Characterization of a passive dosimeter based on a CR-39 track detection for environmental and personal dosimetry in neutron and mixed fields

The main aim of this thesis work is the characterization of a passive dosimeter, composed by a CR-39 track detector coupled to a 1 cm-thick PMMA radiator, for environmental and personal dosimetry in neutron and mixed fields, which are associated to a wide range of situations linked, generally speaking, to the Nuclear field. In particular, particle accelerators are spreading worldwide for various purposes – from industrial applications to research ones – and they lead to the production of fields composed of different kinds of particles, called “mixed fields”, resulting from the interaction of the beam of primary particles being accelerated with the surrounding materials, so that the interest in environmental and personal dosimetry in accelerator environments is a current and widely debated topic. Noticing that the major fraction of the dose equivalent outside the accelerator shielding is constituted by neutrons, one can understand the concern for neutron dosimetry in particular. The characterization of the device considered in the frame of this work is divided in two main parts: firstly, the study of the dosimeter response in different situations through computer simulations and, secondly, the realization of proper experiments to test the effective behavior of the device and compare it with the simulation results. As for the simulations, they have been performed exploiting the performances of the Monte Carlo code FLUKA, which allows to simulate the transport in matter of a wide range of particles by the means of accurate physical models. The simulations are based on a proper algorithm, personally implemented for this thesis work, which analyzes the kinematics of the particles that can lead to a signal in the detector sensitive volume and returns the dose equivalent in this volume starting from the mean LET and the angle of incidence of the particles linked to the signal. These simulations were performed at the CNAO (Pavia), exploiting the powerful work stations available at the center. As for the experiments, they were carried out using AmBe neutrons sources at the CNAO and at the Politecnico di Milano, exploiting monochromatic neutron fields produced at the AMANDE facility (Cadarache) and simulating the mixed fields typical of the treatments room of hadrontherapy facilities using the proton and carbon ion beams of the CNAO. Moreover, the Mi.am S.r.l. company (Piacenza) was involved both to supply and to chemically treat the CR-39 track detectors. As for the experimental data analysis, it was addressed at the Politecnico di Milano, using the PolitrackTM system. In the frame of this work, we consider the dosimeter response with respect to the energy of the fields in which it works and with respect to the angle of this field with respect to the detector surface normal and the response is evaluated in terms of the operational dosimetric quantities H*(10) and Hp(10; α). The simulation results, corroborated by experimental data, suggest that this simple and cheap dosimeter can be used to assess ambient dose equivalent and/or personal dose equivalent in neutron and mixed fields of various energy and geometry.

Lo scopo principale di questo lavoro di tesi è la caratterizzazione di un dosimetro passivo, costituito da un rivelatore a tracce in CR-39 accoppiato ad un radiatore in PMMA spesso 1 cm, per applicazioni di dosimetria ambientale e personale in campi neutronici e misti, associati a numerose realtà legate, più o meno strettamente, al settore nucleare. In particolare, si sta assistendo ad una diffusione a livello mondiale di acceleratori di particelle per scopi vari - dalle applicazioni industriali a quelle di ricerca -, che comportano la produzione di campi formati da differenti tipi di particelle, detti “campi misti”, risultanti dalla interazione dei fasci di particelle accelerate con i materiali che li circondano, sicché l’interesse nella dosimetria ambientale e personale in ambiente di acceleratore è un argomento attuale e ampiamente dibattuto. Notando poi che la frazione maggiore della dose equivalente all’esterno delle schermature degli acceleratori è legata alla componente neutronica, si capisce l’interesse per la dosimetria neutronica in particolare. La caratterizzazione del dispositivo considerato in questo lavoro si dirama in due parti principali: in primo luogo, lo studio della risposta dello strumento in diverse situazioni attraverso simulazioni al calcolatore e, in secondo luogo, la realizzazione di opportuni esperimenti per testare il comportamento effettivo del dosimetro e confrontarlo con i risultati delle simulazioni. Per quanto concerne le simulazioni, esse sono state realizzate sfruttando le potenzialità del codice Monte Carlo FLUKA, che permette di simulare il trasporto nella materia di una vasta gamma di particelle mediante accurati modelli fisici. Le simulazioni sono basate su un opportuno algoritmo, implementato personalmente per questo lavoro di tesi, che analizza la cinematica delle varie particelle che possono produrre segnale nel volume sensibile del rivelatore e che restituisce la dose equivalente in detto volume a partire dal LET medio e dall’angolo di incidenza delle particelle associate al segnale. Queste simulazioni sono state svolte presso il CNAO (Pavia), sfruttando la potenza di calcolo messa a disposizione dal centro. Quanto agli esperimenti, essi sono stati svolti utilizzando sorgenti neutroniche (AmBe) presso il CNAO e il Politecnico di Milano, sfruttando campi di neutroni monocromatici prodotti presso la struttura AMANDE (Cadarache) e simulando i campi misti tipicamente presenti nella sala di trattamento di un centro di adroterapia mediante i fasci di protoni e ioni carboni del CNAO. Inoltre, l’azienda Mi.am S.r.l. (Piacenza) è stata coinvolta sia come fornitore dei rivelatori a tracce sia per il trattamento chimico dei medesimi. L’analisi dei dati sperimentali è stata invece affrontata al Politecnico di Milano, mediante is sistema PolitrackTM. Nell’ambito di questo lavoro si considera la risposta dello strumento al variare dell’energia del campo incidente e al variare della direzione di incidenza e la risposta è valutata in termini delle grandezze dosimetriche operative H*(10) e Hp(10; α). Quello che risulta dalle simulazioni ed è confermato dagli esperimenti è che il semplice ed economico dosimetro passivo analizzato si prospetta come un potente strumento operativo per valutazioni di equivalente di dose ambientale e/o personale in campi neutronici e misti di varia energia e geometria.