroni veloci (~1MeV) sono più problematici: la sezione d’urto di assorbimento decresce all’aumentare dell’energia delle particelle, pertanto schermare questo tipo di campi neutronici richiede spesse pareti costituite da specifici materiali (OECD NEA, 2004). Ciò nonostante, nelle strutture dedicate alla fisica delle alte energie, campi neutronici di rilevante intensità possono essere presenti anche oltre le spesse schermature impiegate, rendendo di conseguenza necessarie ulteriori precauzioni per cautelare il personale e la popolazione in generale. Tra i rivelatori a tracce nucleari, i dispositivi basati sul polimero PADC(poliallil diglicol carbonato) costituiscono, oggigiorno, uno tra i metodi preferenziali e maggiormente diffusi per quanto concerne la dosimetria passiva di personale esposto a campi neutronici, tra cui figurano, a titolo esemplificativo, gli equipaggi di volo ed il personale tecnico-scientifico impiegato nei centri di ricerca nucleare e nelle strutture operanti acceleratori di particelle ad alta energia. Il Paul Scherrer Institut (PSI) propone, a partire dagli anni novanta, il servizio di dosimetria neutronica realizzata sfruttando questo tipo di rivelatori. Oltre che per uso interno all’organizzazione, la prestazione è offerta a diverse istituzioni internazionali di ricerca fra le quali il CERN, DESY ed i Seibersdorf Laboratories. L’esercizio amministrativo di dosimetria di routine è affiancato e supportato da una continua attività di ricerca allo scopo di migliorare costantemente la qualità del servizio erogato. Quest’elaborato di tesi si colloca nel suddetto ambito di ricerca, prefiggendosi di studiare tematiche il cui sviluppo sia improntato a produrre un contributo positivo nel campo della dosimetria operata con rivelatori PADC. La dissertazione propone le descrizioni dei tre progetti principali sui quali si è lavorato durante il periodo di tesi. In dettaglio, il primo progetto presentato, i cui risultati sono stati riportati sia all’Ispettorato Federale della Sicurezza Nucleare (ENSI) sia al Simposio Internazionale sulla Dosimetria Neutronica e di Ioni (NEUDOS-13), ha avuto come scopo quello di elaborare un metodo di analisi dei rivelatori in grado di estenderne l’intervallo di misura fino a valori di dose equivalente di 5Sv. La procedura sviluppata si basa sull’acquisizione e l’elaborazione, tramite un modello di assorbanza ottica, dei livelli di grigio provenienti dalle immagini di rivelatori ottenute mediante l’attrezzatura attualmente impiegata nella valutazione abituale della dose ricevuta. I risultati conseguiti palesano una soddisfacente stima della misura di dose, la cui incertezza rimane inferiore al 30% nell’intervallo 100 mSv – 3 Sv. Il secondo progetto descritto costituisce un’indagine preliminare volta ad indagare le prestazioni ottenute da un prototipo di dosimetro, utilizzante un rivelatore PADC, con l’obiettivo di estendere e caratterizzare una soddisfacente risposta del dispositivo anche alla componente termica dello spettro neutronico. L’analisi effettuata dimostra che il design impiegato è in grado di fornire interessanti indicazioni, sebbene non esaustive, in merito alle caratteristiche dei campi neutronici cui è soggetto, allorché talune informazioni siano note a priori. In futuro, ulteriori indagini saranno volte a modellizzare e simulare, tramite metodi Monte Carlo, la risposta del dispositivo, allo scopo di caratterizzarne ed ottimizzarne le prestazioni. Il terzo progetto si è prefisso di importare al PSI un’innovativa tecnica di calcolo della dose da neutroni, basata sulla spettrometria LET delle particelle secondarie create nel materiale convertitore, sviluppata al Politecnico di Milano, previa verifica dell’effettiva riproducibilità con la strumentazione a disposizione. L’esito di tale lavoro, esposto e discusso con l’Ispettorato Federale della Sicurezza Nucleare (ENSI), manifesta un buon accordo con il lavoro in precedenza svolto al Politecnico di Milano, aprendo la strada ad una futura implementazione della tecnica, da affiancarsi alle ordinarie pratiche di valutazione della dose già in essere.