Ai fini della radioprotezione delle attività sperimentali svolte utilizzando fasci pulsati di neutroni a 14 MeV prodotti da un generatore commerciale del tipo D-T si è condotta l'analisi dei rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti: una prima valutazione teorica della dose del fascio emesso per stimare l’esposizione degli operatori è stata effettuata utilizzando il coefficiente di dose efficace per fluenza neutronica a 14 MeV dell’ICRP 2010 e i dati forniti dal costruttore del generatore. La valutazione ha consentito di definire, seppure in via approssimata, l’entità delle schermature necessarie in considerazione dei carichi di lavoro e dell’occupazione delle aree limitrofe. Per effettuare una puntuale valutazione del rischio ed ottimizzare la radioprotezione è stata inoltre eseguita una determinazione della distribuzione spaziale dei neutroni emessi dal generatore mediante il codice MCNP, Monte Carlo N-Particle code, sviluppato presso il Laboratorio Nazionale di Los Alamos, codice di trasporto per neutroni, fotoni ed elettroni che utilizza il metodo Monte Carlo. Le analisi effettuate hanno consentito di validare la sicurezza dell’installazione e sono alla base della definizione delle procedure di esercizio e intervento che fanno parte del sistema di sorveglianza fisica.

Analisi dei rischi da radiazioni ionizzandi derivanti dalle attività sperimentali con generatore di neutroni di tipo d-t / Gandolfo, Giada; Lepore, Luigi. - ELETTRONICO. - unico:(2015). (Intervento presentato al convegno dBA2015 - Trent’anni di Prevenzione e Protezione dagli Agenti Fisici tenutosi a Modena).

Analisi dei rischi da radiazioni ionizzandi derivanti dalle attività sperimentali con generatore di neutroni di tipo d-t

GANDOLFO, GIADA;LEPORE , LUIGI
2015

Abstract

Ai fini della radioprotezione delle attività sperimentali svolte utilizzando fasci pulsati di neutroni a 14 MeV prodotti da un generatore commerciale del tipo D-T si è condotta l'analisi dei rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti: una prima valutazione teorica della dose del fascio emesso per stimare l’esposizione degli operatori è stata effettuata utilizzando il coefficiente di dose efficace per fluenza neutronica a 14 MeV dell’ICRP 2010 e i dati forniti dal costruttore del generatore. La valutazione ha consentito di definire, seppure in via approssimata, l’entità delle schermature necessarie in considerazione dei carichi di lavoro e dell’occupazione delle aree limitrofe. Per effettuare una puntuale valutazione del rischio ed ottimizzare la radioprotezione è stata inoltre eseguita una determinazione della distribuzione spaziale dei neutroni emessi dal generatore mediante il codice MCNP, Monte Carlo N-Particle code, sviluppato presso il Laboratorio Nazionale di Los Alamos, codice di trasporto per neutroni, fotoni ed elettroni che utilizza il metodo Monte Carlo. Le analisi effettuate hanno consentito di validare la sicurezza dell’installazione e sono alla base della definizione delle procedure di esercizio e intervento che fanno parte del sistema di sorveglianza fisica.
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