IT201900009741A1 - Dosimetro personale indossabile per neutroni - Google Patents
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Description
Dosimetro personale indossabile per neutroni
Campo tecnico dell’Invenzione
La presente invenzione è relativa ad un dosimetro indossabile per neutroni, a funzionamento elettronico, in grado di misurare la dose neutronica ricevuta da un soggetto esposto a radiazioni di neutroni con energie che variano dal dominio lento (minore di 0.5 eV) a 20 MeV. Tale dose neutronica è genericamente indicata con la lettera H ed è definita in seguito.
Arte nota
Ai fini della protezione sanitaria dei lavoratori che operano in ambienti ove sono presenti campi di neutroni (industria nucleare, civile, petrolifera, ospedali, acceleratori di particelle), vengono impiegati dispositivi di misura chiamati "dosimetri personali per neutroni" da indossare sul corpo. Detti neutroni sono diversamente suscettibili di produrre danno biologico, secondo la loro energia. I neutroni sono considerati "lenti" quando la loro energia E varia da zero a 0.5 eV, epitermici da 0.5 eV fino a circa 10 keV, veloci da 10 keV a 20 MeV, di alta energia al di sopra di 20 MeV. La diversa suscettibilità dei neutroni, a seconda dell'energia, di produrre danno biologico negli esseri umani, è quantificata mediante i fattori di ponderazione della radiazione, wR, definiti dalla ICRP (International Commission on Radiological Protection) ed è massima ad 1 MeV (Si veda Pubblicazione ICRP 103). La grandezza che detti dosimetri personali per neutroni dovrebbero misurare è Hp(10), equivalente di dose personale a 10 mm di profondità sotto uno specifico punto del corpo umano, così come definito dalle commissioni internazionali ICRP (International Commission on Radiological Protection) ed ICRU (International Commission on Radiation Units and Measurements). Si veda in particolare il rapporto ICRU 51. Nel corso degli anni dette commissioni internazionali hanno modificato la definizione della grandezza più appropriata per il monitoraggio individuale dei lavoratori esposti. Quella attualmente raccomandata, indicata con il simbolo Hp(d), è l'equivalente di dose personale (personal dose equivalent), definita come l' "equivalente di dose" (in sè definito da ICRU/ICRP) ad una profondità d sotto uno specifico punto del corpo umano. Per i neutroni la profondità raccomandata è 10 mm, per cui la grandezza assume il simbolo Hp(10).
Detta Hp(10), che si misura in sievert (Sv), è stata definita, per i diversi tipi di radiazioni fra cui i neutroni, al fine di permettere la stima del rischio radiologico degli individui esposti ai campi di radiazione. La misurazione di Hp(10) nei campi di neutroni, mediante un dispositivo di misura da indossare sul corpo, presenta notevoli difficoltà in quanto:
- i neutroni, a causa delle loro proprietà di trasporto nei materiali, sono sempre presenti nei detti ambienti di lavoro con energie che variano dal dominio dei "neutroni lenti" (energia inferiore a 0.5 eV) sino a diversi MeV, o decine-centinaia di MeV, a seconda dell’impianto monitorato; quindi sono presenti neutroni con tutte le energie comprese in un intervallo di almeno 10 ordini di grandezza.
- non esiste un unico sensore che risponda correttamente in detto intervallo di almeno 10 ordini di grandezza in energia.
- La curva (si veda ICRP 74) che descrive il coefficiente di conversione da fluenza di neutroni (definita in ICRU85a) ad Hp(10) varia, al variare dell'energia, dal dominio lento a 20 MeV, di un fattore 50 o più. Perciò, se anche esistesse un sensore in grado di rilevare neutroni in tutte le varie energie, dovrebbe essere in grado di “pesarli” diversamente, attraverso questo fattore di conversione, a seconda della loro energia. Idealmente sarebbe necessario non un sensore di “presenza”, ma uno “spettrometro”, cioè un sistema in grado di determinare sia il numero di neutroni che la loro energia.
Tutto questo è praticamente impossibile da ottenere con un singolo dispositivo leggero e di ingombro limitato, tale da poter essere indossato da parte di operatori esposti a radiazioni.
La letteratura tecnico-scientifica mostra che nel corso dei decenni sono stati sviluppati diversi tipi di dosimetri personali per neutroni, la maggior parte dei quali è di tipo "passivo", cioè il/gli elemento/i sensibile/i (il sensore/i) fornisce/ono l'informazione dosimetrica solo dopo l'esecuzione di un processo chimico o fisico differito (ad esempio, nel caso di un cristallo termoluminescente, il riscaldamento). Tali dosimetri personali non sono in grado di registrare l'informazione dosimetrica nel tempo né di fornirla in tempo reale, ma solo di integrarla nel tempo. La lettura di tali dosimetri passivi avviene tipicamente ogni 1-3 mesi presso un servizio di dosimetria, che fornisce in risultato la dose accumulata nel periodo di lettura. Sono pertanto inadatti ad indicare in tempo reale situazioni di pericolo o a determinare con che rapidità la dose si è accumulata nel tempo. Queste ultime funzioni sono invece tipiche dei dosimetri personali elettronici (anche detti attivi, o "a lettura diretta").
Sul mercato esistono pochissimi dosimetri personali elettronici per neutroni. Le loro prestazioni di misurazione sono limitate dal fatto che la loro risposta è fortemente variabile al variare dell'energia dei neutroni. Per risposta si intende il rapporto fra il valore misurato e quello vero. Una risposta pari a 10 significa che il dosimetro sta sovrastimando di un fattore 10. In una situazione operativa in cui non sia nota la distribuzione in energia del campo neutronico, questi dosimetri possono sovrastimare o sottostimare il valore di Hp(10) di un fattore 20 o più. Ciò non rientra nei criteri di accettabilità, riferiti alla dipendenza energetica, richiesti dalla IEC (International E ctrotechnical Commission).
Nel documento US 4588898 si descrive un dispositivo in forma di sfera (da 16 a 30 cm di diametro). Esso sfrutta il principio dell'albedo, ovvero la rivelazione di quei neutroni che, rallentati dal corpo umano fino alle energie lente e retro-diffusi verso il sensore, vengono misurati come neutroni lenti. Tale dispositivo sferico è impossibile da indossare per peso e ingombro, e può solo funzionare come monitore ambientale.
US 4100414 descrive un dosimetro passivo a lettura differita che può essere analizzato solo dopo uno sviluppo chimico (rivelatore a tracce nucleari) o un trattamento termico (rivelatori termoluminescenti). Questa caratteristica esclude che da tali sensori si possa ottenere un'informazione in tempo reale. Il dispositivo misura inoltre neutroni con energia superiore ad 1 MeV con sottili spessori di torio, materiale nucleare e radioattivo che ai giorni nostri sarebbe impensabile introdurre in un dispositivo ad uso dei lavoratori.
Anche US 3699337 è un dosimetro passivo a lettura differita basato su detti rivelatori termoluminescenti.
US2004188677A1 descrive un dosimetro elettronico personale adatto per la misura di fotoni sovrapposti ad un campo di neutroni, quindi non ha come obiettivo la misurazione della dose neutronica.
Considerata l'arte nota, si può affermare che attualmente non esista un dosimetro elettronico personale per neutroni in grado di fornire correttamente la dose neutronica ricevuta da un soggetto dal dominio dei neutroni lenti a 20 MeV, che sia in grado di ottenere e registrare in tempo reale l'informazione dosimetrica, e che sia indossabile.
Sommario dell’Invenzione
Costituisce scopo della presente invenzione la messa a punto di un dosimetro che risolve le problematiche dell’arte nota.
Il dosimetro dell’invenzione come rivendicato nella rivendicazione 1 è di dimensioni contenute, indossabile, ottiene e registra informazioni dosimetriche in tempo reale in quanto funziona elettronicamente, ed è in grado di misurare la dose neutronica ricevuta da un soggetto esposto a neutroni con energie che variano dal dominio lento (minore di 0.5 eV) a 20 MeV. Tale dose neutronica è genericamente indicata con la lettera H. In particolare il dosimetro permette di misurare la grandezza Hp(10) al variare dell'energia, come previsto dalle norme di buona tecnica, nell’intervallo che va dal dominio dei neutroni lenti a 20 MeV.
Ulteriori caratteristiche, scopi e vantaggi risulteranno evidenti dalla descrizione dettagliata dell’invenzione, anche in combinazione con le figure allegate.
Breve descrizione delle Figure
La presente invenzione verrà ora descritta in maggior dettaglio secondo una forma di realizzazione preferita, ma non limitativa, e con riferimento alle illustrazioni allegate, in cui: Fig. 1 E’ una rappresentazione schematica in sezione del dosimetro indossabile;
Fig. 2 Mostra un esempio di curva di riconoscimento energetico, ovvero l’andamento del rapporto fra le letture dei sensori S1 ed S2 al variare dell'energia dei neutroni (ottenuta in campi monoenergetici).
Descrizione dettagliata dell’Invenzione
Il metodo e il dispositivo indossabile secondo l’invenzione sfruttano:
- la caratteristica del polietilene e di altri materiali idrogenati o deuterati, nonchè del corpo umano, di moderare i neutroni in tutto l’intervallo energetico di interesse;
- La presenza di un moderatore che include composti in grado di assorbire neutroni lenti;
- Una combinazione di due o più sensori di neutroni lenti che, in posizioni diverse rispetto al corpo umano, all'interno del moderatore, permettono di ottenere un'indicazione di tipo energetico sul campo di neutroni da misurare. Ciò viene descritto con maggior dettaglio in seguito.
Con particolare riferimento alla Figura 1, in cui è descritta una realizzazione esemplificativa e non limitativa, il dosimetro indossabile (A) dell’invenzione è associato ad un corpo umano (1) e comprende:
- almeno un primo sensore di neutroni lenti (2) (S1);
- una matrice (3) contenente una certa quantità di materiale assorbente o assorbitore (termini considerati sinonimi all’interno di questa descrizione) per neutroni lenti;
- almeno un secondo sensore di neutroni lenti (4) (S2);
- un moderatore (5) costituito o comprendente polietilene, plastica idrogenata, acqua, paraffina o altri composti idrogenati o deuterati. Nel caso di materiale liquido il dosimetro sarà conformato in forma di contenitore in materiale plastico.
I vari elementi che compongono il dosimetro personale indossabile (A) proposto sono descritti nel seguito.
L’almeno un primo sensore di neutroni lenti (2) (S1) e l’almeno un secondo sensore di neutroni lenti (2) (S1) saranno nel seguito anche indicati come gli almeno due sensori di neutroni lenti (S1 ed S2).
Il principio di funzionamento del dispositivo si basa sul fatto che gli almeno due sensori di neutroni lenti (S1 ed S2) posti all'interno del moderatore 5 in posizioni diverse rispetto al corpo umano, esposti ad una distribuzione spaziale di neutroni lenti all'interno del moderatore, permettono di ottenere un'indicazione della dose di neutroni ricevuta dal corpo umano.
Il dosimetro infatti si basa sul fatto che il campo di neutroni presenti nell'ambiente viene modificato e moderato dal corpo umano 1 e dal moderatore 5, producendo una distribuzione di neutroni lenti all'interno dei detti corpo umano 1 e moderatore 5. Detta distribuzione di neutroni lenti non è uniforme, motivo per cui produce segnali differenti negli almeno due sensori, S1 ed S2.
Prima di poter impiegare il dispositivo per misurare il valore della dose neutronica ricevuta H, in particolare il valore di Hp(10) in condizioni operative di campi incogniti, è necessario averlo preventivamente tarato presso un centro attrezzato con campi neutronici monoenergetici di riferimento come quelli indicati dalle Norme ISO della Serie 8529. La taratura prevede l'esposizione del dosimetro a campi di diversa energia, e a diversi angoli di incidenza, a valori noti di H. Durante dette esposizioni di taratura, il dosimetro deve essere montato su un fantoccio plastico simulante il corpo umano (si vedano le Norme ISO della Serie 8529).
Una volta tarato, il dispositivo potrà essere impiegato per le misure della dose neutronica H in condizioni operative di campi incogniti, secondo il seguente metodo:
- Indossare il dispositivo sul corpo umano all'altezza del tronco
- Acquisire, per un intervallo di tempo predeterminato, il segnale di almeno un primo e di almeno un secondo sensore (S1 ed S2);
- Stimare l’energia “equivalente” del campo neutronico attraverso una curva di riconoscimento energetico definita come il rapporto S2/S1, funzione monotona dell’Energia (Fig. 2). Nel caso esemplificativo di due sensori S1 ed S2: se la curva di riconoscimento energetico fosse quella di Fig.2; se durante una misura operativa si misurasse un rapporto S2/S1 pari a 0.6, si potrebbe dire che il campo neutronico ha un'energia equivalente di circa 1.2 MeV. Nel caso in cui i sensori siano più di due, la curva di riconoscimento energetico sarà una combinazione matematica dei segnali dei diversi sensori, funzione monotona dell’Energia.
- Calcolare, attraverso curve di taratura precedentemente determinate, una per ogni sensore, il coefficiente di taratura da applicare ai segnali degli almeno due sensori, S1 ed S2. Detto coefficiente di taratura è Kn(E), dove il pedice n indica il numero del sensore, ed (E) indica che dipende dall'energia dei neutroni. Detto coefficiente di taratura Kn(E) è definito come il rapporto fra il valore di H ed il corrispondente segnale del sensore ennesimo Kn(E), precedentemente determinato mediante la taratura, come detto in precedenza, con campi neutronici di riferimento a norme ISO 8529;
- Determinare la dose neutronica H ricevuta dal soggetto esposto per ognuno degli almeno due sensori, moltiplicando il valore della lettura di ciascun sensore per il corrispondente coefficiente di taratura;
- Calcolare la media dei diversi valori di H, ricavati dagli almeno due sensori S1 ed S2, per ridurre l’incertezza della misura. Tale valor medio costituirà l’output del dosimetro, cioè la dose neutronica ricevuta dal soggetto nell’intervallo di tempo di misura. In particolare si potrà calcolare Hp(10), l'equivalente di dose personale a 10 mm di profondità sotto uno specifico punto del corpo umano. La procedura sopra descritta può essere implementata per mezzo di un’unità elettronica di elaborazione inclusa o associata al dispositivo.
Sensori di neutroni lenti
Con il termine generico di sensore di neutroni lenti (S) si intende il complesso comprendente il materiale sensibile al passaggio dei neutroni ed il dispositivo in grado di produrre un segnale elettrico correlato con l'energia liberata dalla reazione di cattura neutronica lenta, detto complesso essendo tale da generare un segnale elettrico registrabile. Una combinazione di sensori di neutroni lenti può essere vantaggiosamente costituita da un minimo di due sensori (primo sensore S1 e secondo sensore S2), posti all'interno del moderatore 5 in posizioni diverse rispetto al corpo umano, tuttavia i sensori possono anche essere più di due come ad esempio cinque, distribuiti all’interno del moderatore 5. Inoltre i vari sensori possono essere uguali o diversi fra loro. Certamente con un numero di sensori maggiore di due il dosimetro risulterà più preciso, ma anche i costi di produzione saranno maggiori.
In ogni caso l’almeno un primo sensore S1 sarà sempre distanziato dall’almeno un secondo sensore S2 e sarà posto nella posizione più prossima al corpo umano mentre il sensore S2 e gli eventuali ulteriori sensori saranno distribuiti all'interno del moderatore 5. I sensori non saranno necessariamente tutti uguali fra loro.
Come detto sopra, all’elemento sensibile ai neutroni lenti di ciascun sensore di neutroni lenti è associato un dispositivo (non mostrato in Fig. 1) in grado di produrre un segnale elettrico correlato con l'energia liberata dalla reazione di cattura neutronica lenta nel sensore stesso. Generalmente detti sensori includono elementi "sensibili ai neutroni lenti": 10-Boro, 6-Litio, 3-Elio, Gadolinio e Cadmio, o qualsiasi isotopo che presenti elevata "sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti". Detta sezione d'urto è definita nel rapporto ICRU85a. Essa dipende dall'isotopo e dall'energia dei neutroni. I dispositivi associati ai sensori possono essere ad esempio un dispositivo elettrico a semiconduttore come diodo, transistor, fotodiodo, fototransistor) o un dispositivo di tipo capacitivo come un condensatore. Ciascun dispositivo produrrà un segnale elettrico (esempi: una tensione, una corrente, una carica accumulata). Detto segnale sarà proporzionale al numero di neutroni lenti che ha interagito nel sensore. Un esempio molto comune è un dispositivo che produce un impulso in tensione per ogni neutrone lento catturato nel sensore. In tale esempio l'efficienza del sensore è definita come il numero di impulsi prodotti diviso per il numero di neutroni lenti che hanno investito il sensore.
Di seguito si riporta un elenco non esaustivo dei possibili sensori di neutroni lenti e relativi dispositivi associati, impiegabili nel dosimetro sopra descritto:
- cristalli, vetri o fibre scintillanti contenenti 6-Litio, 10-Boro, 3-Elio, Gadolinio, Cadmio o qualsiasi isotopo che presenti elevata "sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti"
- Per questi cristalli, vetri o fibre scintillanti l'elemento di conversione del segnale è un fotomoltiplicatore a dinodi, a stato solido (in sè noti) o qualsiasi dispositivo elettrico in grado di trasformare in segnale elettrico la luce emessa da detti cristalli, vetri o fibre scintillanti. Tali cristalli, vetri o fibre scintillanti sono commercialmente disponibili in diverse forme e geometrie. Una scelta preferenziale, per l'elevata sensibilità e le ridotte dimensioni, è un cristallo scintillante di Ioduro di 6-Litio attivato all'Europio (6-LiI(Eu)) di volume da circa 0.05 cm<3 >a circa 0.15 cm<3>;
- Diodi, transistors, foto-diodi, foto-transistor a semiconduttore ricoperti da 6-Litio, 3-Elio, 10-Boro, Gadolinio, Cadmio o qualsiasi isotopo che presenti elevata "sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti";
- Contatori a gas (in sè noti) come camere a ionizzazione, contatori proporzionali o a scarica (Geiger-Muller) contenenti 6-Litio, 10-Boro, 3-Elio, Gadolinio, Cadmio o qualsiasi isotopo che presenti elevata "sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti";
Matrice contenente il materiale assorbitore di neutroni lenti
Al fine di differenziare le quantità di neutroni lenti che raggiungono i diversi sensori interni al dosimetro, è opportuno interporre tra i sensori (ad esempio i due sensori S1 ed S2) all'interno del moderatore 5 uno strato di materiale assorbitore per neutroni lenti. Il materiale assorbitore interposto (che in Fig.1 è indicato come matrice 3) sarà conformato in modo tale da schermare il sensore posto in prossimità del corpo umano affinchè questo rilevi solo i neutroni di albedo, quelli cioè attenuati e retro-diffusi dal corpo umano.
La matrice 3 comprende o è costituita da qualsiasi materiale contenente 6-Litio, 10-Boro, 3-Elio, Gadolinio, Cadmio o qualsiasi isotopo che presenti elevata "sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti". E' tuttavia preferibile una matrice comprendente un materiale a base di fluoruro di litio poiché non emette raggi gamma in seguito all'assorbimento dei neutroni lenti. Tali raggi gamma potrebbero infatti interferire con i sensori di neutroni lenti. Tali materiali con elevata "sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti" potrebbero essere puri oppure dispersi all'interno di una matrice realizzata in materiali quali plastica, gomma, ceramica, resina, colla, metalli. Lo spessore dell'assorbitore di neutroni lenti sarà calcolato in base al valore della sezione d'urto del/degli isotopi che contiene. L'esperto del ramo lo potrà facilmente calcolare [1], tenendo conto che è preferibile un fattore di attenuazione di almeno 50 per i neutroni con energia 0.025 eV.
Detta matrice 3 a base di materiale assorbitore per neutroni lenti può essere sagomata o conformata come un tutt’uno, come mostrato in Fig. 1, e collocata a ridosso del primo sensore S1. Tuttavia potrebbe essere suddivisa in diverse parti collocate in diversi punti del moderatore 5. Come esempio, si potrebbe avere una prima porzione a ridosso del sensore S1, come in Figura 1, associata ad una seconda porzione, sottile, a ricoprire esternamente il moderatore 5 (verso l'esterno del corpo umano 1). In un’altra realizzazione si potrebbe avere un’unica matrice 3 in forma di elemento assorbente sottile, posto all'interno del moderatore 5, ad una distanza intermedia fra i sensori e la superficie esterna del moderatore 5.
Moderatore
Il moderatore 5 può essere costituito o comprendere qualsiasi materiale fortemente idrogenato o deuterato, come polietilene, polipropilene, paraffina, acqua. Per ragioni pratiche è preferibile il polietilene ad alta densità. Detto moderatore 5 può essere sagomato in una forma qualsivoglia, purché detta forma sia tale che i vari sensori siano separati dall'ambiente esterno mediante una sufficiente quantità di moderatore. Al fine di una corretta misura anche in funzione dell'angolo di incidenza, è utile che tale quantità di moderatore sia la stessa in tutte le direzioni nel semispazio verso l'esterno del corpo umano. La forma semisferica è pertanto preferibile, ma anche una calotta poliedrica può essere adatta a fornire risultati utili. Nell'ipotesi, raffigurata in Fig. 1, di una calotta sferica in polietilene ad alta densità, il raggio potrà variare da circa 1 cm a circa 10 cm. Possono essere scelti anche valori superiori, ma il dosimetro sarà meno pratico e più difficilmente indossabile.
Unità di elaborazione dei segnali acquisiti
L’unità di elaborazione dei segnali acquisiti non è mostrata in Fig.1. I sensori per neutroni lenti saranno collegati ad un'unità di elaborazione dei segnali da essi acquisiti. Detta unità di elaborazione, facilmente progettabile da parte di un esperto del settore, potrà includere elementi contemplati dall'arte nota, come filtri elettronici, preamplificatori di carica, amplificatori di segnale, memorie, microprocessori, unità micro-programmate. Detti microprocessori ed unità micro-programmate includeranno elementi di software. L'unità di elaborazione potrà includere elementi acustici o visivi, come lampade a led, display, elementi sonori. Questi potranno anche svolgere la funzione di evidenziare il superamento di determinate soglie preimpostate. Ad esempio, un led potrà rimanere spento finchè il rateo di radiazione H non supererà una prima soglia pre-impostabile, ed accendersi con determinati colori e/o temporizzazioni se tale valore dovesse superare soglie crescenti. Le informazioni che il dosimetro potrà calcolare, memorizzare e/o riportare potranno essere: il valore di H accumulato, il tempo di accumulazione, la serie storica dei valori di rateo di H a partire da un certo istante iniziale, l'incertezza sui queste grandezze.
La programmazione dell'unità di elaborazione potrà avvenire sul dosimetro stesso, mediante uno o più tasti funzione, o da remoto. In quest'ultimo caso il dosimetro comunicherà con un computer o un'unità di controllo remoti attraverso protocolli dell'arte nota, ad esempio: cablato, wireless, radio, Bluetooth.
Il dosimetro potrà funzionare a batterie ricaricabili o a singolo uso. L'esperto nel campo potrà facilmente progettare il sistema di alimentazione del dosimetro e le modalità più convenienti per eventuali ricariche o sostituzioni.
E elemento di supporto
Il dosimetro verrà indossato sul corpo, preferibilmente sul tronco, posizionato su un indumento o porzione di esso come un bavero, il taschino di un camice o una cintura, attraverso elementi di fissaggio reperibili nell'arte nota, come clips, bottoni o elementi in velcro.
Descrizione del metodo di misura
Il dosimetro dell’invenzione permette di determinare la dose neutronica H ricevuta da un soggetto esposto a radiazioni di neutroni con energie che variano dal dominio lento (minore di 0.5 eV) a 20 MeV. In particolare il dosimetro permette di misurare Hp(10), equivalente di dose personale a 10 mm di profondità sotto uno specifico punto del corpo umano così come definita dalle commissioni internazionali ICRP ed ICRU.
Il metodo che consente tale determinazione comprende gli stadi fondamentali seguenti. Il principio di funzionamento si basa sull’osservazione che un'opportuna combinazione matematica dei segnali generati da una molteplicità di sensori di neutroni lenti (due come minimo), posti all'interno di un moderatore aggiuntivo rispetto al corpo umano, in posizioni diverse rispetto al corpo umano, con l'eventuale introduzione di strati di materiale assorbitore di neutroni lenti, può fornire un'indicazione sull'energia del campo neutronico che sta incidendo sul corpo umano e sul dosimetro.
Per poter utilmente impiegare il dosimetro ed il metodo descritti, occorre eseguire due fasi distinte:
(1) Una fase di taratura, da svolgere prima di impiegare il dosimetro in pratica. La taratura sarà effettuata presso un centro equipaggiato di sorgenti neutroniche di riferimento. Un esempio di dette sorgenti sono i fasci monoenergetici descritti dalle norme della Serie ISO 8529. La fase di taratura permette di determinare la curva di riconoscimento energetico. Fig. 2 illustra un esempio di tale curva per un caso di due sensori S1 ed S2 come illustrato in Fig.1.
La curva di riconoscimento energetico viene costruita attraverso le seguenti fasi operative principali:
(1.a) Si esporrà il dosimetro, applicato ad un fantoccio simulante il corpo umano (definito dalla ISO: 30 cm x 30 cm x 15 cm, con pareti in plexiglass e riempito d'acqua), a campi di neutroni di riferimento, con diverse energie, con valori noti di H. Per ogni esposizione si acquisiranno i segnali dei sensori. Nel caso in cui i sensori S1 ed S2 forniscano un numero di impulsi elettrici proporzionale al numero di neutroni lenti che hanno ricevuto, si calcolerà il rapporto S2/S1, fra il numero di impulsi forniti da S2 e quelli forniti da S1.
I vari rapporti S2/S1 misurati in funzione delle varie energie dei fasci di neutroni impiegati permetterà di costruire la curva di riconoscimento energetico.
La curva di Fig. 2 è stata determinata esponendo un prototipo in campi di neutroni monoenergetici di varie energie (0.144 MeV, 0.565 MeV, 1.2 MeV, 2.9 MeV).
Sarà inoltre necessario verificare se e come questa curva varia al variare dell'angolo di incidenza della radiazione sul fantoccio. L’esperto del ramo è in grado di effettuare questa verifica.
(1.b) i coefficienti di taratura dei diversi sensori di neutroni lenti variano al variare dell'energia incidente. Nel caso di Fig.1, si calcoleranno un coefficiente di taratura K1 (per il sensore S1) ed un coefficiente di taratura K2 (per il sensore S2) definiti come il rapporto fra il valore noto di H, al variare dell'energia, ed il corrispondente segnale dei sensori (ad esempio: numero di impulsi elettrici).
In pratica il calcolo del coefficiente di taratura K sarà determinato come rapporto tra la dose neutronica H somministrata/fornita di cui al punto 1a) e il segnale corrispondente del sensore (Sn).
I coefficienti di taratura dei diversi sensori saranno quindi una funzione dell'energia dei neutroni incidenti, ovvero per ogni valore di energia incidente vi sarà un diverso valore numerico di coefficiente di taratura per un dato sensore. Nell'esempio di Fig. 1 e Fig. 2, queste funzioni saranno K1(E) e K2(E). La metodica per determinare questi coefficienti di taratura è descritta nelle norme della Serie ISO 8529.
(2) Una fase operativa, che costituirà il funzionamento normale del dosimetro quando indossato sul corpo umano, preferibilmente sul tronco. In questa fase verranno eseguite le seguenti operazioni principali:
(2.a) Acquisire, per un intervallo di tempo predeterminato, il segnale dei diversi sensori di neutroni lenti, mediante l'unità di elaborazione a cui i sensori sono collegati. A seconda del tipo di sensore per neutroni lenti e della sua efficienza, saranno richiesti diversi tempi di acquisizione per avere la stessa precisione di misura. Nel caso in cui il sensore fornisca un numero di impulsi elettrici proporzionale al numero di neutroni lenti che hanno reagito nel materiale sensibile, la precisione della misura sarà proporzionale all'inverso della radice quadrata del numero di impulsi registrati [1]. Più l'intensità del campo di neutroni sarà elevata, minore sarà quindi il tempo necessario per raggiungere una data precisione di misura. Un valore tipico è un minuto di misura per una precisione 10% quando il rateo di Hp(10) è di 10 microSievert per ora (nell'ipotesi che si tratti del campo prodotto dalla sorgente di 252-Cf (a norma ISO 8529-1). L’intervallo di tempo predeterminato per effettuare le misure è quindi un tempo che l’esperto del ramo potrà determinare facilmente.
(2.b) Sulla base delle informazioni fornite dai vari sensori, calcolare la funzione matematica che, come mostrato nella fase di taratura, è utile a stimare l'energia equivalente del campo neutronico incidente. Nell'esempio qui riportato con il dispositivo raffigurato in Fig. 1, nel caso in cui i sensori forniscano un numero di impulsi elettrici proporzionale al numero di neutroni lenti che hanno ricevuto, si calcolerà il rapporto S2/S1, fra il numero di impulsi forniti da S2 e quelli forniti da S1.
(2.c) Confrontare Il rapporto S2/S1con la curva di riconoscimento energetico determinata nella fase di taratura. Ciò permetterà di stimare l'energia equivalente del campo neutronico incidente, chiamata Eeq. Ad esempio, S2/S1= 0.60 corrisponde ad un'energia equivalente Eeq di circa 1.2 MeV. In pratica si ricava l'energia equivalente del campo neutronico incidente, chiamata Eeq dalla curva di riconoscimento energetico costruita al punto (1a).
(2.d) Conoscendo Eeq si determinerà il corretto valore numerico del coefficiente di taratura per i diversi sensori. Nell'esempio di Fig. 1 e Fig. 2, si determineranno, anche mediante interpolazione, i valori K1(Eeq) e K2(Eeq). in pratica, ricavato il valore dell’energia equivalente Eeq come dal punto precedente (2c) si individuano i valori K(Eeq) attraverso ciascuna curva costruita in (1b).
(2.e) Moltiplicare il segnale dei diversi sensori per il corretto valore numerico del coefficiente di taratura, ottenendo, per ogni sensore, una stima di H. Nell'esempio di Fig.1 e Fig. 2, si calcoleranno le dosi equivalenti di radiazione neutronica Hp(10) stimate da ciascun sensore (S) come segue:
Hp(10) (sensore S1) = S1 x K1(Eeq)
Hp(10) (sensore S2) = S2 x K2(Eeq)
La miglior stima del valore di H, che il dosimetro registrerà come risultato della misurazione, sarà calcolato come la media dei valori forniti dai diversi sensori (S1 ed S2 nel caso esemplificato nelle figure). Tale media potrà essere registrata, in una memoria al variare del tempo di acquisizione (ad esempio, un valore ogni ora) oppure sommata nel tempo per fornire un valore di dose neutronica integrata nel tempo. Registrando l'arrivo degli impulsi in funzione del tempo sarà poi possibile elaborare una serie storica del rateo di H a partire da un tempo iniziale prestabilito.
Il dosimetro e il metodo dell’invenzione consentono di determinare la dose neutronica nell’intervallo energetico di neutroni che va dal dominio dei neutroni lenti a 20 MeV..
Vantaggi del dosimetro dell’invenzione:
- indossabile ed adatto per la dosimetria personale
- attivo, cioè a lettura diretta immediata
- Basato sulla combinazione della misura dei neutroni di albedo (moderati dal corpo 1) e dei neutroni diretti moderati dal materiale moderatore 5.
Il dosimetro qui descritto, combinando la moderazione del corpo umano 1 con quella del moderatore 5, realizza un compromesso accettabile per la dosimetria personale, indossabile, leggero e dalla risposta migliore di diversi dispositivi commerciali.
Il dispositivo dell’invenzione può essere vantaggiosamente impiegato come "dosimetro personale neutronico" per lavoratori esposti a radiazioni ionizzanti. I settori di applicazione sono quello industriale (ispezioni non distruttive con sorgenti di neutroni, neutronigrafia, misure di umidità in ingegneria civile, ispezioni petrolifere), energia (impianti nucleari e del combustibile), ricerca (acceleratori di particelle), medico (acceleratori per la raidoterapia sia convenzionale che adronica).
Claims (20)
- RIVENDICAZIONI 1. Dosimetro indossabile (A) associato ad un corpo umano (1) e provvisto di almeno una coppia di sensori di neutroni lenti, detto dosimetro comprendente: - almeno un primo sensore(S1) di neutroni lenti (2); - una matrice (3) contenente una certa quantità di materiale assorbitore di neutroni lenti; - almeno un secondo sensore (S2) di neutroni lenti (4); - un moderatore (5) comprendente un materiale idrogenato o deuterato scelto fra polietilene, polipropilene, paraffina, plastiche idrogenate, acqua; gli almeno un primo e un secondo sensore (S1, S2) essendo posti all’interno del moderatore (5) distanziati fra loro e l’almeno un primo sensore (S1) essendo posto in prossimità del corpo umano (1).
- 2. Dosimetro secondo la rivendicazione 1 in cui gli almeno un primo e un secondo sensore (S1, S2) di neutroni lenti sono un complesso comprendente un materiale sensibile al passaggio dei neutroni e un dispositivo in grado di produrre un segnale elettrico correlato con l'energia liberata dalla reazione di cattura neutronica lenta da parte del materiale sensibile, detto complesso essendo tale da generare un segnale registrabile.
- 3. Dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-2 in cui il materiale sensibile ai neutroni lenti incluso nei sensori comprende uno o più elementi scelti fra: 10-Boro, 6-Litio, 3-Elio, Gadolinio, Cadmio o altro isotopo che presenti elevata sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti, detta sezione d'urto essendo definita nel rapporto ICRU85a.
- 4. Dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-3 in cui il dispositivo associato al sensore è scelto fra: un dispositivo elettrico a semiconduttore come diodo, transistor, fotodiodo, fototransistor o un dispositivo di tipo capacitivo come un condensatore.
- 5. Dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-4 in cui il sensore di neutroni lenti e il relativo dispositivo associato sono scelti fra: - Cristalli, vetri o fibre scintillanti contenenti 6-Litio, 10-Boro, 3-Elio, Gadolinio, Cadmio o altro isotopo che presenti elevata sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti come definita nel rapporto ICRU85a; per detti cristalli, vetri o fibre scintillanti l'elemento di conversione del segnale essendo un fotomoltiplicatore a dinodi, a stato solido o altro dispositivo elettrico in grado di trasformare in segnale elettrico la luce emessa da detti cristalli, vetri o fibre scintillanti; - Diodi, transistors, foto-diodi, foto-transistor a semiconduttore ricoperti da 6-Litio, 3-Elio, 10-Boro, Gadolinio, Cadmio o altro isotopo che presenti elevata sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti come definita nel rapporto ICRU85a; - Contatori a gas, come camere a ionizzazione, contatori proporzionali o a scarica (Geiger-Muller) contenenti 6-Litio, 10-Boro, 3-Elio, Gadolinio, Cadmio o altro isotopo che presenti elevata sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti come definita nel rapporto ICRU85a.
- 6. Dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-5 in cui tra gli almeno un primo sensore e gli almeno un secondo sensore (S1, S2) è interposta una matrice (3) comprendente uno strato di materiale assorbitore per neutroni lenti scelto fra i materiali contenenti 6-Litio, 10-Boro, 3-Elio, Gadolinio, Cadmio o altro isotopo che presenti elevata sezione d'urto per la cattura nucleare dei neutroni lenti come definita nel rapporto ICRU85a.
- 7. Dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-6 in cui il moderatore (5) è sagomato in una forma tale che fra l’almeno un secondo sensore (S2) e l'ambiente esterno ci sia circa la stessa quantità di moderatore in tutte le direzioni nel semispazio verso l'esterno del corpo umano.
- 8. Dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-7 in cui il moderatore (5) è sagomato in forma semisferica o come una calotta poliedrica di raggio o spessore che va da circa 1 cm a circa 10 cm.
- 9. Dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-8 che è applicato al corpo umano (1) attraverso un elemento di fissaggio come clips, bottoni o velcro posizionati su un indumento o porzione di esso come un bavero, il taschino di un camice o una cintura.
- 10. Unità di elaborazione dei segnali acquisiti dagli almeno un primo ed un secondo sensore (S1, S2) del dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-9 in cui detta unità di elaborazione comprende almeno uno fra: filtri elettronici, preamplificatori di carica, amplificatori di segnale, memorie, microprocessori, unità micro-programmate, elementi di software.
- 11. Unità di elaborazione secondo la rivendicazione precedente comprendente ulteriormente almeno uno fra: elementi acustici o visivi, come lampade a led, display, elementi sonori.
- 12. Unità di elaborazione secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 10-11 comprendente mezzi per calcolare, memorizzare e/o riportare come output uno o più dei valori scelti fra: valore di dose neutronica H ricevuta da un soggetto esposto a radiazione, tempo di esposizione, serie storica dei valori di rateo di H a partire da un certo istante iniziale, incertezza su detti valori.
- 13. Unità di elaborazione secondo la rivendicazione precedente in cui la dose neutronica è Hp(10), essendo Hp(10) l’equivalente di dose personale a 10 mm di profondità sotto uno specifico punto del corpo umano (1).
- 14. Unità di elaborazione secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 10-13 che è in comunicazione con un computer o un'unità di controllo remoti attraverso un protocollo scelto fra: cablaggio, wireless, radio, Bluetooth.
- 15. Metodo per determinare la dose di radiazione neutronica H ricevuta da un soggetto esposto a radiazione neutronica con il dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-9, detto metodo comprendente gli stadi fondamentali seguenti: (1) Una fase di taratura, da svolgere prima di impiegare il dosimetro e da effettuare a diverse energie con una sorgente di radiazione neutronica di riferimento per determinare la curva di riconoscimento energetico, detta curva essendo costruita attraverso le seguenti fasi operative principali: (1.a) esporre il dosimetro, applicato su un fantoccio, a detta sorgente neutronica di riferimento per fornire al dosimetro dosi di energia H predeterminate, acquisendo i segnali degli almeno un primo ed almeno un secondo sensore (S1, S2), quindi calcolare il rapporto S2/S1 dei segnali misurati in funzione delle diverse energie per costruire la curva di riconoscimento energetico; (1.b) calcolare gli almeno un primo K1 e gli almeno un secondo K2 coefficienti di taratura per gli almeno un primo ed almeno un secondo sensore (S1, S2), detti coefficienti essendo definiti come il rapporto fra il valore della dose neutronica H somministrate, ed il segnale del corrispondente sensore; (2) Una fase operativa, comprendente le seguenti operazioni principali quando il dosimetro è indossato sul corpo umano, preferibilmente sul tronco: (2.a) In un intervallo di tempo predeterminato acquisire il segnale dell’almeno un primo ed almeno un secondo sensore (S1, S2) tramite l'unità di elaborazione rivendicata in una qualsiasi delle rivendicazioni 10-14; (2.b) Calcolare il rapporto S2/S1, fra il numero di impulsi forniti dall’almeno un primo ed all’almeno un secondo sensore(S1,S2); (2.c) Confrontare Il rapporto S2/S1 con la curva di riconoscimento energetico costruita nella fase di taratura al punto (1) per ricavare l'energia equivalente Eeq del campo neutronico incidente; (2.d) Determinare il corretto valore numerico del coefficiente di taratura attraverso ciascuna curva costruita nella fase di taratura al punto (1b) per i diversi sensori; (2.e) Moltiplicare il segnale dell’almeno un primo e dell’almeno un secondo sensore (S1, S2) per il corretto valore numerico del corrispondente coefficiente di taratura, ottenendo, per ogni sensore, una stima del valore di H; (2.f) Calcolare la dose neutronica nell’intervallo di tempo predeterminato come la media dei valori forniti dai diversi sensori.
- 16. Metodo secondo la rivendicazione precedente in cui la dose neutronica misurata è Hp(10), essendo Hp(10) l’equivalente di dose personale a 10 mm di profondità sotto uno specifico punto del corpo umano (1).
- 17. Metodo secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 15-16 che è implementato per mezzo di un’unità elettronica di elaborazione inclusa o associata al dosimetro.
- 18. Metodo secondo la rivendicazione precedente in cui l’unità elettronica di elaborazione è un computer.
- 19. Impiego del dosimetro secondo una qualsiasi delle rivendicazioni 1-9 per il monitoraggio di lavoratori esposti a radiazioni neutroniche in cui i lavoratori indossano detto dosimetro.
- 20. Impiego secondo la rivendicazione precedente in un settore di applicazione scelto fra: settore industriale nell’ambito di ispezioni non distruttive con sorgenti di neutroni, neutronigrafia, misure di umidità, ispezioni petrolifere, stratigrafia dei pozzi petroliferi; settore dell’energia nell’ambito di impianti nucleari e del combustibile nucleare; settore della ricerca nell’ambito di acceleratori di particelle; settore medico nell’ambito di acceleratori di particelle per la radioterapia e per la medicina nucleare.
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2020255080A1 (en) | 2020-12-24 |
| US20220244409A1 (en) | 2022-08-04 |
| EP3987311A1 (en) | 2022-04-27 |
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