This thesis work, developed within an international collaboration between the Comicion Nacional de Energia Atomica (CNEA), Argentina, University of Pavia (LENA and Department of Physics), and INFN (Enter_BNCT experiment), is aimed at studying the sensitivity and characteristics of an ionization chamber designed specifically for the measurement of gamma dose in mixed fields, in particular within a nuclear reactor and in BNCT facilities. Instruments, of small size, for the selective measurement of the photon dose in a nuclear plant, where both neutrons and photons are always present, must have particular characteristics such as the ability to provide a reliable response even in the presence of high thermal and fast neutron fluxes, the ability not to undergo an induced activation that would affect its handling and subsequent reuse, or the ability to work even in the presence of high temperatures. Such an instrument would be of extreme interest in all those situations where it is necessary to separate the gamma and neutron dose components, as in radiation damage studies of materials and in radiobiology studies. The study was conducted with a Monte Carlo code; parameters such as the response of the chamber to various energies, both for neutrons and photons, the sensitivity to neutrons and the ability to be insensitive to this component, the presence of the charged particles equilibrium conditions and the activation of the materials of which it is composed were investigated. It was also possible to validate the results obtained with the simulation, through experimental measurements with the prototype made by CNEA. The experimental measurements and simulations were in agreement.

Il presente lavoro di tesi, sviluppato all'interno di una collaborazione internazionale tra la Comicion Nacional de Energia Atomica (CNEA), Argentina, Università di Pavia (LENA e Dipartimento di Fisica), e INFN (Enter_BNCT experiment), è volto a studiare la sensibilità e le caratteristiche di una camera a ionizzazione progettata specificatamente per la misura della dose gamma in campi misti, in particolare all’interno di un reattore nucleare e in facilities di BNCT. Strumenti, di ridotte dimensioni, per la misura selettiva della dose da fotoni in un impianto nucleare, dove sono sempre presenti sia neutroni che fotoni, devono avere particolari caratteristiche quali la capacità di fornire una risposta affidabile anche in presenza di elevati flussi di neutroni termici e veloci, quella di non subire un’attivazione indotta che ne pregiudichi la manipolazione e il successivo riutilizzo, o quella di poter lavorare anche in presenza di temperature superiori a quella ambiente. Un tale strumento risulta di estremo interesse in tutte quelle situazioni in cui è necessario separare le componenti gamma e neutronica della dose come negli studi di danno da radiazione dei materiali e negli studi di radiobiologia. Lo studio è stato condotto tramite codice Monte Carlo e sono stati indagati parametri quali la risposta della camera a varie energie, sia per i neutroni sia per i fotoni, la sensibilità ai neutroni e la capacità di essere poco sensibile questa componente, la presenza della condizione di equilibrio di particelle cariche e l’attivazione dei materiali di cui è composta. È stato, inoltre, possibile validare i risultati ottenuti con la simulazione, attraverso misure sperimentali col prototipo realizzato dalla CNEA. Le misure sperimentali e le simulazioni sono risultate in accordo.

Studio Monte Carlo della sensibilità di una camera a ionizzazione in un campo di radiazioni misto da reattore nucleare

CIMINO, ALICE
2018/2019

Abstract

This thesis work, developed within an international collaboration between the Comicion Nacional de Energia Atomica (CNEA), Argentina, University of Pavia (LENA and Department of Physics), and INFN (Enter_BNCT experiment), is aimed at studying the sensitivity and characteristics of an ionization chamber designed specifically for the measurement of gamma dose in mixed fields, in particular within a nuclear reactor and in BNCT facilities. Instruments, of small size, for the selective measurement of the photon dose in a nuclear plant, where both neutrons and photons are always present, must have particular characteristics such as the ability to provide a reliable response even in the presence of high thermal and fast neutron fluxes, the ability not to undergo an induced activation that would affect its handling and subsequent reuse, or the ability to work even in the presence of high temperatures. Such an instrument would be of extreme interest in all those situations where it is necessary to separate the gamma and neutron dose components, as in radiation damage studies of materials and in radiobiology studies. The study was conducted with a Monte Carlo code; parameters such as the response of the chamber to various energies, both for neutrons and photons, the sensitivity to neutrons and the ability to be insensitive to this component, the presence of the charged particles equilibrium conditions and the activation of the materials of which it is composed were investigated. It was also possible to validate the results obtained with the simulation, through experimental measurements with the prototype made by CNEA. The experimental measurements and simulations were in agreement.
2018
Monte Carlo study of an ion chamber sensitivity in a nuclear reactor n-gamma field
Il presente lavoro di tesi, sviluppato all'interno di una collaborazione internazionale tra la Comicion Nacional de Energia Atomica (CNEA), Argentina, Università di Pavia (LENA e Dipartimento di Fisica), e INFN (Enter_BNCT experiment), è volto a studiare la sensibilità e le caratteristiche di una camera a ionizzazione progettata specificatamente per la misura della dose gamma in campi misti, in particolare all’interno di un reattore nucleare e in facilities di BNCT. Strumenti, di ridotte dimensioni, per la misura selettiva della dose da fotoni in un impianto nucleare, dove sono sempre presenti sia neutroni che fotoni, devono avere particolari caratteristiche quali la capacità di fornire una risposta affidabile anche in presenza di elevati flussi di neutroni termici e veloci, quella di non subire un’attivazione indotta che ne pregiudichi la manipolazione e il successivo riutilizzo, o quella di poter lavorare anche in presenza di temperature superiori a quella ambiente. Un tale strumento risulta di estremo interesse in tutte quelle situazioni in cui è necessario separare le componenti gamma e neutronica della dose come negli studi di danno da radiazione dei materiali e negli studi di radiobiologia. Lo studio è stato condotto tramite codice Monte Carlo e sono stati indagati parametri quali la risposta della camera a varie energie, sia per i neutroni sia per i fotoni, la sensibilità ai neutroni e la capacità di essere poco sensibile questa componente, la presenza della condizione di equilibrio di particelle cariche e l’attivazione dei materiali di cui è composta. È stato, inoltre, possibile validare i risultati ottenuti con la simulazione, attraverso misure sperimentali col prototipo realizzato dalla CNEA. Le misure sperimentali e le simulazioni sono risultate in accordo.
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