Modalità di taratura degli strumenti di misura delle grandezze dosimetriche operative

Nella pratica radioprotezionistica la misura di una qualsiasi grandezza dosimetrica si riduce sempre alla misura di un segnale (di carica, di luce ecc.) specifico del tipo di rivelatore (a gas, a stato solido o chimico) del complesso si misura impiegato. È il tipo di taratura che si effettua sul complesso di misura, che consente di tradurre il valore del segnale misurato in un’informazione sul valore della grandezza che si intende misurare.

La taratura di uno strumento rispetto a una data grandezza presuppone che di quella grandezza sia definita una opportuna unità di misura e che di quest’ultima esista un campione primario (cfr. cap. 6). Per le grandezze dosimetriche operative non esistono campioni primari che forniscano direttamente il valore di H*(10), di H’(d,a) e di Hp(d). Di queste grandezze possono essere però realizzati campioni di riferimento indiretti basati sui campioni di kerma, K, o di dose assorbita, D, o di fluenza, Φ, per il tipo di radiazione di interesse. Una volta noti, per un dato campo di radiazione, il valore di K, o di D, o di Φ in un dato punto, è poi possibile calcolare il coefficiente di conversione, h, che permette di ottenere ciascuna delle grandezze H*(10), H’(d,a) e Hp(d) a partire dai valori di K o di D, o di Φ.

Se ad esempio si conosce in un punto in aria libera il valore del kerma in aria Ka dovuto a uno specificato campo di radiazione gamma, quel

medesimo campo produrrà un equivalente di dose ambientale dato da:

Figura 7.11 - Dipendenza del rapporto Hp(10, α)/Hp(10, 0°) dalla direzione di incidenza α di neutroni monoenergetici su un fantoccio di tessuto molle di dimensioni 300 mm × 300 mm × 150 mm. Il rapporto Hp(10, α)/Hp(10, 0°) in funzione di α è riportato per diverse energie dei neutroni incidenti (curve ottenute con dati da ICRU 1998)

( )

h

(

H Ka

)

Ka

H* 10 ₌ *, _(7.3)

dove h(H*,Ka) è il coefficiente di conversione che permette di ottenere H*(10) in funzione di Ka. In tal caso, se si vuole tarare uno strumento in termini di H*(10) si irraggia quello strumento posto in aria libera in un

punto in cui un campo di radiazione gamma di riferimento produce un valore noto di kerma in aria, Ka. Il valore di Ka è ottenuto

preventivamente da una misura mediante un campione di kerma in aria. Lo strumento uniformemente irraggiato in aria libera nel campo noto di radiazione fornisce un segnale M mediante il quale si può determinare un coefficiente di taratura (cfr. § 6.2) dato in questo caso da:

( )

M h

(

H K

)

K M H NH= * 10 = *, a a (7.4)

Con analogo procedimento si possono determinare i coefficienti di taratura rispetto alle altre grandezze dosimetriche operative. Infatti, per i diversi tipi di radiazione e alle diverse energie, sono noti i coefficienti di conversione h(H*,G), h(H’,G), e h(Hp,G), che permettono di ottenere ciascuna grandezza operativa in funzione della grandezza dosimetrica di base, G, con cui si caratterizza il campo di radiazione considerato. Per un campo di fotoni, la grandezza G in funzione della quale si esprime h è tipicamente il kerma in aria, Ka. Per i neutroni, h è invece determinato in

funzione della fluenza Φ, mentre per gli elettroni h è tipicamente espresso in funzione della dose assorbita, D, in un mezzo tessuto equivalente. I coefficienti di conversione h sono determinati come il rapporto:

h = H/G (7.5)

dove H denota una specifica grandezza dosimetrica operativa e G la grandezza dosimetrica di base in funzione di cui si intende esprimere h. I coefficienti di conversione h raccomandati sono quelli riportati nelle apposite pubblicazioni dell’ICRU e dell’ICRP (cfr. ICRU 1998 e ICRP 2010). Essi sono determinati a partire dalla conoscenza del campo di radiazione (tipo di particelle, energia, fluenza ecc.) in un punto, generalmente in aria. Si calcola quindi il valore di G (cioè di K o di Φ o di

D) che quel campo determina in quel punto in base alle correlazioni che

è possibile stabilire fra queste grandezze (cfr § 5.3). Si calcolano poi i corrispondenti valori di H*(10), H’(d,F) e Hp(d) essendo dalla (4.17):

( )

D

( )

Q H* 10 ₌ * 10 _(7.6)

(

dα

)

D

(

dα

)

Q H' , = ' , (7.7)

( )

d D

( )

d Q Hp = p (7.8)

dove Q è il fattore di qualità relativo alla radiazione considerata e D*(10), D’(d,a) e Hp(d) sono le dosi assorbite calcolate nelle condizioni precisate nelle definizioni di H*(10), H’(d,a) e Hp(d), rispettivamente. I coefficienti h sono calcolati mediante metodi Monte Carlo.

A titolo di esempio sono riportati nella tabella 7.1 alcuni valori dei coefficienti h*(E) = H*(10)/Ka per fotoni, per la conversione da kerma in aria, Ka, in equivalente di dose ambientale, H*(10), e nella tabella 7.2

Tabella 7.1 - Coefficienti di conversione h*(E) = H*(10)/Ka per la taratura di dosimetri in termini di H*(10), alle diverse energie di un fascio di fotoni di cui è noto il valore del kerma in aria nel punto di taratura (dati da ICRU 1998) Energia dei fotoni (keV) h*(E) = H*(10)/Ka (Sv Gy⁻¹) 10 0,01 20 0,60 30 1,10 40 1,47 50 1,67 60 1,74 80 1,72 100 1,65 150 1,49 200 1,40 300 1,31 400 1,26 500 1,23 600 1,21 800 1,19 1000 1,17 1500 1,15 2000 1,14 3000 1,13 4000 1,12 5000 1,11

alcuni valori dei coefficienti, h*(E) = H*(10)/F per neutroni, per la conversione da fluenza, Φ, in equivalente di dose ambientale. La taratura degli strumenti di misura delle grandezze H*(10) e H’(d,a) si esegue in aria libera utilizzando un fascio di radiazione unidirezionale e uniforme (in termini di fluenza e distribuzione di energia) su almeno tutta la sezione del rivelatore da tarare. Nel caso di tarature in termini di H’(d,a)

l’angolo α viene fatto variare ruotando lo strumento rispetto al fascio fisso unidirezionale.

Gli strumenti di misura della grandezza Hp(d), in base alla definizione di Hp(d), non sono invece tarati in aria libera. Ovviamente non è possibile tarare questi strumenti di misura (i dosimetri personali) direttamente sul corpo umano. Si ricorre perciò all’uso di fantocci antropomorfi o di fantocci con dimensioni e forme tali da simulare le proprietà di diffusione e assorbimento della radiazione da parte di diverse parti del corpo umano (tronco, estremità ecc.) cui Hp(d) è specificatamente riferito. In fase di taratura, un dosimetro personale deve essere esposto al campo di radiazione di riferimento dopo essere stato collocato sul fantoccio che simula la regione del corpo umano di interesse. Alcuni esempi di questi fantocci sono mostrati in figura 7.12. Fissate le

Tabella 7.2 - Coefficienti di conversione h*(E) = H*(10)/Ф per la taratura di dosimetri in termini di H*(10), alle diverse energie di un fascio di neutroni di cui è noto il valore della fluenza Ф in aria nel punto di taratura (dati da ICRU 1998) Energia dei neutroni (MeV) h*(E) = H*(10)/Ф (pSv cm²) 1x10⁻⁸ 9,00 2,5x10⁻⁸ 10,6 1x10⁻⁷ 12,9 1x10⁻⁶ 13,3 1x10⁻⁵ 11,3 1x10⁻⁴ 9,40 1x10⁻³ 7,90 1x10⁻² 10,5 1x10⁻¹ 88 1x100 416 1x10¹ 440 5x10¹ 400 1x10² 285

specifiche condizioni sperimentali di taratura, il coefficiente di taratura si determina dalla conoscenza del valore della grandezza di base, G, (ad es. il kerma in aria in un punto in aria in assenza del fantoccio) usata per l'irraggiamento del dosimetro, dal valore del segnale M fornito dal dosimetro irraggiato sul fantoccio e dal coefficiente di conversione, h, relativo alla condizione sperimentale considerata. Figura 7.12 - Esempi di fantocci (a, b, c) di materiale tessuto-equivalente con forme diverse per la taratura di dosimetri in termini di Equivalente di Dose Personale Hp(d). Fantocci con diverse forme (e dimensioni) sono necessari per poter riferire Hp(d) a parti diverse del corpo umano quali il tronco e le estremità

Bibliografia

ICRU Report 39, Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources, International Commission on Radiation Units and Measurements, Oxford University Press, 1985.

ICRU Report 43, Determination of Dose Equivalents from External Radiation Sources – Part 2, International Commission on Radiation Units and Measurements, Oxford University Press, 1988.

ICRP Publication 60, 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, Annals of the ICRP Volume 21/1-3, International Commission on Radiological Protection, Elsevier, 1991.

ICRU Report 47, Measurement of Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations, International Commission on Radiation Units and Measurements, Oxford University Press, 1992.

ICRU Report 57, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection Against External Radiation, International Commission on Radiation Units and Measurements, Oxford University Press, 1998.

ICRU Report 66, Determination of Operational Dose Equivalent Quantities for Neutrons, International Commission on Radiation Units and Measurements, Oxford University Press, 2001.

ICRP Publication 92, Relative Biological Effectiveness (RBE), Quality Factor (Q), and Radiation Weighting Factor(wR), International Commission on Radiological Protection, Elsevier, 2004.

ICRP Publication 103, The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, International Commission on Radiological Protection, Elsevier, 2008.

ICRP Publication 105, Radiological Protection in Medicine, International Commission on Radiological Protection, Elsevier, 2008.

ICRP Publication 116, Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures, International Commission on Radiological Protection (www.icrp.org), Elsevier Sciences, Oxford, 2010. ICRP Publication 119, Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60, International Commission on Radiological Protection (www.icrp.org), Elsevier Sciences, Oxford, 2012.

Capitolo 8

STRUMENTI DI MISURA PER LA DOSIMETRIA IN RADIOPROTEZIONE

8.1

Introduzione

Le misure delle radiazioni ionizzanti per scopi radioprotezionistici si effettuano principalmente in due distinte condizioni sperimentali. La prima di esse riguarda la misura delle grandezze dosimetriche di base quali la dose assorbita, il kerma, l’esposizione, o la misura delle grandezze dosimetriche operative quali l’equivalente di dose ambientale, personale ecc. (cfr. cap. 4 e cap. 7). La seconda riguarda invece le misure di attività (o di concentrazione di attività) dei radionuclidi (cfr. cap. 9). Entrambe le tipologie di misura hanno una comune finalità: fornire i dati sperimentali necessari a determinare le grandezze radioprotezionistiche, quali la dose equivalente HT e la dose efficace E (cfr. § 7.2), cui sono

associati, secondo la normativa di radioprotezione, i valori limite per le esposizioni delle persone alle radiazioni ionizzanti. La scelta fra misure di attività e misure di grandezze dosimetriche è dettata dalle particolari condizioni di esposizione di una persona alle radiazioni. Quando la sorgente di radiazioni è esterna alla persona a essa esposta, le misure più appropriate sono quelle riguardanti le grandezze dosimetriche in quanto direttamente correlabili alle grandezze radioprotezionistiche (cfr. § 7.3). Se invece una sorgente radioattiva è stata introdotta accidentalmente o deliberatamente (come nelle applicazioni mediche) all’interno del corpo di una persona, le misure di attività sono quelle di più immediata attuazione per poter determinare le grandezze radioprotezionistiche. Le misure di attività si effettuano non solo negli organismi o in materiali biologici ma anche in materiali come l’aria, gli alimenti e qualsiasi altro mezzo in cui siano presenti radionuclidi e che possono venire in contatto o essere introdotti all’interno di un organismo vivente.

In questo capitolo saranno illustrate le caratteristiche dei sistemi di misura delle grandezze dosimetriche, mentre i mezzi di misura dell’attività dei radionuclidi sono descritti nel capitolo 9.

La misura delle grandezze dosimetriche (la dosimetria) richiede particolari strumenti di misura, i dosimetri, i quali sono costituiti da un sistema di rivelazione delle radiazioni e da un sistema di elaborazione del segnale fornito dal rivelatore.

A seconda del tipo di rivelatore utilizzato, i dosimetri si possono classificare in “attivi” e “passivi”. Nei dosimetri attivi i rivelatori forniscono in tempo reale il valore della grandezza misurata, attraverso un’immediata elaborazione del segnale da essi prodotto durante la loro

esposizione alle radiazioni. I dosimetri attivi sono quindi costituiti da un complesso di misura che include sia il rivelatore sia il sistema elettronico di misura a esso solidalmente collegato. I rivelatori a gas, a scintillazione e a semiconduttore sono i tipici rivelatori utilizzati in questa categoria di dosimetri che sono di norma di tipo portatile o trasportabile. Nei dosimetri passivi i rivelatori non sono invece stabilmente collegati al loro sistema di misura. Un dosimetro passivo è in genere costituito da due parti distinte: a) una parte mobile, costituita da un rivelatore che non necessita di alcuna alimentazione elettrica e che può essere facilmente collocato ed esposto al campo di radiazioni in posizioni e ambienti diversi a seconda delle esigenze di misura, b) una parte fissa operante stabilmente in laboratorio e costituita da un sistema di misura in grado di “leggere” il segnale fornito da un dato tipo di rivelatori allorché questi, al termine della loro esposizione alle radiazioni, sono portati in laboratorio e collegati al sistema di misura. La “lettura” dei dosimetri passivi avviene quindi in una fase successiva alla loro esposizione alle radiazioni. I rivelatori a termoluminescenza, a fotoluminescenza e quelli a film fotografico, unitamente ai rivelatori a tracce e quelli a bolle sono i più utilizzati rivelatori nei dosimetri di tipo passivo.

I dosimetri di tipo passivo sono preferenzialmente usati, rispetto a quelli di tipo attivo, nelle situazioni in cui interessa conoscere i valori dosimetrici integrati su un lungo periodo di tempo, dell’ordine delle settimane o dei mesi. Se invece lo scopo delle misure è di disporre dei dati dosimetrici in tempo reale (come ad esempio i valori di rateo di equivalente di dose) o integrati per brevi periodi di tempo (dell’ordine dei minuti o delle ore), i dosimetri di tipo attivo sono gli strumenti di elezione.

Quando una radiazione ionizzante interagisce con un rivelatore, la ionizzazione in esso prodotta genera un segnale la cui entità dipende dalla fluenza, dal tipo e dall’energia della radiazione. A seconda del tipo di rivelatore, il segnale da esso fornito può essere un segnale di carica, di luce, di calore ecc. Le caratteristiche del sistema di misura associato al rivelatore sono perciò diverse in relazione alla natura del segnale fornito dal rivelatore. L’ampia varietà delle radiazioni ambientali (fotoni, elettroni, neutroni, particelle alfa ecc.) rende necessario il ricorso a tipi di dosimetri diversi a seconda delle caratteristiche della radiazione che si è interessati a misurare.

Tutti i sistemi di misura correntemente utilizzati per la dosimetria in radioprotezione devono essere opportunamente tarati (cfr. cap. 6) affinché il valore del segnale, M, da essi prodotto possa direttamente fornire il corrispondente valore della grandezza, G, di interesse.

8.2

Caratteristiche dei dosimetri per il monitoraggio di area e

Nel documento Fondamenti di dosimetria delle radiazioni ionizzanti. Quinta edizione (pagine 169-177)