teza doctorat margareta cheresteş
TRANSCRIPT
UNIVERSITATEA DIN BUCUREŞTI
FACULTATEA DE FIZICĂ
Detectori de radiaţii
utilizaţi în dozimetria individuală
Teză de doctorat
Conducător Ştiinţific Doctorand
Prof. Dr. Livia Maria CONSTANTINESCU Margareta CHERESTEŞ
2010
CUPRINS INTRODUCERE ............................................................................................................................. 1
I. EXPUNEREA LA RADIAŢII IONIZANTE. EFECTELE IRADIERII ................................... 7
I.1. Tipuri şi surse de radiaţii. Caracterizarea câmpului de radiaţii. ................................................. 7
I.2. Calibrarea sistemelor dozimetrice utilizate în dozimetria individuală. Cerinţe şi reglementări
.................................................................................................................................................... 9
I.3. Efectele radiaţiilor ionizante asupra polimerilor ........................................................................ 9
I.3.1. Transformări chimice ale polimerilor induse prin iradiere. Reticularea şi degradarea ..... 10
I.3.1.1. Reticularea radioindusă ..................................................................................... 12
I.3.1.2. Degradarea radioindusă ..................................................................................... 12
I.3.2. Modificările proprietăţilor fizice ale polimerilor produse prin iradiere ............................ 13
I.3.2.1. Influenţa tipului de radiaţie ............................................................................... 14
I.3.2.2. Rezistenţa polimerilor la iradiere ...................................................................... 14
I.3.2.3. Variaţia transmitanţei optice ............................................................................. 15
I.3.2.4. Variaţia conductivităţii electrice ....................................................................... 16
I.4. Efectele radiaţiilor ionizante asupra organismului uman ......................................................... 16
I.4.1. Efectele biologice ale radiaţiilor ionizante ....................................................................... 17
I.4.1.1. Efecte deterministice ......................................................................................... 18
I.4.1.2. Efecte stocastice ................................................................................................ 18
I.4.2. Răspunsul celular la doze mici de radiaţii ....................................................................... 18
I.4.2.1. Efectul bystander. Implicaţiile efectului bystander în radioprotecţie ............... 20
I.4.2.2. Răspunsul adaptiv. Implicaţiile răspunsului adaptiv pentru sănătatea populaţiei
............................................................................................................................ 21
II. DETECTORI DE RADIAŢII UTILIZAŢI ÎN PREZENT PENTRU EVALUAREA
DOZELOR DE RADIAŢII ÎN DOZIMETRIA INDIVIDUALĂ ............................................. 23
II.1. Mărimi operaţionale utilizate în protecţia radiologică ............................................................. 23
II.1.1. Doza absorbită ............................................................................................................... 23
II.1.2. Doza echivalentă. Factori de ponderare pentru radiaţie ................................................ 23
II.1.3. Factori de ponderare tisulară şi doza efectivă ............................................................... 24
II.1.4. Mărimi ICRU pentru monitorizarea dozimetrică individuală ....................................... 25
II.2. Detectori de radiaţii utilizaţi în România pentru evaluarea dozelor înregistrate de personalul
expus profesional la radiaţii ionizante ..................................................................................... 26
II.2.1. Dozimetrul fotografic .................................................................................................... 26
II.2.1.1. Caracteristicile dozimetrului fotografic ............................................................ 26
II.2.1.2. Procesul fotografic şi developarea imaginii latente .......................................... 27
II.2.1.3. Densitatea optică de înnegrire. Curbe sensitometrice ....................................... 28
II.2.2. Dozimetrul termoluminescent ....................................................................................... 29
II.2.2.1. Caracteristicile dozimetrului termoluminescent ................................................ 30
II.2.2.2. Curbe de strălucire ............................................................................................ 31
II.3. Determinarea dozelor de radiaţii înregistrate de personalul expus profesional la radiaţii
ionizante cu ajutorul dozimetrului fotografic ....................................................................... 32
II.3.1. Studiul dependenţei răspunsului dozimetric de doza de iradiere. Curbe sensitometrice
........................................................................................................................................ 32
II.3.2. Studiul dependenţei răspunsului de energia medie de iradiere a dozimetrului ............. 35
II.3.3. Determinarea mărimilor de influenţă şi evaluarea preciziei determinărilor de doză
folosind dozimetrul fotografic ....................................................................................... 38
III. MONITORIZAREA DOZIMETRICĂ INDIVIDUALĂ A PERSONALULUI EXPUS
PROFESIONAL LA RADIAŢII IONIZANTE .......................................................................... 43
III.1. Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la radiaţii ionizante
............................................................................................................................................... 43
III.1.1. Date actuale. Legislaţie şi baze de date ......................................................................... 43
III.1.2. Sistemul de protecţie în expunerea profesională la radiaţii ........................................... 45
III.2. Noţiunea de doză mică .......................................................................................................... 46
III.2.1. Mărimi microdozimetrice. Conceptul de doză mică în radiobiologie ........................... 47
III.2.2. Epidemiologia radiaţiilor ionizante. Definiţia dozelor mici în epidemiologie .............. 49
III.3. Clasificare tipurilor de expunere la radiaţii a persoanelor .................................................... 50
III.3.1. Expunerea profesională ................................................................................................. 51
III.3.2. Expunerea medicală ...................................................................................................... 51
III.3.3. Expunerea populaţiei ..................................................................................................... 51
III.4. Limitele de doză în expunerea profesională la radiaţii ionizante ......................................... 52
III.5. Distribuţia numărului de persoane expuse profesional pe intervale de doză în domeniile
medicină şi industrie ............................................................................................................. 52
III.6. Doze colective anuale şi doze medii înregistrate de persoanele expuse profesional la radiaţii
ionizante ................................................................................................................................ 56
III.7. Analiza rezultatelor comparativ cu studiul European Studies of Occupational Radiation
Exposure (ESOREX) ............................................................................................................ 58
IV. TERMOLUMINESCENŢA ŞI APLICAŢIILE ÎN DOZIMETRIE ŞI RADIOPROTECŢIE
.......................................................................................................................................................... 60
IV.1. Fenomenul de termoluminescenţă ........................................................................................ 60
IV.1.1. Principiul metodei ......................................................................................................... 61
IV.1.2. Cinetica fenomenului de termoluminescenţă ................................................................ 61
IV.1.2.1. Cinetica de ordinul I. Ecuaţia Randall-Wilkins ................................................ 64
IV.1.2.2. Cinetica de ordinul II. Ecuaţia Garlick - Gibson ............................................... 66
IV.2. Evaluarea dozelor de radiaţii folosind dozimetrul termoluminescent .................................. 67
IV.2.1. Dependenţa răspunsului dozimetrului termoluminescent de doza de iradiere ............. 69
IV.2.2. Dependenţa răspunsului dozimetrului termoluminescent de viteza de încălzire ......... 71
IV.3. Evaluarea dozelor folosind dozimetrul termoluminescent comparativ cu dozimetrul
fotografic ............................................................................................................................... 72
IV.4. Analiza şi cuantificarea componentelor incertitudinii extinse pentru determinările efectuate
cu dozimetrul termoluminescent ........................................................................................... 74
V. DOZIMETRIA RETROSPECTIVĂ. RECONSTRUCŢIA DOZELOR FOLOSIND
TEHNICA DE TERMOLUMINESCENŢĂ ............................................................................... 77
V.1. Obiectivele şi scopul dozimetriei retrospective ...................................................................... 77
V.2. Dozimetria în caz de accident nuclear .................................................................................... 78
V.3. Dozimetria retrospectivă pentru evaluarea dozelor individuale ............................................. 79
V.3.1. Dentiţia umană .............................................................................................................. 81
V.3.2. Prepararea probelor de smalţ dentar .............................................................................. 81
V.3.3. Iradierea probelor şi măsurătorile de termoluminescenţă ............................................. 82
V.3.4. Calibrarea răspunsului în termeni de doză absorbită şi evaluarea dozelor pentru probele
preparate ............................................................................................................................ 84
V.3.5. Analiza incertitudinii de măsurare în evaluarea dozelor absorbite în smalţul dentar ... 87
CONCLUZII ........................................................................................................................................ 90
ANEXA A1 ........................................................................................................................................... 93
BIBLIOGRAFIE ............................................................................................................................... 110
Mulţumiri
De la înscriere şi până la susţinerea tezei au trecut 9 ani.
Au fost încercări şi drumuri care s-au închis,
dar au fost şi încercări care au condus la reuşite încurajatoare.
Pentru întreg sprijinul acordat pe parcursul acestor ani,
pentru că m-a susţinut în momentele în care lucrurile nu ieşeau aşa cum aş fi vrut....
pentru împărtăşirea bucuriei reuşitelor…
pentru sprijin şi încurajare….
pentru încrederea pe care mi-a acordat-o,
îi mulţumesc doamnei profesoare Livia Maria Constantinescu.
Multe alte persoane m-au sprijinit şi încurajat pe parcursul acestui drum lung.
Nu le voi nominaliza aici, sunt persoane dragi, de a căror prezenţă mă bucur zi de zi.
Mă consider norocoasă că le-am întâlnit.
Sper ca împreună să înţelegem ceea ce Noica a spus cândva:
„Omul nu este propriul lui prezent. El este propriul său viitor.”
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
1
INTRODUCERE
Lucrarea de faţă tratează problematica determinării dozelor mici de radiaţii, folosind
diverse tipuri de detectori şi se bazează pe rezultatele obţinute de autoare în cadrul Laboratorului
de Dozimetrie Individuală din cadrul companiei DOZIMED, laborator desemnat de Comisia
Naţională pentru Controlul Activităţilor Nucleare ca Organism Dozimetric Acreditat. Pentru
realizarea studiilor asociate acestei lucrări am beneficiat de colaborări cu laboratoare de calibrări
din cadrul Greek Atomic Energy Commission (GAEC) - Atena şi Nuclear&Vacuum Măgurele
precum şi cu Laboratorul de Optică şi Spectroscopie din cadrul Institutului Naţional de Cercetare
– Dezvoltare pentru Fizica Materialelor - Măgurele.
Determinarea cu acurateţe a dozelor mici de radiaţii este deosebit de importantă în
radioprotecţie deoarece la ora actuală una dintre direcţiile principale de cercetare în
radioprotecţie o constituie identificarea relaţiei doză-efect la doze mici de radiaţie. Întreaga
filosofie a radioprotecţiei se bazează pe teoria cu privire la modul în care reacţionează
organismul la iradiere. Cercetările ştiinţifice în domeniul dozelor mici trebuie să determine dacă
acestea reprezintă un risc pentru sănătate similar sau mai mare decât cel datorat produşilor
rezultaţi în urma proceselor oxidative normale. Pentru a putea fi validate teoriile care apar în
acest domeniu, este necesar să se poată efectua măsurători de doze cu acurateţe suficientă, ceea
ce în domeniul dozelor mici poate fi dificil.
Evaluarea dozelor de radiaţii rezultate fie ca urmare a expunerii profesionale la radiaţii,
fie ca urmare a expunerii medicale reprezintă o preocupare constantă atât în ţară cât şi în
străinătate. Determinările efectuate în acest scop se referă, în majoritatea cazurilor, la doze foarte
mici de radiaţii. De aceea, obiectivul principal al acestui studiu l-a constituit dezvoltarea şi
caracterizarea detectorilor de radiaţii care să asigure limite de detecţie suficient de mici. În
această lucrare au fost studiate caracteristicile şi performanţele dozimetrului fotografic şi
dozimetrului termoluminescent.
O parte însemnată a acestui studiu se referă la dozimetrele fotografice folosite în
monitorizarea dozimetrică de rutină. Acestea sunt dozimetrele cele mai utilizate în dozimetria
individuală, în principal datorită costurilor reduse.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
2
Răspunsul dozimetrului fotografic depinde puternic de energia medie de iradiere, ceea ce
a impus necesitatea studiului răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere pentru un
interval larg de energii.
O primă contribuţie o constituie stabilirea dependenţei răspunsului dozimetric de energia
de iradiere în domeniul 40 keV – 1250 keV, avantaj substanţial faţă de metoda clasică de
caracterizare a răspunsului dozimetric doar la două energii (100keV şi 661keV). Am stabilit
curbele sensitometrice la energii în domeniul 40 keV - 200 keV (prin iradierea la generatori de
radiaţii X) şi curbele sensitometrice pentru energii în domeniul 500 keV - 1250 keV. Pentru
iradierea la surse gamma am folosit surse de Am-241, Cs-137, Co-60, deoarece acestea sunt
utilizate frecvent în activităţile din domeniul nuclear. Acest studiu a confirmat dependenţa
puternică a răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere şi a contribuit la îmbunătăţirea
preciziei determinărilor de doză.
O altă contribuţie o constituie analiza mărimilor de influenţă asupra răspunsului
dozimetric. Am determinat incertitudinea extinsă de măsură şi am constatat că această valoare
satisface cerinţele standardelor şi reglementărilor Agenţiei Internaţionale pentru Energie
Atomică (A.I.E.A.) şi Comisiei Internaţionale pentru Protecţie Radiologică (I.C.R.P.).
Rezultatele obţinute de autoare au fost publicate în revista „Optoelectronics and
Advanced Materials” (M. Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C.
Bârcă „Influence quantities of optical density for Agfa personal monitoring film used in personal
dosimetry”, Optoelectronics and Advanced Materials – Rapid Communications Vol. 4, No.6,
June 2010, p. 867-870).
Cu ajutorul dozimetrului fotografic au fost efectuate şi evaluări ale dozelor înregistrate de
pacienţi în timpul tratamentelor medicale radiologice, cu precădere în radiologia pediatrică.
Rezultatele au fost prezentate în lucrarea “Les doses en radiographie – mythes et realites (etude
avec des films dosimetriques), B. S. Olteanu, R. Vasilache, A. Tudoran, M. Cheresteş, lucrare ce
a obţinut Premiul Societăţii Române de Radiologie şi Imagistică Medicală din România,
decernat în cadrul celui de al 6-lea Congres Francofon de Imagistică Medicală al ţărilor Europei
Centrale şi Orientale, Iaşi, 2006.
Dozimetrul fotografic rămâne un sistem dozimetric cu care se pot obţine rezultate foarte
bune dacă sunt utilizaţi algoritmi de calcul pentru determinarea dozelor şi dacă sunt analizate şi
evaluate mărimile de influenţă care au efecte semnificative asupra rezultatelor.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
3
Au fost sintetizate informaţiile rezultate din monitorizarea lunară a unui număr de
aproximativ 9.000 persoane expuse profesional la radiaţii ionizante. Rezultatele au fost obţinute
folosind dozimetrele fotografice şi sunt incluse în studiul european „European Study of
Occupational Radiation Exposure” (ESOREX – anexa A1), studiu ce a fost iniţiat în anul 1997
de către Comisia Europeană. Studiul ESOREX constă în analiza datelor obţinute în cadrul
programelor de monitorizare dozimetrică individuală derulate în cadrul laboratoarelor de
dozimetrie individuală din peste 30 state membre UE, în vederea armonizării sistemului de
protecţie radiologică în Europa. Analizând rezultatele studiului ESOREX comparativ cu
rezultatele monitorizării dozimetrice de rutină furnizate de laboratorul DOZIMED, am constatat
că dozele medii înregistrate de persoanele expuse profesional în ţările UE, pe domenii de
activitate (medicină, industrie, cercetare etc.), au valori comparabile, ceea ce reflectă faptul că nu
există diferenţe majore între ţările participante la acest studiu.
La ora actuală, în majoritatea ţărilor UE, pentru monitorizarea dozimetrică individuală
sunt folosite dozimetre termoluminescente, datorită avantajelor pe care acestea le prezintă
comparativ cu dozimetrul fotografic. În intenţia de a utiliza acest dozimetru în cadrul
laboratorului am studiat caracteristicile dozimetrice ale detectorilor pe bază de fluorură de litiu,
pentru aplicaţii în dozimetria individuală şi dozimetria clinică.
Contribuţiile autoarei sunt reprezentate de caracterizarea răspunsului termoluminescent în
funcţie de doza de iradiere şi de profilul timp-temperatură selectat precum şi analiza mărimilor
de influenţă (energia radiaţiei, unghiul de incidenţă a radiaţiei, fading-ul semnalului,
temperatura, erorile de calibrare şi variaţii ale fondului natural de radiaţii) asupra semnalului
termoluminescent. Studiile efectuate confirmă avantajele pe care acest tip de detector le are faţă
de dozimetrul fotografic. Limita de detecţie a dozimetrului termoluminescent este mult redusă
faţă de limita de detecţie a dozimetrului fotografic, ceea ce este extrem de important pentru
analizarea relaţiei doză – efect la doze mici de radiaţie.
Rezultatele obţinute au fost publicate în revista „Optoelectronics and Advanced
Materials” (M. Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C.A. Toma, A.
Leordeanu, „New personal dosimetry services in Romania for mixed fields gamma-neutrons
using 6LiF:Mg, Ti – 7LiF:Mg, Ti pairs detectors", Optoelectronics and Advanced Materials –
Rapid Communications).
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
4
A fost realizată şi o analiză comparativă a rezultatelor obţinute folosind dozimetrul
fotografic şi dozimetrul termoluminescent în domeniul dozimetriei clinice (în cazul
radioterapiei), pentru determinarea dozelor înregistrate de pacienţi. Rezultatele obţinute sunt
prezentate în articolul „Thermoluminescent dosimeters used in a radiography exam of a patient”
trimis spre publicare în Romanian Reports in Physics.
O altă aplicaţie importantă a termoluminescenţei o constituie dozimetria retrospectivă,
care constă în evaluarea retrospectivă a expunerilor la radiaţii ionizante. Evaluarea retrospectivă
a expunerilor individuale la radiaţii oferă informaţii importante pentru evaluarea efectelor
biologice ale radiaţiilor asupra stării de sănătate a persoanelor. În prezent, pentru reconstrucţia
dozelor de iradiere individuale este folosită metoda de rezonanţă paramagnetică electronică
(EPR) asupra pulberii de smalţ dentar. Smalţul dentar conţine aproape exclusiv hidroxiapatită
minerală, care prezintă o mare sensibilitate în ceea ce priveşte radiaţia ionizantă.
Dozimetria retrospectivă prin metoda termoluminescentă poate fi o alternativă interesantă
la metoda prin rezonanţă paramagnetică electronică, de aceea, pentru prima oară în ţara noastră a
fost iniţiat un studiu privind evaluarea retrospectivă a expunerilor individuale la radiaţii ionizante
folosind tehnica de termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar. Folosind tehnica de
termoluminescenţă, cantitatea de smalţ dentar necesară este considerabil mai mică (doar câteva
mg) faţă de metoda EPR (zeci de mg), cantitate ce ar putea fi extrasă nedureros de la pacienţi,
chiar fără a fi nevoie de extragerea dinţilor.
Contribuţiile autoarei sunt constituite de stabilirea dependenţei semnalului
termoluminescent al smalţului dentar de dozele de iradiere. Deoarece dozele nu pot fi evaluate pe
baza unor curbe de calibrare stabilite anterior, s-a folosit o procedură de auto-calibrare, care a
constat în iradierea smalţului la doze cunoscute şi am stabilit dependenţa semnalului
termoluminescent în funcţie de doza de iradiere. Valoarea la care graficul intersectează axa Ox
reprezintă doza iniţială a dintelui pentru care s-a realizat evaluarea retrospectivă a dozei.
Investigaţiile efectuate au demonstrat fezabilitatea metodei de termoluminescenţă pe
smalţ dentar pentru dozimetria retrospectivă, în domeniul dozelor absorbite de până la 200 mGy.
Rezultatele obţinute au fost prezentate în cadrul Conferinţei Internaţionale „Individual
Monitoring 2010” şi publicate în revista „Radiation Measurements” (E.C. Secu, M.Cheresteş,
M. Secu, C. Cherestes, V. Paraschiva, C. Barca “Retrospective dosimetry assesment using
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
5
termoluminiscence of tooth enamel”, Elsevier Editorial System(tm) for Radiation Measurements,
accepted for publication, October 2010).
Lucrarea de faţă este structurată în cinci capitole.
Primul capitol, intitulat „Expunerea la radiaţii ionizante. Efectele iradierii” este dedicat
caracterizării câmpului de radiaţii şi a efectelor care apar ca urmare a expunerii la radiaţii, atât
asupra materialelor polimere cât şi asupra organismului uman. Sunt prezentate modificările
induse de radiaţii în ansamblul proprietăţilor fizico-chimice ale materialelor polimere şi efectele
radiaţiilor ionizante asupra organismului uman. Sunt prezentate rezultatele cercetărilor actuale
legate de înţelegerea răspunsului celular la doze mici de radiaţie, cu prezentarea efectului
bystander şi a răspunsului adaptiv.
Capitolul II, intitulat „Detectori de radiaţii utilizaţi în prezent pentru evaluarea dozelor
de radiaţii în dozimetria individuală” prezintă caracteristicile dozimetrului fotografic utilizat
pentru determinarea dozelor înregistrate de personalul expus profesional la radiaţii ionizante.
Sunt prezentate dependenţele răspunsului dozimetrului fotografic de doza de radiaţii, de energie
şi de unghiul de incidenţă a radiaţiei. Analiza incertitudinii extinse de măsură asociate
rezultatelor a luat în consideraţie influenţele datorate energiei, unghiului de incidenţă al radiaţiei
şi a temperaturii mediului ambiant asupra răspunsului dozimetric.
În capitolul III, intitulat „Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus
profesional la radiaţii ionizante” au fost sintetizate informaţiile rezultate din monitorizarea
lunară a unui număr de aprox. 9.000 persoane expuse profesional la radiaţii ionizante. A fost
prezentată distribuţia numărului de persoane expuse profesional pe domenii de activitate şi pe
intervale de doză şi a fost realizată o analiză comparativă între rezultatele studiului ESOREX şi
rezultatele monitorizării dozimetrice de rutină furnizate de laboratorul DOZIMED.
Capitolul IV, intitulat „Termoluminescenţa şi aplicaţiile în dozimetrie şi radioprotecţie”
prezintă studiile efectuate pentru caracterizarea dozimetrului termoluminescent. Au fost studiate
dependenţa semnalului termoluminescent de doza de iradiere şi de profilul timp-temperatură
selectat pentru înregistrarea acestuia. A fost realizată şi o analiză comparativă a rezultatelor
obţinute folosind dozimetrul fotografic şi dozimetrul termoluminescent pentru determinarea
dozelor de radiaţii. Au fost de asemenea analizate şi cuantificate componentele incertitudinii
extinse folosind dozimetrul termoluminescent.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
6
În capitolul V, intitulat „Dozimetria retrospectivă. Reconstrucţia dozelor folosind tehnica
de termoluminescenţă” sunt prezentate rezultatele obţinute folosind tehnica de
termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar. Au fost analizate probe provenind de la
persoane cu vârste cuprinse între 18 şi 67 ani, pentru evaluarea dozelor individuale înregistrate
de acestea pe parcursul vieţii. Au fost stabilite proceduri de auto-calibrare şi a fost determinată
dependenţa semnalului termoluminescent de doza de iradiere. Au fost identificate şi prezentate
sursele de erori necesar a fi analizate pentru îmbunătăţirea în viitor a acestei metode.
Cercetările efectuate în prezenta teză de doctorat au condus la implementarea unor
metodologii noi de lucru în activitatea laboratorului de dozimetrie, care au contribuit la
îmbunătăţirea determinărilor de doză. Aceste metodologii au fost verificate în cadrul
programelor de intercomparare organizate în anii 2008 şi 2010 de European Radiation Dosimetry
Group (EURADOS). Cercetările efectuate în domeniul dozimetriei termoluminescente au stat la
baza obţinerii desemnării laboratorului de dozimetrie ca Organism Dozimetric Acreditat şi
pentru metoda termoluminescentă.
În domeniul dozimetriei retrospective, cercetările efectuate au constituit obiectul
contractului de cercetare nr. 2292/21.08.2010 încheiat între Institutul Naţional de Cercetare –
Dezvoltare pentru Fizica Materialelor - Măgurele şi DOZIMED, contract finanţat de compania
DOZIMED.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
7
I. EXPUNEREA LA RADIAŢII IONIZANTE. EFECTELE IRADIERII
I.1. Tipuri şi surse de radiaţii. Caracterizarea câmpului de radiaţii.
Radiaţiile reprezintă fenomenele fizice prin care este transmisă energie dintr-o regiune
a spaţiului în alta. Cuantele câmpului electromagnetic sunt fotonii, particule cu masa de repaus
nulă, fără sarcină electrică şi care se propagă cu viteza luminii în vid. Radiaţiile X şi gamma
sunt radiaţii electromagnetice penetrante şi se află la limita superioară a spectrului de energie.
Ele au proprietatea de a produce, prin interacţie cu atomii substanţei străbătute (iradiate),
fenomenul de ionizare. Radiaţiile X cu o energie mai mică de 100 keV sunt puternic absorbite
de substanţă, în timp ce radiaţiile X dure (energie mai mare de 200 keV) şi radiaţiile gamma
pot să străbată grosimi considerabile din substanţă, absorbţia în cazul acestora fiind mult mai
mică.
Radiaţia reprezintă un fascicul de particule în mişcare, deci trebuie făcută distincţia
între particule cu masa de repaus nulă şi particule cu masa de repaus diferită de zero. Prima
categorie de particule cuprinde radiaţiile gamma, radiaţiile Roentgen (radiaţiile X caracteristice
şi radiaţiile X de frânare) şi constituie radiaţiile electromagnetice (fotonice). Cea de a doua
categorie poartă numele de radiaţii corpusculare şi cuprinde radiaţiile alfa, deuteronii, protonii,
neutronii, radiaţiile beta etc.
Radiaţiile ionizante sunt radiaţii electromagnetice penetrante care produc, prin
interacţiune cu atomii substanţei iradiate, fenomenul de ionizare. Radiaţiile Roentgen se
clasifică în radiaţii de frânare şi radiaţii caracteristice. Radiaţiile de frânare provin din interacţia
electronilor de energie mare cu nucleele. Spectrul de energie al radiaţiei de frânare este un
spectru continuu, care cuprinde fotoni de toate energiile până la o limită maximă egală cu
energia fotonilor iniţiali, în timp ce radiaţiile caracteristice au un spectru compus dintr-un
număr finit de energii, tipice configuraţiei electronice a atomului sursă. Radiaţiile gamma sunt
generate de dezexcitarea nucleelor excitate. Fiecare nuclid are un spectru de linii caracteristice.
Radiaţiile alfa, fiind nuclee de heliu, au masă de repaus mare, ceea ce le permite să se
deplaseze rectiliniu. Din acest motiv, parcursul lor este mic. În funcţie de energie, parcursul în
aer al radiaţiilor alfa este cuprins între 2 şi 10 cm.
Radiaţiile beta sunt compuse din particule cu sarcină electrică pozitivă sau negativă
(electroni sau pozitroni). Din cauza spectrului energetic continuu, radiaţiile beta au un parcurs
care variază în limite foarte largi, parcursul lor în aer fiind de la câţiva milimetri până la câţiva
metri şi chiar zeci de metri.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
8
Neutronii sunt particule fără sarcină electrică, cu masa de repaus egală cu cea a
protonilor (nuclee de hidrogen), mai mică de patru ori decât a particulelor alfa şi de aproape
2000 ori mai mare decât a particulelor beta. Neavând sarcină electrică, au un parcurs mare. În
aer, neutronii pot parcurge distanţe de până la câteva sute de metri. La trecerea printr-un mediu,
neutronii interacţionează cu nucleele atomilor şi produc o ionizare specifică mai mare datorită
nucleelor de recul create la străbaterea materialului. Neutronii sunt încetiniţi în materiale
uşoare (parafină, apă, apă grea) şi sunt absorbiţi de bor şi cadmiu. Energiile cu care sunt emişi
neutronii de către sursele curent utilizate variază între 0,1 MeV şi 13 MeV. După energia lor,
aceştia se grupează în:
- neutronii termici, care au viteza relativ egală cu viteza de agitaţie termică a
atomilor de hidrogen la temperatura camerei (energia aprox. 0,025 eV)
- neutronii de rezonanţă (energia cuprinsă între 0,44 eV şi 1000 eV)
- neutronii cu energii intermediare (energia cuprinsă între 1 keV şi 500 keV)
- neutronii rapizi (energia cuprinsă între 0,5 MeV şi 10 MeV)
Câmpul de radiaţii reprezintă regiunea din vid sau substanţă străbătută de radiaţii şi este
caracterizat de o serie de mărimi scalare şi vectoriale. O caracterizare completă a câmpului de
radiaţii necesită specificarea: naturii particulelor (fotoni, electroni etc.), a distribuţiei spaţiale a
particulelor, a energiei particulelor, a direcţiei particulelor, fapt pentru care se face distincţia
între mărimile bazate pe numărul de particule şi mărimile bazate pe energia particulelor.
Mărimile bazate pe numărul de particule sunt:
• Fluxul de particule, mărime ce reprezintă variaţia numărului de particule emise sau
transmise în intervalul de timp dt.
• Fluenţa particulelor este raportul dintre numărul de particule care traversează în orice
direcţie o sferă cu aria secţiunii diametrale a∂ , fiecare particulă având traiectoria
normală la o secţiune diametrală.
• Radianţa particulelor reprezintă debitul fluenţei particulelor care se propagă în
elementul de unghi Ω∂ în jurul direcţiei specificate de versorul .
Mărimile bazate pe energia particulelor sunt: fluxul de energie, fluenţa energiei,
radianţa energiei, unde energia radiantă totală reprezintă energia celor N particule emise sau
primite.
Ω
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
9
I.2. Calibrarea sistemelor dozimetrice utilizate în dozimetria individuală. Cerinţe şi
reglementări.
Aparatele destinate măsurării mărimilor dozimetrice (numite dozimetre) sunt compuse
din detectorul de radiaţii şi o aparatură asociată. Detectorul de radiaţii transformă mărimea
dozimetrică de intrare într-o mărime de ieşire, numită mărime de răspuns (sau răspunsul
dozimetrului). Metodele dozimetrice utilizate (metoda fotografică şi metoda
termoluminescentă) sunt metode relative ceea ce înseamnă că ele se bazează pe procesul de
calibrare în raport cu o metodă absolută sau faţă de un standard secundar, verificat la rândul
său faţă de un standard primar.
Pentru calibrarea sistemelor dozimetrice folosite în această lucrare şi determinarea
dependenţei de doză a răspunsului dozimetric am lucrat în condiţiile cerute de standardele şi
reglementările în vigoare [48] şi anume:
- Au fost utilizate numai surse izotopice punctuale, monoenergetice (Cs-137, Am-
241, Co-60) şi generatori de radiaţii X, cu filtrare astfel încât să se asigure un
spectru ISO-Narrow
- Iradierile au fost efectuate pe phantom de iradiere din polimetilmetacrilat (PMMA
- material echivalent ţesut), cu dimensiuni 30x30x15 cm3
- Câmpul de radiaţie a fost centrat perpendicular pe faţa de intrare a phantom-ului iar
phantom-ul a fost situat în interiorul unghiului solid al fasciculului de radiaţii.
umplut cu apă (simulare
torace uman).
I.3. Efectele radiaţiilor ionizante asupra polimerilor
Sub acţiunea radiaţiilor ionizante, polimerii suferă profunde transformări chimice şi
structurale, se modifică compoziţia lor chimică, structura şi toate proprietăţile fizico-chimice şi
mecanice [1]. Iradierea poate afecta însuşirile materialelor atât în mod negativ, caz în care
vorbim despre o distrugere prin iradiere, cât şi pozitiv, ceea ce conduce la o îmbunătăţire a
unor proprietăţi. În literatura de specialitate sunt citate mai multe exemple, atât într-un caz cât
şi în celălalt [2, 3].
Acţiunea distructivă a radiaţiilor devine importantă numai dacă energia lor este
comparabilă cu energia de legătură a elementelor care constituie moleculele materialului
iradiat. Acest lucru se realizează numai în cazul radiaţiilor de energie mare şi în cazul
radiaţiilor solare. Atenţia cercetătorilor a fost îndreptată cu precădere spre evaluarea efectelor
competiţiei dintre reticulare şi degradare, modificările radioinduse fiind analizate prin:
calcularea parametrilor cinetici ai procesului, determinarea randamentelor radiochimice de
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
10
formare a produşilor de degradare şi evaluarea proprietăţilor mecanice, electrice şi termice ale
polimerilor respectivi [4].
I.3.1. Transformări chimice ale polimerilor induse prin iradiere.
Reticularea şi degradarea
Transformările chimice ale polimerilor dau posibilitatea să se creeze tipuri noi de
polimeri şi să se modifice într-un diapazon larg proprietăţile şi domeniile de utilizare ale
acestora. Polimerii prezintă în reacţiile chimice o serie de particularităţi care rezultă din locul
pe care grupele funcţionale îl ocupă în macromoleculă, de participarea parţială sau totală a
macromoleculei la reacţie şi din felul reacţiilor la care dau naştere grupele funcţionale [1, 5].
Cea mai mică particulă independentă care intră în reacţiile chimice este unitatea structurală şi
nu macromolecula în ansamblul ei.
Reacţiile macromoleculare sunt reacţiile unităţilor structurale cu alte unităţi structurale
ale uneia sau mai multor macromolecule. Ele duc întotdeauna la modificarea gradului de
polimerizare, iar uneori şi a structurii catenei principale a polimerului. Din această categorie de
reacţii fac parte reacţiile intermoleculare, în urma cărora se formează structuri spaţiale
(reticulare) însoţite de creşterea masei moleculare a polimerului şi reacţiile de degradare a
polimerului, însoţite de micşorarea masei moleculare. La iradierea polimerilor apar
concomitent procese de degradare şi procese de reticulare (formarea de structuri spaţiale) iar
raportul vitezelor acestor procese depinde atât de mult de structura chimică a polimerilor, încât
unii polimeri sunt supuşi complet degradării sub influenţa radiaţiilor ionizante, în timp ce în
alţi polimeri predomină procesele de reticulare. Sub acţiunea radiaţiilor, în cazul reticulării,
masa moleculară a polimerului creşte constant cu doza, apar lanţuri ramificate şi se formează o
reţea tridimensională, fiecare lanţ polimer fiind legat la un alt lanţ. În cazul degradării
polimerului, degradarea datorată iradierii este un proces în care au loc sciziuni întâmplătoare
ale lanţului polimeric. Masa moleculară descreşte constant cu doza radiaţiei, până la un produs
final cu o masă moleculară mică.
După cum se observă în tabelul I.1, sub acţiunea radiaţiilor ionizante, polimerii care
conţin atomi de carbon secundar sau terţiar sunt supuşi unor procese de reticulare în timp ce
polimerii care conţin atomi de carbon cuaternari sunt supuşi în special degradării.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
11
Tabel I.1. Reticularea şi degradarea la polimerii supuşi iradierii Polimeri care reticulează Polimeri care sunt supuşi degradării
Polietilena
... ― CH2 ― CH2
―...
Polipropilena
... ― CH2 |
― CH ―...
CH
Poliizobutilena
3
CH |
3
... ― CH2 |
― C ― ...
CH
3
Polistirenul
... ― CH2
| ― C ― ...
C6H
5
Poli-α-metilstirenul
CH |
3
... ― CH2 |
― C ― ...
C6H
5
Poliacrilaţii
... ― CH2 |
― CH ― ...
COOR
Polimetacrilaţii
CH |
3
... ― CH2 |
― C ― ...
COOR
Policlorura de vinil
... ― CH2 |
― CH ― ...
Cl
Policlorura de viniliden
CH |
3
― CH2 |
― C ―
Cl
Sub acţiunea radiaţiilor ionizante, macromoleculele polimerilor pot suferi procese de
scindare a lanţului macromolecular, cu formare de radicali liberi şi ruperea legăturilor C-C sau
C-H. În acest caz, se formează radicali puţin mobili şi radicali mobili precum: H*, CH3*, C2
H5*, C3 H7
*, C4 H9*
Efectele iradierii depind de condiţiile de mediu în care a avut loc iradierea [6, 7, 8]. Prin
iradiere sunt produse diferite specii de radicali liberi. În funcţie de stabilitatea acestor specii,
pot apărea diverse reacţii în lanţul polimer:
etc., care rupând un atom de hidrogen de la macromoleculă, se
îndepărtează din sfera de reacţie sub formă de produşi volatili.
- Radicalul liber poate sa rămână ca specie stabilă în matricea polimeră. Într-un mediu
inert, aceste specii pot exista pentru o perioadă îndelungată de timp.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
12
- Radicalul liber iniţiază o reacţie cu un alt radical, reacţie ce poate conduce atât la
formarea de structuri spaţiale cât şi la degradarea structurii.
- În prezenţa oxigenului, radicalii vor forma peroxizi sau hidroperoxizi. Oxigenul va
conduce inevitabil la o creştere a proceselor de sciziune a lanţurilor polimere.
Aceste modificări se manifestă prin schimbarea proprietăţilor materialului iradiat [9].
Degradarea determină pierderea unor proprietăţi iar reticularea conduce la îmbunătăţirea
acestor proprietăţi. Procesele care au loc la iradierea polimerilor pot fi clasificate în funcţie de
timpul scurs de la începerea iradierii, în procese primare (10-18 ÷ 10-3 s) şi procese secundare (t
>10-3
Polimerii care formează uşor structuri spaţiale în absenţa oxigenului, în prezenţa
acestuia sunt supuşi unei degradări cu degajare de produse volatile.
s).
I.3.1.1. Reticularea radioindusă
Reticularea radioindusă (radiochimică) se realizează prin iradierea polimerului cu
radiaţii X şi gamma, în cadrul acestui proces formându-se radicali de viaţă scurtă care unesc
lanţurile macromoleculare prin legături transversale, cu formarea hidrogenului ca produs
secundar. Formarea legăturilor transversale între lanţuri are loc cu preponderenţă în zona
amorfă a polimerului. Reticularea apărută în urma iradierii materialelor polimere îşi găseşte în
general aplicabilitate în obţinerea de materiale cu proprietăţi noi. Stabilirea condiţiilor de
obţinere, determinarea produşilor de reacţie, măsurarea randamentelor sau evaluarea variaţiilor
proprietăţilor fizico-chimice, presupun identificarea reacţiilor apărute în urma acţiunii
radiaţiilor, studierea cineticii lor şi caracterizarea stărilor intermediare şi finale prin efectuarea
de experimente edificatoare în acest sens.
Energia radiaţiilor X şi gamma este suficient de mare pentru a desface legăturile O-O,
C-C, C-O, C-H etc. Prin scindarea macromoleculelor se formează radicali liberi care
interacţionează între ei şi formează punţi de legătură între lanţurile macromoleculare,
contribuind astfel la reticularea polimerului şi deci la modificarea proprietăţilor mecanice şi
termice ale acestuia. Structura chimică a polimerului determină tipul de modificări induse prin
iradiere [10, 11].
I.3.1.2. Degradarea radioindusă
Efectul proceselor de degradare constă în pierderea anumitor proprietăţi fizico-
mecanice şi chimice, modificarea culorii şi uneori apariţia unor fisuri în materialul polimer.
Polimerii se comportă diferit la acţiunea factorilor destructivi. Această diferenţiere se datorează
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
13
dependenţei proceselor de degradare de compoziţia chimică, de microstructură, de energia
legăturilor chimice şi de masa moleculară a polimerului.
Iradierea aduce modificări importante în proprietăţile polimerilor atunci când are loc în
prezenţa oxigenului [12, 13]. Oxidarea este un proces particular şi complex, datorită varietăţii
grupelor funcţionale din catena polimeră care pot interacţiona cu oxigenul din mediu. Reacţiile
de oxidare conduc la modificarea lentă a structurii iniţiale a polimerului şi la alterarea
proprietăţilor acestuia. Prin radiooxidarea polimerului iau naştere specii chimice cu masă
moleculară mică care modifică proprietăţile fizico-chimice şi electrice ale materialului precum
şi mirosul acestuia. S-a constatat că şi după încetarea iradierii, oxidarea continuă accelerat,
deoarece radicalii liberi formaţi prin iradiere reacţionează cu oxigenul din mediu [10].
Reacţia oxigenului cu radicalii liberi contribuie la creşterea randamentului reacţiilor de
scindare a lanţului macromolecular. În acelaşi timp însă, prezenţa oxigenului contribuie la
formarea legăturilor transversale –C–O–O–H– între lanţurile macromoleculare, dar aceste
legături nu sunt stabile din punct de vedere termic. Din această cauză, rezistenţa la iradiere a
polimerilor este cu mult mai mică atunci când iradierea are loc în prezenţa oxigenului.
I.3.2. Modificările proprietăţilor fizice ale polimerilor produse prin iradiere
Proprietăţilor fizice ale polimerilor sunt modificate semnificativ în urma iradierii.
Aceste modificări se datorează energiei cedate de fotonii incidenţi către constituenţii
elementari ai materialului iradiat. Energia cedată se disipă treptat în material, răspândindu-se
spaţial şi fiind transferată de la un purtător la altul: de la fotoni la electroni, de la aceştia la
atomi, molecule şi în întreaga structură. Acest surplus de energie conduce la apariţia, prin
transformări chimice şi fizice iniţiate de iradiere, a unor specii chimic active precum şi la
modificări sau defecte în zona cristalină, defecte care devin centre active pentru alte
transformări şi conduc la schimbări ale proprietăţilor acestor corpuri.
Pentru a folosi materialele polimere ca detectori de radiaţii trebuie identificate şi
analizate doar modificările măsurabile ale proprietăţilor electrice şi ale proprietăţilor optice ale
acestora [14]. În cazul proprietăţilor electrice ale materialelor polimere este vorba de
modificarea conductivităţii electrice în semiconductori sau în materiale izolante, modificare
tranzitorie sau permanentă, pusă în evidenţă prin variaţia sau apariţia unui curent electric la
aplicarea unei diferenţe de potenţial. În cea de a doua categorie, a proprietăţilor optice, gama de
fenomene care apar este mai bogată. Este vorba în general de modificarea proprietăţilor de
emisie sau de absorbţie a luminii. Emisia luminii de către un corp se poate face prin două tipuri
de procese: incandescenţă şi luminescenţă. Prin incandescenţă se înţelege emisia luminii cu un
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
14
spectru specific temperaturii, de către un corp puternic încălzit. Toate celelalte procese de
emisie a luminii, care au loc prin excitarea prin alte moduri ale atomilor, poartă numele de
luminescenţă. Pe de alt parte, apariţia de noi nivele excitate modifică spectrul de absorbţie a
luminii, ceea ce conduce la o colorare a materialului polimer.
Proprietăţile mecanice şi termice ale polimerilor sunt modificate datorită proceselor de
reticulare şi degradare, iar proprietăţile dielectrice ale materialelor polimere cunosc schimbări
datorită ionilor şi electronilor liberi apăruţi în urma iradierii. Acţiunea radiaţiilor determină şi
variaţii ale procentului de cristalinitate, apariţia unor cavităţi (ca urmare a degajării gazelor),
schimbarea culorii, formarea de sarcini spaţiale etc.
Modificarea proprietăţilor depinde de natura şi structura materialelor polimere, de doza
de radiaţii absorbită, de durata de iradiere, de temperatura şi caracteristicile mediului ambiant.
S-a constatat că mecanismul de degradare se intensifică odată cu creşterea temperaturii şi în
prezenţa oxigenului, proprietăţile mecanice modificându-se mult mai lent decât proprietăţile
dielectrice, care depind mai mult de durata de iradiere decât de doza de radiaţie absorbită [15,
16].
I.3.2.1. Influenţa tipului de radiaţie
În literatură se regăsesc numeroase studii referitoare la efectele iradierii în polimeri,
radiaţiile folosite în acest scop fiind de diferite tipuri (radiaţii X şi gamma, radiaţii alfa, beta şi
neutroni) [2]. Rezultatele experimentale conduc la concluzia că modificările proprietăţilor
polimerilor sunt direct proporţionale cu doza de iradiere, indiferent de tipul de radiaţie folosit
[17, 18].
I.3.2.2. Rezistenţa polimerilor la iradiere
Polimerii cei mai rezistenţi la efectele iradierii sunt aceia care conţin substituenţi
aromatici [3]. Elastomerii fac parte din polimerii foarte sensibili la iradiere, cei mai mulţi
dintre aceştia pierzându-şi proprietăţile elastice la doze mari, de peste 106
În atmosferă de oxigen, efectul dozei de iradiere este accentuat datorită corelării cu
efectul degradării oxidative. Radicalii liberi produşi de radiaţia ionizantă interacţionează
ulterior cu oxigenul din mediul ambiant, efectele fiind corelate.
Gy.
Încercările efectuate pentru a îmbunătăţi rezistenţa polimerilor la iradiere au arătat că
cei mai eficienţi agenţi protectori sunt anti-oxidanţii, care împiedică degradarea oxidativă. Se
presupune de asemenea faptul că radicalul liber are un efect impurificator, acţionând ca o
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
15
„capcană de energie” în detrimentul proceselor de transfer de energie. Cei mai activi în această
privinţă par a fi compuşii aromatici condensaţi [2].
I.3.2.3. Variaţia transmitanţei optice
Modificările de culoare apărute în urma iradierii unor materiale, evidente şi cu ochiul
liber, se datorează variaţiei transmitanţei optice, fie pe ansamblul spectrului vizibil (opacifiere),
fie numai pentru anumite benzi spectrale (colorare, decolorare).
Variaţiile de transmitanţă optică apar ca urmare a unor fenomene chimice care au ca
rezultat modificarea gradului de polimerizare. Din punctul de vedere al dozimetriei radiaţiilor
ionizante, sunt studiate efectele macroscopice măsurabile precum şi dependenţa acestor efecte
de condiţiile de iradiere şi de compoziţia materialului.
Schimbările măsurabile în polimeri necesită doze mari, de ordinul 102 ÷ 106
Materialele polimere transparente au avantajul important de a fi, în mare măsură,
echivalente cu ţesutul. Cel mai folosit este polimetilmetacrilatul, care se produce într-un
sortiment special purificat pentru scop dozimetric, dar se foloseşte şi policlorura de vinil,
polietilentereftalatul sub forma unor pelicule foarte subţiri, de câţiva micrometri. Materialele
colorate prezintă o varietate şi mai mare. Ele constau într-o substanţă chimică din clasa
coloranţilor, înglobată într-o matrice polimeră. De o mare eficienţă în practică sunt
indicatoarele de prag care se pot aplica, sub formă de pelicule pe ambalajele iradiate, ca nişte
etichete. Atingerea unei anumite nuanţe de culoare, apreciată vizual, indică acumularea dozei
necesare [19].
Gy.
Modificările suferite de polimeri cu cea mai mare aplicabilitate în dozimetrie implică
schimbarea culorii care depinde de următorii factori: temperatură, prezenţa oxigenului,
concentraţia şi natura aditivilor. Numeroase materiale polimere conţin uniform dispersaţi
coloranţi sensibili la radiaţii, pentru vizualizarea distribuţiei dozelor. Modificările induse prin
iradiere sunt metastabile, manifestându-se totuşi o anumită cinetică a proprietăţilor măsurabile,
printr-o creştere sau acumulare iniţială urmată de o regresie. Regresia este influenţată de
temperatură, de iradierea cu componenta ultravioletă a luminii solare şi de oxidarea în
atmosferă. Prin natura fenomenelor, metodele dozimetrice bazate pe variaţia transmitanţei
optice sunt metode integratoare, rezultatul măsurabil corelându-se deci prin calibrare cu doza
absorbită.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
16
I.3.2.4. Variaţia conductivităţii electrice
Modificarea conductivităţii electrice a materialelor este o categorie de fenomene induse
prin iradiere care, alături de modificarea proprietăţilor optice, a fost studiată în vederea
utilizării în dozimetrie. Din punctul de vedere al conductivităţii, solidele se clasifică în: metale,
semiconductori şi dielectrici. În cazul materialelor izolatoare, lărgimea benzii interzise este
mare, Eg > 10 eV, ceea ce face extrem de improbabilă trecerea electronilor din banda de
valenţă în banda de conducţie. În cazul semiconductorilor, banda interzisă este de lărgime
relativ mică, Eg
În cazul materialelor polimere, conductivitatea electrică creşte marcant prin iradiere,
adesea cu câteva ordine de mărime. Acest efect a fost observat iniţial în polistiren iar după
aceea a fost studiat în polimeri precum: polietilena, polimetacrilatul de metil, policlorura de
vinil, policlorura de viniliden, politetrafluoretilena.
> 3 eV, astfel încât trecerea electronilor din banda de valenţă în banda de
conducţie poate avea loc sub influenţa diferiţilor agenţi purtători de energie, printre care în
primul rând mişcarea de agitaţie termică a moleculelor.
În urma iradierii acestor materiale polimere s-a constatat că intensitatea curentului
creşte proporţional cu doza de iradiere [19, 20].
I.4. Efectele radiaţiilor ionizante asupra organismului uman
La interacţiunea radiaţiilor ionizante cu substanţa vie au loc aceleaşi procese ca şi la
interacţiunea cu materia fără viaţă; ceea ce le diferenţiază, însă, sunt efectele finale la care
conduc aceste interacţiuni. În urma acţiunii radiaţiilor asupra organismului sunt lezate
macromolecule de importanţă vitală (proteine, acizi nucleici), care suferă transformări datorită
ionizării sau excitării. Deoarece mediul principal în care se desfăşoară aceste procese biologice
este apa, efectele apar ca rezultat al ionizării acesteia.
Când materia vie este supusă unei iradieri astfel încât solicitările pentru organism nu
depăşesc cu mult condiţiile fiziologice normale, acţiunea radiaţiilor are doar un efect
funcţional. În acest caz, radiaţiile au un efect pozitiv pentru cazurile în care metabolismul este
dereglat, situaţie în care iradierea conduce la o activare şi o stimulare temporară a
metabolismului, având ca rezultat o reglare metabolică [21].
Dacă însă prin iradiere sunt depăşite limitele funcţionale normale ale organismului,
atunci are loc o dereglare a metabolismului care poate conduce la moartea celulelor, ţesuturilor
sau chiar a organismului, ca urmare a descompunerii sau distrugerii unor molecule organice
componente. Mecanismul se explică prin faptul că radiaţiile modifică legăturile
macromoleculare sau conduc la descompuneri ale macromoleculelor şi astfel este prejudiciat
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
17
echilibrul substanţelor biologice complexe. În afara modificărilor comune produse de radiaţii
(ionizare, perturbarea proceselor fizico-chimice) sunt produse modificări specifice la nivelul
fiecărui ţesut, organ, sistem, în raport cu structura şi rolul fiziologic în organism. Spre
exemplu, s-a constatat experimental că ţesuturile deficitare sau lipsite de oxigen au o
radiosensibilitate de 2-3 ori mai scăzută decât ţesuturile oxigenate normal [22]. Intensitatea
efectelor biologice depinde de radiosensibilitatea fiecărui organ în parte şi de doza de radiaţii
primită. Este de remarcat faptul că radiosensibilitatea ţesuturilor nu este dependentă numai de
natura şi structura lor, ci şi de caracteristicile ţesuturilor învecinate [23].
La iradierea organismului, efectul produs asupra sistemului nervos este considerat de o
importanţă primordială. Acţiunea radiaţiilor asupra sistemului nervos central conduce la
modificări ale activităţii de reglare neurohormonală, ceea ce conduce la tulburări funcţionale
biochimice şi biologice în întreg organismul.
Nu s-a stabilit încă o teorie generală care să lămurească toate aspectele şi modurile de
manifestare a efectelor biologice, datorită cunoaşterii insuficiente a mecanismului intim de
acţiune a radiaţiilor. Variatele ipoteze emise până în prezent nu reuşesc să explice unitar întreg
ansamblul de procese şi efecte care apar în cazurile de iradiere a organismului. Efectele
biologice nu pot fi explicate decât prin prisma unei concepţii radiobiologice care să ia în
considerare întreg procesul de procese şi reacţii, directe şi indirecte, locale şi generale, primare
şi secundare, spontane şi în timp, petrecute în organismul care a fost iradiat.
I.4.1. Efectele biologice ale radiaţiilor ionizante
În urma excitării şi ionizării atomilor şi moleculelor, acestea devin instabile şi active
din punct de vedere chimic dând naştere la produşi primari de reacţie: molecule instabile şi
radicali liberi. Procesul de excitare sau ionizare este extrem de rapid, de ordinul 10-17 ÷ 10-15 s.
La rândul lor, radicalii liberi şi moleculele excitate intră în reacţie cu moleculele vecine. Aceste
procese ce conduc la efecte biologice durează de la fracţiuni de secundă la ore şi reprezintă
stadiul reacţiilor primare. Modificările chimice suferite de moleculele biologice constituie
stadiul reacţiilor secundare şi determină alterarea structurilor şi funcţiilor celulare sau pot
conduce la leziuni biologice decelabile. Stadiul reacţiilor secundare se poate desfăşura pe o
durată de timp mult mai mare, durând de la câteva ore la ani, în cazul organismelor evoluate. În
cazul organismului uman, există posibilitatea de a se asigura adaptarea şi compensarea
funcţiilor dereglate, refacerea ţesuturilor şi chiar regenerarea biologică a organismului. Dacă
însă apare o deteriorare a celulei care nu este refăcută corespunzător, aceasta poate împiedica
procesul de reproducere celulară sau de supravieţuire a celulei ori poate conduce la o celulă
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
18
viabilă, dar modificată. Cele două rezultate au implicaţii esenţial diferite pentru organism ca
întreg.
Majoritatea organelor şi ţesuturilor din corp nu sunt afectate de pierderea unui număr
substanţial de celule, dar dacă numărul pierdut este suficient de mare, vor apărea vătămări
observabile care reflectă o pierdere a funcţiei tisulare. Probabilitatea provocării unor asemenea
prejudicii este mică dacă valoarea dozei este redusă şi creşte rapid către 100 % la depăşirea
unei valori de prag. La valori peste cea a pragului, severitatea vătămărilor creşte cu creşterea
dozei. Acest tip de efect se numeşte deterministic. Consecinţa iradierii este foarte diferită dacă
celula iradiată este modificată şi nu distrusă. Clona de celule rezultată din reproducerea unei
celule somatice viabile dar modificate poate conduce, după o perioadă mai lungă de timp la
manifestarea unui caz malign, un cancer. Acest tip de efect se numeşte stocastic.
I.4.1.1. Efecte deterministice
În multe organe şi ţesuturi din corp există un proces continuu de pierdere şi înlocuire a
celulelor. O creştere a ratei de pierdere, datorată expunerii la radiaţii poate fi compensată
printr-o creştere a ratei de înlocuire. Dacă ţesutul este vital şi suficient de mult vătămat,
rezultatul final va fi moartea. Pentru indivizii sănătoşi, probabilitatea producerii de lezări este
aproape zero până la valori de ordinul a sute de milisievert, în funcţie de ţesut, crescând apoi
spre 100 % peste un anumit nivel al dozei denumit prag, mai precis prag pentru efect clinic
[22].
I.4.1.2. Efecte stocastice
Răspunsul organismului la dezvoltarea unei clone de celule somatice modificate este
complex. Dezvoltarea unei clone poate fi inhibată de organism cu excepţia cazului în care
dezvoltarea ei este favorizată de către un agent suplimentar şi orice clonă supravieţuitoare este
probabil izolată sau eliminată prin mecanismele de apărare ale organismului. Dacă acest lucru
nu se întâmplă, se poate ca după o perioadă de timp variabilă, denumită perioadă de latenţă, să
rezulte dezvoltarea unei afecţiuni maligne în care procesul de proliferare a celulelor modificate
să nu fie controlat. Acest tip de afecţiune se numeşte cancer. Cancerele induse de radiaţie, cu
sau fără contribuţia altor agenţi, nu se deosebesc de cele care apar din alte cauze [21, 22].
I.4.2. Răspunsul celular la doze mici de radiaţii
Datorită complexităţii sale, organismul uman are nevoie de interacţiuni armonioase
între constituentele sale, pentru menţinerea homeostaziei (homeostazia fiind echilibrul dinamic
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
19
în care se găsesc parametri fiziologici ai organismului). În prezent, suntem expuşi constant la
doze mici de radiaţii care induc leziuni celulare similare cu cele datorate produşilor oxidativi
rezultaţi din procesele celulare normale. Procesele fiziologice normale generează produşi
oxidativi toxici care sunt dăunători, chiar mutageni şi cu potenţial carcinogenic, dar majoritatea
celulelor lezate de produşii oxidativi supravieţuiesc datorită remarcabilei capacităţi de reparare
a celulei. De aceea s-a născut una din întrebările critice în radiobiologie, şi anume dacă efectul
biologic indus de radiaţii se repară prin aceleaşi procese celulare şi cu aceeaşi eficienţă ca în
cazul efectului oxidativ normal.
Cercetările ştiinţifice în domeniul dozelor mici trebuie să determine dacă acestea
reprezintă un risc pentru sănătate similar sau mai mare decât cel datorat produşilor rezultaţi în
urma proceselor oxidative normale. În acest sens, trebuie clarificate şi cuantificate în mod real,
nu prin extrapolare, diferenţele şi asemănările dintre modificările biologice observate după
expunerea la doze mici de radiaţii. Pentru aceasta sunt necesare investiţii în domeniul
tehnologiei pentru a extinde capacităţile actuale de identificare şi cuantificare a dozelor mici de
radiaţii.
Legat de înţelegerea răspunsurilor biologice la radiaţii, cercetările se concentrează
asupra următoarelor subiecte:
- Dacă celulele reacţionează la doze mici de radiaţii la fel cum fac în cazul dozelor mari,
se admite că multe dintre leziunile induse de dozele mici sunt asemănătoare cu cele
apărute în procesele oxidative normale. Cercetările trebuie concentrate asupra acelor
leziuni care ar fi tipice dozelor mici şi asupra determinării genelor şi proteinelor
specific induse ca răspuns la doze mici şi cum relaţionează acestea cu alte stresuri
oxidative. Trebuie determinat dacă abilitatea şi eficacitatea celulelor de a recunoaşte şi
repara leziunile radioinduse sunt afectate de doză.
- Dacă celulele repară leziunile ADN induse de doze mici la fel cum le repară pe cele
induse de doze mari. Repararea ineficientă sau repararea greşită a leziunilor ADN are o
importanţă fundamentală asupra răspunsului celular şi în ultimă instanţă a organismului
în ansamblu. Fidelitatea reparării va afecta curba doză răspuns pentru inducerea
cancerului, mai ales la doze mici. Repararea ineficientă sau repararea greşită a
leziunilor date de radiaţii au impact direct asupra integrităţii genomice (reprezentată de
totalitatea informaţiilor ereditare precum şi a codului ADN), rezultând mutaţii, aberaţii
cromozomiale, instabilitate cromozomială şi cancer.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
20
- Cât de mult protejează dozele mici de radiaţii împotriva unor doze de radiaţii
ulterioare – răspunsul adaptiv la doze mici poate avea un impact substanţial în
estimarea riscului pentru sănătate.
- Dacă efectele dăunătoare ale radiaţiilor sunt amplificate de interacţiunile dintre celule
– efectul bystander ca inducere de efecte biologice la celulele aflate în vecinătatea celor
iradiate direct.
- Dacă instabilitatea genetică este un moment cheie în dezvoltarea cancerului indus de
radiaţii – cercetările recente sugerează că repararea ADN şi a leziunilor radioinduse pot
conduce la instabilitate genomică la descendenţii celulelor iradiate şi că
susceptibilitatea la instabilitate genomică este sub control genetic.
- Dacă dezvoltarea unui cancer indus de doze mici este afectată de ţesuturile normale
neiradiate care înconjoară celulele potenţial canceroase – se ştie că dozele mari de
radiaţii induc matricea de dezorganizare celulară, modificări în cinetica de proliferare
celulară şi distrugere celulară. Nu se cunoaşte exact dacă şi dozele mici de radiaţii
produc aceleaşi modificări biologice. Sau dacă dozele care sunt prea mici pentru a
produce aceste modificări pot induce cancerul.
Complexitatea răspunsului celular la doze mici poate fi exemplificată prezentând
efectul bystander versus răspunsul adaptiv.
I.4.2.1. Efectul bystander. Implicaţiile efectului bystander în radioprotecţie
Până în urmă cu 10 ani era acceptată ideea că efectele biologice ale radiaţiilor sunt o
consecinţă directă a leziunilor ADN-ului celulelor iradiate care rămân nereparate sau reparate
vicios. Experimente recente au arătat că se produc modificări genetice într-un număr mai mare
de celule şi nu numai în cele expuse direct la radiaţii [24, 25, 26].
Efectul bystander este definit ca apariţia de efecte biologice la celulele aflate în
vecinătatea celulelor iradiate direct. Efectul bystander arată că celule individuale răspund fără
să fie traversate direct de radiaţii, fapt demonstrat experimental şi prezentat în figura I.1.
Fig. I.1. Ilustrarea efectului bystander
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
21
Numeroase studii se fac în prezent pentru înţelegerea mecanismelor de acţiune şi pentru
inducerea efectului bystander pentru a le folosi în estimarea riscului. Deoarece lezarea
cromozomială, mutaţiile şi transformarea celulară sunt produse în celule bystander, s-a stabilit
că efectul bystander creşte riscul la doze mici de radiaţii.
Estimările şi evaluările de doză care se fac în prezent au un rol important în
determinarea cantităţii de radiaţii utilizate pentru diagnostic sau tratament, în estimarea
riscurilor expunerii la doze mici de radiaţii datorate expunerii profesionale sau la doze mici de
radiaţii din mediu, de exemplu inhalarea de radon. Luând în considerare efectul bystander,
răspunsul radiobiologic va fi mai mare decât cel estimat prin dozimetrie.
I.4.2.2. Răspunsul adaptiv.
Implicaţiile răspunsului adaptiv pentru sănătatea populaţiei
Răspunsul adaptiv indus de dozele mici de radiaţii a fost descris în anii ’80 şi
desemnează inducerea rezistenţei celulare la efectele genotoxice cauzate de doze mari de
radiaţii aplicate ulterior. Dozele care induc acest răspunsul sunt numite doze adaptive.
Existenţa răspunsului adaptiv a fost demonstrată experimental in vivo şi in vitro pe linii
celulare normale sau tumorale de origine animală şi umană [27, 28, 29].
Răspunsul adaptiv este specific expunerii la doze mici şi descreşte la doze peste 0,1÷0,2
Gy radiaţii X sau gamma şi dispare la doze peste 0,5 Gy [30]. Răspunsul adaptiv indus de
dozele mici, face celulele mai rezistente nu numai la radiaţii, ci şi la hidrogen peroxid (H2O2
Mecanismele de inducere a răspunsului adaptiv sunt incomplet elucidate. Se iau în
considerare următoarele ipoteze:
).
- Dozele mici de radiaţii intensifică producerea de proteine protectoare care
minimalizează efectele de lezare indirectă ale unor doze mari ulterioare
- Dozele mici de radiaţii intensifică abilitatea de reparare a ADN şi activitatea
antioxidantă.
Varietatea de răspunsuri adaptive specifice la doze mici, constatate experimental pe
celule de mamifere, pare să exprime diferite căi de apărare împotriva acumulării de leziuni
ADN în ţesuturi. Ele nu apar după expunerea la doze mari, deci aparţin unui sistem de control a
lezării ADN.
Studiile care au avut în vedere efectele pe termen scurt arată că răspunsul adaptiv are o
contribuţie benefică. Expunerea ocupaţională la doze mici induce răspunsul adaptiv, rezultatul
fiind reducerea efectelor genotoxice în cazul unor expuneri ulterioare la doze mari de radiaţii.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
22
Există dovezi ştiinţifice clare privind stimularea funcţiilor imunologice, a activităţii
antioxidante şi a abilităţii de reparare a ADN prin inducerea răspunsului adaptiv [31, 32, 33].
În acest sens, impactul în practica medicală şi în sănătatea populaţiei ar fi benefic.
În concluzie, răspunsurile radiobiologice la doze mici de radiaţii par a fi de tipul unei
interacţiuni complexe între efectele finale, răspunsul adaptiv şi efectul bystander. La acest
moment, nu se cunoaşte care efect este mai important - răspunsul adaptiv sau efectul bystander,
cercetările continuând în ambele direcţii.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
23
II. DETECTORI DE RADIAŢII UTILIZAŢI ÎN PREZENT
PENTRU EVALUAREA DOZELOR DE RADIAŢII
ÎN DOZIMETRIA INDIVIDUALĂ
În acest capitol sunt prezentate principalele tipuri de dozimetre folosite în dozimetria
individuală: dozimetrul fotografic şi dozimetrul termoluminescent. Cea mai mare parte a
acestui studiu se referă la caracterizarea dozimetrului fotografic şi are ca scop evaluarea
performanţelor acestuia.
A fost efectuată o analiză complexă a principalelor mărimi de influenţă a răspunsului
dozimetrului fotografic: energia medie de iradiere, unghiul de incidenţă al radiaţiei şi
temperatura mediului ambiant, urmărindu-se îmbunătăţirea continuă a performanţelor
sistemului dozimetric utilizat [34, 35, 36, 37].
Studiul dependenţei răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere a condus la o
serie de rezultate originale, în primul rând stabilirea răspunsului dozimetric în funcţie de
energie, pentru un interval larg de energii [34].
II.1. Mărimi operaţionale utilizate în protecţia radiologică
II.1.1. Doza absorbită
În studiul transformărilor chimice produse de radiaţiile ionizante, principalul parametru
de evaluare cantitativă a acestor transformări este doza absorbită de sistem, mărime ce
reprezintă energia cedată de radiaţia ionizantă în unitatea de masă a substanţei prin care aceasta
trece. Unitatea de măsură în S.I. este J/kg, care se numeşte grey (Gy).
Dar doze absorbite egale nu au neapărat efecte biologice egale: un grey de radiaţie α
într-un ţesut produce efecte biologice mult mai grave decât un grey de radiaţie β, deoarece
particula α (mai lentă şi cu sarcină electrică mai mare decât particula β) disipă mai multă
energie de-a lungul traiectoriei sale comparativ cu particula β, ceea ce conduce la concluzia că
deşi efectele biologice ale radiaţiilor ionizante sunt puternic dependente de doza absorbită în
mediul biologic iradiat, acestea sunt strâns legate de tipul radiaţiei ionizante [21].
II.1.2. Doza echivalentă. Factori de ponderare pentru radiaţie
Doza echivalentă reprezintă doza absorbită în ţesut înmulţită cu un factor care
caracterizează modul în care energia este distribuită în ţesut, influenţând astfel eficacitatea de a
produce efecte reale. Deoarece factorul de ponderare pentru radiaţie este o mărime
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
24
adimensională, unitatea de măsură în S.I. pentru doza echivalentă este tot J/kg, dar are
denumirea de sievert (Sv).
Astfel, doza echivalentă este:
HT,R = wR · DT,R
unde D
(II.1)
T,R este doza medie absorbită în ţesutul T, datorată radiaţiei R iar wR
este factorul de
ponderare pentru radiaţie. Valorile factorilor de ponderare pentru radiaţie sunt specificate în
tabelul II.1.
Tabel II.1. Factori de ponderare pentru radiaţie [39]
Tip de radiaţie şi domeniu de energie Factor de ponderare pentru radiaţie, w
Fotoni, toate energiile
R
1
Neutroni, energia < 10 keV 5
Neutroni, energia cuprinsă între 10 şi 100
keV
10
Neutroni, energia > 100 keV până la 2 MeV 20
Particule α 20
Doza echivalentă constituie astfel un indicator al riscului pentru un anumit ţesut, la
diferite radiaţii: un sievert de radiaţie α primită de plămân produce acelaşi risc de cancer fatal
ca şi un sievert de radiaţie β. Totuşi, riscul unei tumori fatale per sievert nu este acelaşi pentru
toate tipurile de ţesuturi ale organismului: de exemplu acest risc este mai mic pentru tiroidă
decât pentru plămâni.
II.1.3. Factori de ponderare tisulară şi doza efectivă
Doza efectivă, E, reprezintă suma ponderată a dozelor echivalente provenite din expunerea
externă şi internă, efectuată pe toate ţesuturile şi organele corpului, definită prin expresia:
𝐸 = ∑ 𝑤𝑇𝑇 𝐻𝑇,𝑅 = ∑ 𝑤𝑇 ∑ 𝑤𝑅𝐷𝑇,𝑅𝑅𝑇 (II.2)
unde: wT
w
: factor de ponderare al ţesutului T
R
H
: factor de ponderare al radiaţiei R
T,R
D
: doza echivalentă reprezentând doza absorbită în ţesutul T, ponderată
pentru calitatea radiaţiei R
T,R
Factorii de ponderare tisulară w
: doza absorbită mediată pe ţesutul T, datorată radiaţiei R
T
, sunt prezentaţi în tabelul II.2.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
25
Tabel II.2. Factori de ponderare tisulară [39]
Ţesut sau organ Factor de ponderare
tisulară, w
∑ w
T
Măduvă osoasă, colon, stomac, sân, plămân,
restul ţesuturilor (inimă, rinichi, pancreas,
prostată, splină)
T
0,12 0,72
Gonade 0,08 0,08
Vezica biliară, esofag, ficat, tiroidă 0,04 0,16
Oase, creier, glande salivare, piele 0,01 0,04
Total: 1,00
II.1.4. Mărimi ICRU pentru monitorizarea dozimetrică individuală
Deoarece doza efectivă şi doza echivalentă nu pot fi determinate direct, este necesară
utilizarea unor mărimi operaţionale care să estimeze convenabil valorile acestor mărimi. În
acest scop, Comisia Internaţională de Protecţie Radiologică (ICRU – International Commission
on Radiation Units & Measurements) a definit următoarele mărimi, care furnizează aproximaţii
rezonabile pentru doza efectivă şi pentru doza echivalentă în piele [40].
Pentru definirea acestor mărimi este însă utilă definirea unor câmpuri de radiaţii care
sunt derivate din câmpul real de radiaţii. În ICRU Report 39 sunt definiţi termenii „expandat”
şi „aliniat” pentru a caracteriza aceste câmpuri de radiaţii derivate [41]. Câmpul expandat este
câmpul în care fluenţa, distribuţia unghiulară şi distribuţia energetică a fluenţei au aceeaşi
valoare pe întregul volum de interes ca şi câmpul real în punctul de referinţă. Câmpul expandat
şi aliniat este un câmp în care fluenţa şi distribuţia sa energetică sunt aceleaşi cu ale câmpului
expandat, dar fluenţa este unidirecţională.
Pentru monitorizarea dozimetrică individuală sunt utilizate următoarele mărimi operaţionale:
• Echivalentul de doză individual penetrant Hp(d), este echivalentul de doză în ţesuturile
moi, sub un punct specificat pe corp la adâncimea d, fiind adecvat pentru radiaţia
puternic penetrantă [22]. Mărimea operaţională folosită în monitorizarea individuală
pentru estimarea dozei efective datorate expunerii externe este echivalentul de doză
individual penetrant Hp(10), care reprezintă echivalentul de doză în ţesuturile moi, la o
adâncime de 10 mm, sub un punct specificat pe corp.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
26
• Echivalentul de doză individual superficial Hs
(d), este echivalentul de doză în ţesutul
moale, sub un punct specificat pe corp la adâncimea d, fiind adecvat pentru radiaţia slab
penetrantă [22].
Pentru radiaţiile penetrante (gama şi X de energie mare) se recomandă ca d să fie 10
mm, iar pentru radiaţiile slab penetrante (beta şi X moi) grosimea recomandată este de 0,07
mm pentru piele şi 3 mm pentru cristalin.
Pentru monitorizarea mediului sunt utilizate următoarele mărimi operaţionale:
• Echivalentul de doză ambiental H*(d), definit într-un punct din câmpul de radiaţie, care
este echivalentul de doză ce ar fi produs de câmpul aliniat şi expandat corespunzător, în
sfera ICRU, la o adâncime d, pe raza opusă direcţiei câmpului aliniat [22].
• Echivalentul de doză direcţional H’(d), definit într-un punct din câmpul de radiaţie,
care este echivalentul de doză ce ar fi produs de câmpul expandat corespunzător, în
sfera ICRU, la o adâncime d, pe o rază într-o direcţie specificată [22].
II.2. Detectori de radiaţii utilizaţi în România pentru evaluarea dozelor înregistrate de
personalul expus profesional la radiaţii ionizante
II.2.1. Dozimetrul fotografic
Filmul fotografic a fost folosit ca detector de radiaţii încă de la sfârşitul secolului XIX.
Descoperirea radiaţiilor X de către Roentgen (1895) şi a radioactivităţii de către Becquerel
(1896) sunt strâns legate de detectarea radiaţiilor cu ajutorul filmului fotografic. Dar între
folosirea filmului fotografic pentru a obţine o imagine a distribuţiei fluenţei în câmp de radiaţii
şi folosirea acestuia ca detector de radiaţii există o diferenţă importantă. Cerinţele dozimetriei
sunt legate de o serie de aspecte cantitative şi calitative care au necesitat un însemnat efort de
cercetare. Astăzi dozimetria fotografică este o metodă de uz curent, utilizată cu precădere în
dozimetria individuală.
II.2.1.1. Caracteristicile dozimetrului fotografic
Dozimetrul fotografic este alcătuit dintr-un film dozimetric şi o casetă dozimetrică,
fiind prezentat în figura II.1. Filmul conţine două pelicule de sensibilităţi diferite, pentru
acoperirea unui interval larg de măsurare. Caseta dozimetrică conţine filtre metalice de
absorbţie din materiale diferite (Al, Cu, Pb) şi de grosimi diferite.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
27
dozimetru
fotografic
film
dozimetric
Fig. II.1. Dozimetru fotografic (film dozimetric Agfa Personal Monitoring şi casetă
dozimetrică PTW cu filtre de absorbţie)
Din punct de vedere dozimetric, filmul dozimetric prezintă următoarele caracteristici:
- este un dozimetru integrator (însumează doza acumulată pe perioada de purtare);
- are un interval larg de măsurare a dozelor (filmul Agfa Personal Monitoring are
domeniul de măsurare a dozei echivalente situat în intervalul 0,1 mSv – 1 Sv);
- are o dependenţă pronunţată de energia de iradiere;
- precizia de măsurare a dozelor este bună, dacă sunt făcute corecţiile de energie
necesare;
- fading-ul sau regresia semnalului este neglijabilă (conservabilitate bună a imaginii
latente)
II.2.1.2. Procesul fotografic şi developarea imaginii latente
Filmul fotografic este alcătuit dintr-o emulsie de bromură de argint depusă pe ambele
feţe ale unui suport transparent din poliester, stratul de emulsie având o grosime cuprinsă în
intervalul 10 ÷ 30 µm. Dimensiunile granulelor de bromură de argint diferă pentru cele două
pelicule, pentru cea lentă fiind de ordinul fracţiunilor de µm, iar pentru cea rapidă de ordinul a
câţiva µm.
Interacţiunea radiaţiilor ionizante cu emulsia fotografică se face prin intermediul
electronilor secundari eliminaţi în emulsie ca urmare a efectului Compton, iar la energii mari
ca urmare a efectului producerii de perechi. Electronii secundari sunt aceia care acţionează
asupra reţelei cristaline a bromurii de argint, conducând în final la formarea imaginii latente.
Imaginea latentă se defineşte ca starea şi distribuţia unor granule care, prin apariţia pe
suprafaţa şi în interiorul lor a unor atomi de argint elementar, pot fi reduse prin acţiunea
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
28
revelatorului la granule de argint metalic, acestea din urmă alcătuind în final imaginea vizibilă.
După cum rezultă şi din denumire, imaginea latentă nu este vizibilă, ea urmând să devină astfel
numai după developare.
Developarea este un proces constituit din mai multe faze, prin care imaginea latentă se
transformă într-o imagine vizibilă şi stabilă, permanent înregistrată pe suport. Prima fază a
acestui proces este revelarea, proces în care în contact cu soluţia de revelator ionii de argint se
neutralizează trecând în stare atomică, până când întreaga granulă se reduce la argint metalic.
Revelarea este urmată de spălarea intermediară asociată cu stoparea într-o soluţie de acid
acetic. Următoarea fază este fixarea, proces în care agentul fixator formează săruri solubile în
apă cu acei ioni de argint care nu au suferit revelare. Procesul de developare se încheie cu
spălarea finală, care îndepărtează ultimele urme de săruri solubile de argint şi de fixator.
II.2.1.3. Densitatea optică de înnegrire. Curbe sensitometrice
Răspunsul dozimetrului fotografic ca urmare a expunerii la radiaţii ionizante este dat de
gradul de înnegrire al peliculei developate. Înnegrirea peliculei este descrisă de mărimea fizică
denumită densitate optică de înnegrire (D) definită ca:
D = 𝑙𝑔 𝑅0𝑅𝑇
(II.3)
unde: D: densitatea optică de înnegrire;
R0
R
: fluxul luminos incident pe film
T
Studiul relaţiilor cantitative între densitatea optică de înnegrire şi expunere poartă
numele de sensitometrie şi stă la baza dozimetriei fotografice. În sensitometria radiaţiilor X şi
gamma se obişnuieşte reprezentarea curbei sensitometrice la scară semilogaritmică, având în
abscisă logaritmul expunerii (dozei absorbite) iar pe ordonată densitatea optică de înnegrire.
: fluxul luminos transmis de film
D E
C
D
B
max
D0
log D
A
Fig. II.2. Curba sensitometrică caracteristică D =f(log D)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
29
Pe curba sensitometrică din figura II.2 se disting următoarele domenii şi valori
caracteristice:
- Densitatea de voal D0
D
care este valoarea minimă a densităţii pentru filmul neexpus.
0
- Zona de neliniaritate inferioară (A – B);
depinde de tipul emulsiei, de condiţiile de stocare şi de developare;
- Zona de quasi-liniaritate (B – C);
- Zona de neliniaritate superioară, de saturaţie (C – E);
- Densitatea maximă Dmax
- Zona de solarizare.
;
II.2.2. Dozimetrul termoluminescent
Dozimetrul termoluminescent reprezintă un alt tip de detector folosit în dozimetria
individuală. Acest tip de dozimetru a înlocuit treptat dozimetrul fotografic, fiind dozimetrul cel
mai frecvent utilizat în Europa pentru evaluarea dozelor înregistrate de personalul expus
profesional. În ţara noastră acest tip de dozimetru este folosit în cadrul Centralei Nuclearo-
electrice de la Cernavodă, pentru determinarea dozelor înregistrate de personalul ce deserveşte
centrala.
Dozimetrele termoluminescente se compun dintr-o cartelă cu două cristale şi o casetă
dozimetrică având patru filtre (modelul 8814). Dozimetrul termoluminescent este prezentat în
figura II.3.
Fig. II.3. Dozimetrul termoluminescent, alcătuit din cartelă cu cristale termoluminescente şi
casetă cu filtre de absorbţie
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
30
Deoarece fenomenul de termoluminescenţă şi principiile acestuia sunt tratate pe larg în
capitolul IV, în cele ce urmează sunt prezentate succint aplicaţiile acestui fenomen în
dozimetria individuală, prezentând pe scurt dozimetrul termoluminescent şi caracteristicile
acestuia comparativ cu dozimetrul fotografic.
Dozimetrul individual termoluminescent este un dozimetru integrator folosit pentru
evaluarea dozelor înregistrate de personalul expus profesional la radiaţii ionizante. Acest
sistem dozimetric prezintă o serie de avantaje faţă de sistemul dozimetric cu film precum:
dependenţă slabă a răspunsului detectorului de energia la care a fost iradiat, posibilitatea
măsurării unor doze mici (limită minimă de detecţie semnificativ redusă faţă de filmul
dozimetric). Spre deosebire de sistemul dozimetric cu film care măsoară dozele datorate
fotonilor cu energii cuprinse în intervalul 35 keV ÷1,5 MeV, detectorii termoluminescenţi pot
fi utilizaţi pentru evaluarea dozelor în cazul:
o fotonilor cu energia > 1 keV
o neutronilor
o β, cu energia > 70 keV.
Cristalele termoluminescente sunt dispuse în număr de 2,3 sau 4 elemente pe o cartelă.
Pot fi astfel estimate: echivalentul de doză individual penetrant Hp(10), echivalentul de doză
individual superficial Hp(0,07) şi poate fi estimată doza la neutroni folosind un algoritm de
calcul al dozelor.
Sistemul dozimetric termoluminescent necesită operaţia de calibrare şi stabilirea
dependenţei răspunsului dozimetrului de energia şi de unghiul de iradiere.
II.2.2.1. Caracteristicile dozimetrului termoluminescent
Materialele care posedă proprietăţi termoluminescente sunt denumite fosfori iar datorită
faptului că centrele active sunt stabile la temperatura mediului ambiant (deci se conservă până
la încălzirea materialului) se mai numesc şi fosfori cu acumulare. Până în prezent se cunosc
peste 2000 de minerale naturale care prezintă proprietăţi termoluminescente, însă în dozimetrie
sunt utilizate doar cele care îndeplinesc o serie de cerinţe specifice, dintre care menţionăm:
- Eficienţă (sensibilitate) ridicată, prin care înţelegem raportul:
𝜂𝑇𝐿 = 𝐸𝑇𝐿𝑚𝐷
(II.4)
unde: ETL este energia emisă sub formă luminescentă, m - masa fosforului iar D este doza
absorbită de material.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
31
- Proprietăţi dozimetrice convenabile, cum ar fi: independenţa de energie, echivalenţa cu
ţesutul, liniaritatea răspunsului cu doza, independenţa de debit, reproductibilitatea
răspunsului etc.
- Domeniu cât mai extins al dozelor măsurabile cu incertitudine redusă.
- Posibilitatea de revenire, adică de readucere prin tratament termic a fosforului în starea
iniţială după efectuarea măsurătorii
Fluorura de litiu (LiF) este în prezent fosforul cel mai des folosit în aplicaţii şi
constituie subiectul multor publicaţii [35, 36, 37, 38, 39]. Caracteristicile detectorului TLD-100
(LiF:Mg, Ti) şi proprietăţile dozimetrice ale acestui fosfor vor fi studiate în capitolul IV.
II.2.2.2. Curbe de strălucire
Fenomenul de termoluminescenţă constă în popularea, prin iradiere cu radiaţii
ionizante a unor centre active şi depopularea lor ulterioară, prin încălzire, ocazie cu care
energia acumulată în cristal este eliberată sub formă de radiaţii luminoase. Energia de activare
este deci energia radiaţiilor ionizante, iar cea de stimulare este energia termică.
Centrele active sunt stabile la temperatura mediului ambiant şi se conservă până la
încălzirea materialului. Prin încălzire, materialul iradiat în prealabil, emite două feluri de
radiaţii luminoase: cele de spectru termic, funcţie de temperatură, în cadrul procesului de
incandescenţă şi cele datorate luminescenţei, de energii superioare.
Fluxul luminos emis în funcţie de temperatura de încălzire a fosforului se numeşte
curbă de strălucire. Această curbă prezintă o serie de maxime succesive, corespunzând
depopulării capcanelor de adâncimi crescânde.
În figura II.2 este reprezentată o curbă de strălucire în funcţie de temperatură, cu o serie
de maxime Ф
TL.
Ф
ФTL
m3
Ф
m2
Ф
m1
Tm1 Tm2 Tm3
T
Fig. II.4. Curbă de strălucire (fluxul luminos în funcţie de temperatură)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
32
Suprafaţa de sub curba de strălucire a primit denumirea de sumă a luminii.
ΦTL ∫Φ2
1
T
TTLdT= (II.5)
În realitate, curba de strălucire şi deci şi suma luminii, conţin şi radiaţia de spectru
termic, care însă trebuie eliminată prin filtrare. Suma luminii este mărimea de răspuns direct
dependentă de doza de iradiere a detectorului.
II.3. Determinarea dozelor de radiaţii înregistrate de personalul expus profesional la
radiaţii ionizante cu ajutorul dozimetrului fotografic
Dozimetrul fotografic este utilizat pentru determinarea dozelor înregistrate personalul
expus profesional la radiaţii ionizante şi a fost utilizat şi pentru studii privind dozele
înregistrate de pacienţi în timpul tratamentelor medicale radiologice [38].
Sistemul de măsură este alcătuit din filmul dozimetric ce conţine două pelicule de
sensibilităţi diferite şi o casetă dozimetrică cu filtre metalice de absorbţie. Acest tip de
dozimetru integrează doza înregistrată şi prezintă informaţii cu privire la energia medie de
iradiere.
Răspunsul dozimetrului fotografic ca urmare a expunerii la radiaţii este dat de gradul de
înnegrire al peliculei developate. Studiul cantitativ al relaţiei dintre densitatea optică de
înnegrire şi doza înregistrată de film se bazează pe trasarea curbei sensitometrice la scară
semilogaritmică, având pe abscisă logaritmul dozei, Hp(10), iar pe ordonată densitatea optică
de înnegrire, D.
Răspunsul dozimetrului depinde puternic de energia medie de iradiere [21, 35, 36, 37].
Acesta este principalul dezavantaj al dozimetrului fotografic în procesul de evaluare a dozelor
înregistrate de film. De aceea într-un astfel de studiu, este necesar să se reprezinte dependenţa
raportului densităţii optice de înnegrire a filmului sub filtre diferite de energia medie de
iradiere a dozimetrului.
II.3.1. Studiul dependenţei răspunsului dozimetric de doza de iradiere.
Curbe sensitometrice
În vederea calibrării sistemului de dozimetrie fotografică a fost iradiat un număr de 150
dozimetre fotografice. S-au utilizat filme dozimetrice Agfa Personal Monitoring şi casete
dozimetrice tip 8621, PTW – Freiburg, ce conţin filtre de Cu şi Pb de diverse grosimi.
Iradierile au fost efectuate în laboratoarele de calibrări din cadrul Greek Atomic Energy
Commision (GAEC) şi Nuclear & Vacuum – Măgurele. În scopul protecţiei radiologice,
dozimetrele au fost iradiate la doze cuprinse în intervalul 0,1 mSv şi 20 mSv, pe fantom
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
33
30x30x15 cm3
Au fost iradiate dozimetre fotografice pentru fiecare doză de iradiere, pentru calcularea
valorii medii şi abaterea standard a măsurării. Filmele dozimetrice iradiate au fost developate
în condiţii controlate şi a fost măsurată densitatea optică de înnegrire, fiind trasate curbele de
sensibilitate, la energia de referinţă a Cs-137, pentru fiecare filtru şi pentru fiecare din cele
doua pelicule ale filmului dozimetric.
(ISO water slab fantom), pentru exprimarea dozei în unităţi de echivalent de
doză individual penetrant.
În tabelul II.3 sunt prezentate valorile medii ale densităţilor optice de înnegrire pentru
dozimetrele fotografice iradiate la o sursă de 137
Cs cu o activitate de 3 Ci.
Tabel II.3. Dependenţa densităţii optice de înnegrire de doza de iradiere, la Cs-137
Nr. Hp(10) Ferestra Filtru Cu 0,3 mm Filtru Cu 0,05 mm Filtru Cu 1,2 mm Filtru Pb 0,8 mm
crt. mSv Pelicula
1 Pelicula
2 Pelicula
1 Pelicula
2 Pelicula
1 Pelicula
2 Pelicula
1 Pelicula
2 Pelicula
1 Pelicula
2
1 0,10 0,32 0,17 0,32 0,17 0,31 0,17 0,31 0,17 0,32 0,17 2 0,20 0,36 0,17 0,36 0,17 0,34 0,17 0,35 0,17 0,36 0,17 3 0,50 0,47 0,17 0,46 0,17 0,45 0,17 0,45 0,17 0,48 0,17 4 1,00 0,65 0,17 0,63 0,17 0,61 0,17 0,60 0,17 0,71 0,17 5 1,50 0,82 0,17 0,79 0,17 0,77 0,17 0,79 0,17 0,93 0,17 6 2,00 0,99 0,17 0,95 0,17 0,95 0,17 0,98 0,17 1,18 0,17 7 2,50 1,16 0,17 1,10 0,17 1,07 0,17 1,16 0,17 1,44 0,17 8 3,00 1,36 0,17 1,30 0,17 1,24 0,17 1,21 0,17 1,49 0,17 9 4,00 1,61 0,17 1,57 0,17 1,47 0,17 1,43 0,17 1,78 0,17
10 5,00 1,90 0,19 1,81 0,19 1,73 0,19 1,70 0,19 2,16 0,19 11 10,00 3,07 0,20 2,92 0,20 2,92 0,2 2,69 0,20 3,34 0,20 12 15,00 3,87 0,21 3,71 0,21 3,67 0,21 3,37 0,21 4,19 0,23 13 20,00 4,47 0,23 4,30 0,23 4,34 0,23 3,98 0,23 4,83 0,23
Cu ajutorul acestor valori sunt trasate curbele sensitometrice la 137Cs. Deoarece pelicula
2 a filmului este mult mai puţin sensibilă, aceasta se foloseşte în cazul iradierii dozimetrului la
doze mari (peste 50 mSv). În figura II.5 este prezentată dependenţa densităţii optice de
înnegrire de doza de iradiere, pentru pelicula I, în fereastră, la sursa de 137Cs.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
34
Figura II.5. Curba sensitometrică pentru pelicula I, în fereastră, iradiere la 137
În figura II.6. sunt prezentate câteva exemple din filmele iradiate la
Cs 137
Cs, cu precizarea
dozei înregistrate. Pentru comparaţie, vom prezenta în figura II.7. câteva filme cu aceleaşi doze
ca cele din Fig. II.6., dar care au fost expuse la radiaţii X, energie medie 48 keV.
0,10mSv 0,50mSv 1,00mSv 2,00mSv 3,00mSv 4,00mSv
Fig. II.6. Filme dozimetrice iradiate la Cs-137 (energie 661 keV)
0,10mSv 0,50mSv 1,00mSv 2,00mSv 3,00mSv 4,00mSv
Fig. II.7. Filme dozimetrice iradiate la radiaţii X (energie 48 keV)
După cum se observă, la aceeaşi doză, răspunsul dozimetrului este diferit, acesta
variind cu energia de iradiere. În cele ce urmează, vom studia dependenţa de energie a
răspunsului dozimetric.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
35
II.3.2. Studiul dependenţei răspunsului de energia medie de iradiere a
dozimetrului
Dependenţa puternică de energia medie de iradiere constituie principalul dezavantaj al
dozimetrului fotografic în procesul de evaluare a dozelor înregistrate de film [34, 35, 42].
Pentru determinarea factorilor de corecţie adecvaţi în vederea evaluării dozelor cu o cât
mai bună acurateţe, am iradiat o serie de dozimetre fotografice la şase energii diferite, din care
patru in domeniul 40 – 200keV şi două în intervalul 0,5 ÷ 1,3 MeV.
Iradierile au fost efectuate în cadrul laboratoarelor GAEC şi Nuclear & Vacuum,
folosind surse etalon izotopice quasi-punctiforme (Am-241, Cs-137, Co-60) şi generatori de
radiaţii X, cu lărgimea spectrului ce poate fi încadrată în spectrul ISO–Narrow (energii de 48
keV, 116 keV şi 163 keV).
Valorile densităţilor optice de înnegrire obţinute la energii diferite dar la aceeaşi valoare
a dozei (2,00 mSv) sunt prezentate în tabelul II.4.
Tabel II.4. Dependenţa densităţii optice de înnegrire de energia de iradiere. Doza: 2,00 mSv
Nr. Tipul Energia Ferestra Filtru Cu 0,3 mm Filtru Cu 0,05 mm Filtru Cu 1,2 mm Filtru Pb 0,8 mm
crt. radiaţiei keV Pelicula
1 Pelicula
2 Pelicula
1 Pelicula
2 Pelicula
1 Pelicula
2 Pelicula
1 Pelicula
2 Pelicula
1 Pelicula
2
1 N-60 48 6,09 0,38 4,29 0,24 5,6 0,34 1,55 0,18 0,73 0,17 2 Am-241 60 5,96 0,35 4,99 0,28 5,86 0,35 3,05 0,21 1,25 0,17 3 N-150 116 3,34 0,21 3,01 0,19 3,16 0,21 2,53 0,19 1,1 0,17 4 N-200 163 2,2 0,19 1,91 0,19 2,03 0,19 1,5 0,19 1,01 0,19 5 Cs-137 661 1,02 0,16 0,96 0,16 0,96 0,16 0,98 0,16 1,2 0,16 6 Co-60 1.250 0,99 0,17 0,95 0,17 0,95 0,17 0,98 0,17 1,18 0,17
După cum se poate observa din tabelul II.4, filmul dozimetric este foarte sensibil la
energii mici (acest lucru se reflectă în valorile mari ale densităţii optice de înnegrire) iar
sensibilitatea acestuia scade o dată cu creşterea energiei.
Sub filtrul de plumb, densitatea optică de înnegrire la energii mici are valori scăzute
datorită absorbţiei radiaţiei în material, în timp ce la energii mari (137
În figura II.8. sunt prezentate câteva filme dozimetrice iradiate în caseta dozimetrică, la
o doză de 2,00 mSv, la diverse surse de radiaţii (X şi gamma), având energiile de iradiere
prezentate mai jos.
Cs) apare efectul de build-
up (datorat radiaţiilor X de frânare), efect care conduce la creşterea valorii densităţii optice de
înnegrire sub plumb, la valori mai mari decât în fereastră).
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
36
48 keV 116 keV 163 keV 661 keV
Fig. II.8. Dependenţa densităţii optice de înnegrire de energia de iradiere. Doza: 2,00 mSv.
În figura II.9. este reprezentată sensibilitatea relativă a filmului dozimetric în funcţie de
energia medie de iradiere, doza de iradiere fiind constantă (2 mSv).
0 10 20 50 100 200 500 1000
Energia medie de iradiere, keV
Figura II.9. Dependenţa de energie a densităţii optice de înnegrire. Doza: 2,00 mSv
Rezultatele obţinute le-am comparat cu rezultatele prezentate în literatură [42]. În figura
II.9. este prezentată dependenţa răspunsului dozimetric de energia de iradiere. După cum se
observă, pe intervalul de energie 50 keV ÷ 1,30 MeV, rezultatele obţinute sunt asemănătoare.
Fig. II.9. Dependenţa de energie a răspunsului dozimetrului fotografic [42]
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
37
Pentru determinarea energiei medii de iradiere a dozimetrului fotografic, se calculează
raportul dintre densitatea optică de înnegrire în fereastră şi densitatea optică de înnegrire sub
filtrul de plumb, pentru fiecare energie de iradiere şi se trasează graficul acestei dependenţe.
Din acest grafic se determină valoarea energiei medii de iradiere a dozimetrului fotografic.
Doza înregistrată de film poate fi evaluată cu acurateţe doar în cazul în care se
determină energia de iradiere a filmului. După determinarea energiei de iradiere, se calculează
doza înregistrată de film ca fiind doza corespunzătoare densităţii optice de înnegrire din curba
sensitometrică trasată pentru Cs-137 corectată cu un factor de corecţie ce reprezintă raportul
dintre densitatea optică de înnegrire la energia de referinţă a Cs-137 şi densitatea optică
determinată experimental.
Valorile calculate pentru aceşti factori, la diverse energii sunt prezentate în tabelul nr.
II.5.
Tabelul II.5. Valorile factorilor de corecţie calculaţi pentru diverse energii de iradiere
Nr. crt.
Tipul Radiaţiei Energie
Factor de corecţie
1 N-60 48 0,05
2 Am-41 60 0,06 3 N-150 116 0,18 4 N-200 163 0,31 5 Cs-137 661 1,00 6 Co-60 1250 0,87
În tabelul nr. II.6. sunt prezentate valorile dozelor calculate pornind de la curba
sensitometrică la energia de referinţă a Cs-137 şi folosind factorii de corecţie pentru energie.
Răspunsul dozimetrului se calculează ca fiind rezultatul unei măsurări în condiţii
specificate Hm
Valorile astfel obţinute sunt comparate cu valorile convenţional adevărate obţinute prin
iradierea dozimetrelor la aceleaşi energii, pentru verificarea algoritmului de calcul.
(10) (în cazul nostru valoarea obţinută prin algoritmul de calcul), raportat la
doza obţinută prin iradierea în condiţii de laborator a dozimetrelor.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
38
Tabelul II.6. Răspunsul dozimetrului în funcţie de energia medie de iradiere
Densitate Tipul radiaţiei Nr. optică N-60, energie 48 keV N-150, energie 116 keV N-200, energie 163 keV crt. de Valoare Valoare Răspunsul Valoare Valoare Răspunsul Valoare Valoare Răspunsul
înnegrire convenţional calculată dozimetrului convenţional calculată dozimetrului convenţional calculată dozimetrului
(O.D) adevărată
(mSV) (mSV) (mSV) adevărată
(mSV) (mSV) (mSV) adevărată
(mSV) (mSV) (mSV)
1 1,00 0,09 0,10 0,90 0,31 0,36 0,86 0,62 0,62 1,00 2 1,30 0,15 0,14 1,07 0,50 0,51 0,99 1,02 0,88 1,16 3 1,50 0,16 0,17 0,94 0,62 0,61 1,02 1,14 1,06 1,08 4 1,80 0,21 0,23 0,91 0,79 0,82 0,96 1,49 1,41 1,06 5 2,00 0,24 0,26 0,92 0,93 0,95 0,98 1,73 1,63 1,06 6 2,10 0,25 0,28 0,89 0,98 1,02 0,87 1,87 2,03 0,92 7 2,30 0,28 0,32 0,88 1,13 1,14 0,99 2,14 1,97 1,09 8 2,50 0,32 0,36 0,89 1,25 1,28 0,98 2,38 2,20 1,08 9 2,70 0,36 0,41 0,88 1,42 1,46 0,97 2,69 2,51 1,07
10 3,00 0,43 0,49 0,88 1,69 1,76 0,96 3,20 3,03 1,06 11 3,50 0,56 0,63 0,89 2,16 2,25 0,96 4,14 3,88 1,07 12 4,00 0,72 0,80 0,90 2,67 2,86 0,93 5,22 4,93 1,06
După cum se observă din tabel, răspunsul dozimetrului în funcţie de energia de iradiere
se situează în intervalul (0,86 ÷ 1,16). Standardele în vigoare stabilesc ca răspunsul
dozimetrului să se încadreze în intervalul (0,80 ÷ 1,48) [43]. Rezultatele obţinute se încadrează
în intervalul specificat, fiind chiar mai apropiate de unitate, ceea ce confirmă acurateţea
determinărilor efectuate în cadrul laboratorului.
II.3.3. Determinarea mărimilor de influenţă şi evaluarea preciziei determinărilor
de doză folosind dozimetrul fotografic
Precizia determinărilor realizate cu ajutorul dozimetrului fotografic a fost evaluată
luând în consideraţie influenţele datorate energiei radiaţiei, unghiului de incidenţă al radiaţiei
precum şi temperaturii mediului ambiant [34].
Incertitudinea de măsurare este exprimată în funcţie de mărimile de influenţă a
răspunsului dozimetrului (energia radiaţiei, unghiul de incidenţă, temperatura şi umiditatea) în
final verificându-se dacă incertitudinea compusă satisface cerinţele impuse de reglementările
AIEA şi ICRP [44, 45, 46].
Pentru evaluarea incertitudinilor se foloseşte metoda GUM [45], bazată pe legea
propagării incertitudinilor.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
39
Funcţia distribuţie de probabilitate pentru caracterizarea răspunsului dozimetrului va fi
atribuită fiecărei mărimi de influenţă [47]:
• Pentru energia de iradiere şi unghiul de incidenţă este atribuită o funcţie de distribuţie
de probabilitate dreptunghiulară [44, 45, 46]
• Pentru temperatură este atribuită o distribuţie Gauss [44, 45, 46]
Răspunsului caracteristic al dozimetrelor în funcţie de mărimile de influenţă este determinat
prin iradierea dozimetrelor în laboratoare autorizate pentru activităţi de etalonare/calibrare, în
condiţii de referinţă [48], pe fantom ISO water slab phantom.
Incertitudinea se calculează astfel:
a. Se determină incertitudinea de tip A (reprezentată de abaterea standard experimentală)
obţinută în urma a n determinări, definită ca fiind mărimea 𝜎(𝑥) care caracterizează
dispersia rezultatelor, exprimată prin formula:
𝜎(𝑥) = ∑ (𝑥𝑖−)2𝑛𝑖𝑛−1
(II.6)
b. Se estimează incertitudinea de tip B datorată fiecărei mărimi de influenţă: energie,
unghi de incidenţă şi temperatură, determinată separat pentru fiecare mărime de
influenţă.
c. Se calculează incertitudinea compusă:
𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 (II.7)
care trebuie să îndeplinească următoarea condiţie [47, 49]:
𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 ≤ 0.21 (II.8)
d. Se calculează incertitudinea extinsă:
𝑈 = 𝑘 ∙ 𝑈𝐶 (II.9)
Valoarea k=1 a factorului de acoperire corespunde unui nivel de încredere de 68,27%,
Valoarea k=2 corespunde unui nivel de încredere de 95,45 % iar valoarea k=3 corespunde unui
nivel de încredere de 99,73%.
e. Rezultatul va fi exprimat sub forma:
x = x ± kUc,
(II.10)
cu precizarea nivelul de încredere corespunzător factorului k ales.
Incertitudinile de măsurare datorate energiei radiaţiei şi unghiului de incidenţă a
acesteia sunt evidenţiate separat faţă de incertitudinile datorate tuturor celorlalte mărimi de
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
40
influenţă, deoarece efectul datorat energiei şi unghiului de iradiere asupra răspunsului
dozimetrului este mai mare decât efectul datorat tuturor celorlalte mărimi de influenţă [49].
În cele ce urmează, vom calcula incertitudinea de tip B datorată energiei, unghiului de
incidenţă şi temperaturii ( 𝑢𝐸 , 𝑢𝐴, 𝑢𝑇).
𝑈𝐵 = 𝑢𝐸2 + 𝑢𝐴2 + 𝑢𝑇2 (II.11)
Pentru energie şi unghi, funcţia de probabilitate dreptunghiulară conduce la o
incertitudinea standard dată de formula [45]:
𝑈𝐵 = 𝑎+−𝑎−√12
(II.12)
unde 𝑎+ şi 𝑎− sunt limita superioară şi limita inferioară a intervalului în care se află valoarea
determinată/răspunsul dozimetrului.
Pentru funcţia de de probabilitate dreptunghiulară, probabilitatea ca răspunsul să se afle
în intervalul [𝑎− , 𝑎+ ] este egală cu 1 şi este zero în afara intervalului [49].
Pentru temperatură, distribuţia gaussiană conduce la o incertitudinea standard dată de
formula [49]:
𝑈𝐵 = 𝑎+−𝑎−2∗1,96
(II.13)
Criteriile de performanţă analizate în cele ce urmează vor confirma îndeplinirea
cerinţelor şi recomandărilor privind acurateţea măsurătorilor [48, 49, 50, 51].
Pentru analiza performanţei dozimetrului fotografic, intervalul de acurateţe se poate
determina fie prin:
• utilizarea curbelor trompetă, pentru care limita inferioară şi limita superioară se
determină în funcţie de limita de detecţie a sistemului [52].
• determinând valoarea incertitudinii extinse, cu respectarea ecuaţiei II.8:
În condiţiile în care este satisfăcută ecuaţia II.8, se consideră că sunt îndeplinite
criteriile de acurateţe reprezentate de -33% +50% pentru un interval de încredere de 95% [49].
Pentru măsurători de rutină, este convenabil să se acorde o atenţie suplimentară
incertitudinilor datorate dependenţei de energie şi unghi a răspunsului detectorului, deoarece
toate celelalte mărimi de influenţă au un impact nesemnificativ asupra incertitudinii combinate
[49].
Pentru energia de iradiere şi unghiul de incidenţă sunt atribuite funcţii de distribuţie de
probabilitate dreptunghiulară [44, 45, 46], ceea ce va conduce la o incertitudinea de tip B dată
de formula II.12, deci:
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
41
• Pentru energie, după cum s-a arătat în tabelul nr. II.6. răspunsul dozimetrului se
situează în intervalul (0,86 ÷ 1,16), astfel încât:
𝑢𝐸 = 1,16−0,86√12
= 0,086 (II.14)
• Pentru determinarea răspunsului dozimetrului în funcţie de unghiul de incidenţă al
radiaţiei, au fost efectuate determinări la ± 450
, în laboratorul Nuclear & Vacuum Măgurele iar
rezultatele sunt prezentate în tabelul nr. II.7. Se observă că la energii joase, răspunsul este uşor
supraevaluat şi scade odată cu creşterea energiei, scăzând cu peste 10% la energii mai mari de
500 keV.
Tabelul nr. II.7. Răspunsul dozimetrului în funcţie de unghiul de incidenţă al radiaţiei, pentru diferite energii ale radiaţiei
Energia radiaţiei, keV Iradiere la ±450
48 1.04 118 0.90 164 0.88 662 0.89
Răspunsul dozimetrului în funcţie de unghiul de incidenţă, pentru iradierea la ±450 se situează
în intervalul (0,88÷1,04), astfel încât incertitudinea de tip B dată de formula II.12 este:
𝑢𝐴 = 1.04−0.88√12
= 0.04 (II.15)
• Pentru temperatură ca mărime de influenţă a răspunsului dozimetric este atribuită o
funcţie de distribuţie Gauss [47], ceea ce conduce la o incertitudine dată de ecuaţia
II.13:
𝑢𝑇 = 1.01−0.992∙1.96
= 0.005 (II.16)
Valorile de maxim şi minim ale răspunsului dozimetric în funcţie de temperatura mediului
ambiant sunt cunoscute din specificaţiile tehnice ale producătorului de filme dozimetrice Agfa.
Se calculează astfel incertitudinea de tip B datorată mărimilor de influenţă – energie,
unghi de incidenţă şi temperatură – ca fiind:
𝑈𝐵 = 𝑢𝐸2 + 𝑢𝐴2 + 𝑢𝑇2 = 0,105 (II.17)
Se calculează incertitudinea compusă, conform ecuaţiei II.7:
𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 = 0,0582 + 0,1052 = 0,120 (II.18)
şi se verifică că aceasta satisface cerinţa prevăzută de reglementările AIEA şi ICRP [44, 45,
46].
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
42
𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 ≤ 0,21
Incertitudinea extinsă se calculează alegând factorul de acoperire k=2 corespunzător
unui nivel de încredere de 95,45 %, deci:
𝑈 = 𝑘 ∙ 𝑈𝐶 = 2 ∙ 0,120 = 0,24 (II.19)
ceea ce reprezintă 24% din valoarea măsurată.
Studiul dependenţei răspunsului dozimetrului fotografic de energia de iradiere în
domeniile 40÷200 keVşi 0,5÷1,3 MeV confirmă dependenţa puternică de energia de iradiere.
Acest studiu reprezintă un avantaj substanţial faţă de metoda clasică a stabilirii curbelor
sensitometrice la doar două energii (100 keV şi 661 keV).
Rezultatele obţinute au condus la îmbunătăţirea semnificativă a răspunsul dozimetrului
în funcţie de energia de iradiere, acestea situându-se în intervalul (0,86 ÷ 1,16), în concordanţă
cu cerinţele standardelor în vigoare (0,80 ÷ 1,48).
În analiza incertitudinilor datorate mărimilor de influenţă au fost luate în considerare
energia, unghiul de incidenţă şi temperatura determinându-se astfel valoarea incertitudinii
compuse care satisface cerinţele AIEA şi ICRP [44, 45, 46]. Răspunsul dozimetrului în funcţie
de unghiul de incidenţă, determinat experimental prin iradierea la ±450, se situează în
intervalul (0,88÷1,04) iar pentru determinarea răspunsului în funcţie de temperatură au fost
utilizate specificaţiile tehnice ale producătorului de filme Agfa.
Dozimetrul fotografic rămâne aşadar un sistem dozimetric cu care se pot obţine
rezultate foarte bune dacă sunt utilizaţi algoritmi de calcul pentru determinarea dozelor şi dacă
sunt analizate şi evaluate mărimile de influenţă care au efecte semnificative asupra rezultatelor.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
43
III. MONITORIZAREA DOZIMETRICĂ INDIVIDUALĂ
A PERSONALULUI EXPUS PROFESIONAL
LA RADIAŢII IONIZANTE
Rezultatele cu privire la monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus
profesional la radiaţii ionizante au fost obţinute folosind sistemul dozimetric cu film
(dozimetrul fotografic). Aceste rezultate sunt incluse în studiul european „European Study of
Occupational Radiation Exposure” (ESOREX- anexa A 1), studiu ce a fost iniţiat în anul
1997 de către Comisia Europeană [53, 54, 55].
Studiul ESOREX constă în analiza datelor obţinute în cadrul programelor de
monitorizare dozimetrică individuală derulate în cadrul laboratoarelor de dozimetrie
individuală din peste 30 state membre UE, în vederea armonizării sistemului de protecţie
radiologică în Europa şi evaluează tendinţele apărute în urma implementării Directivei
96/29/EURATOM (transpuse în legislaţia noastră prin Normele Fundamentale de Securitate
Radiologică) [56].
III.1. Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la
radiaţii ionizante
Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la radiaţii
ionizante reprezintă procesul prin care sunt evaluate şi interpretate dozele de radiaţii primite de
persoanele care desfăşoară activităţi în domeniul nuclear. Directivele europene şi normele
naţionale de securitate radiologică impun obligativitatea evaluării lunare a dozelor primite de
persoanele care desfăşoară activităţi în câmp de radiaţii. Programul de monitorizare
dozimetrică individuală a persoanelor expuse profesional la radiaţii ionizante furnizează
informaţii care conduc la optimizarea protecţiei radiologice la radiaţii, certifică faptul că nu
sunt depăşite limitările de doză impuse prin legislaţie şi semnalează către organismele
competente în domeniul nuclear orice depăşiri ale acestora.
III.1.1. Date actuale. Legislaţie şi baze de date
În domeniul dozimetriei şi protecţiei radiologice sunt tratate problemele care apar
datorită utilizării radiaţiilor ionizante în activităţi precum medicină, industrie, cercetare,
energetică nucleară etc. Scopul principal al protecţiei radiologice îl constituie asigurarea unui
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
44
standard adecvat de protecţie la radiaţii fără a limita excesiv practicile benefice care folosesc
expunerea la radiaţii.
Unul dintre principiile de bază ale protecţiei radiologice îl reprezintă limitarea dozei de
radiaţii ionizante pe care o poate primi o persoană. Măsurătorile efectuate pentru evaluarea
dozelor datorate expunerii la radiaţii sunt descrise prin termenul general de „monitorizare”.
Deşi măsurătorile de doză sunt o parte extrem de importantă a oricărui program de protecţie
radiologică, monitorizarea reprezintă mai mult decât efectuarea unor măsurători, deoarece
aceasta implică interpretare şi evaluare şi de asemenea demonstrează că măsurile de
radioprotecţie sunt adecvate şi implementate.
Pentru activităţile desfăşurate în domeniul nuclear sunt prevăzute limite de doză stabilite
legislativ prin Normele Fundamentale de Securitate Radiologică (norme ce reprezintă
transpunerea Directivei 96/29/EURATOM).
Până în anul 2000, doza maximă admisă legal pentru o persoană expusă profesional la
radiaţii ionizante era de 50 mSv/an. Prin intrarea în vigoare a Normelor Fundamentale de
Securitate Radiologică, această valoare a fost redusă la 20 mSv/an. Reducerea semnificativă a
limitei de doză maximă admisă legislativ a impus o serie de cerinţe precum:
• Reducerea dozei medii înregistrate de persoanele expuse profesional
• Reducerea dozei colective
• Reducerea numărului de cazuri în care este depăşită doza de 20 mSv/an.
În acest context, monitorizarea dozimetrică individuală furnizează informaţii importante
cu privire la nivelele de doză înregistrate în domeniile de activitate din domeniul nuclear şi
evidenţiază cazurile în care limita de doză prevăzută legislativ este depăşită.
În conformitate cu prevederile Normelor Fundamentale de Securitate Radiologică,
persoanele expuse profesional se clasifică în două categorii:
• Categoria A, care cuprinde acele persoane pentru care există o probabilitate
semnificativă de a primi o doză efectivă mai mare decât trei zecimi din doza maxim
admisă anual (20mSv)
• Categoria B cuprinde celelalte persoane expuse profesional. Monitorizarea dozimetrică
individuală a persoanelor expuse profesional de categorie B are ca obiect demonstrarea
încadrării corecte a lucrătorilor în această categorie, urmând ca apoi să nu mai fie
necesară.
Conform Normelor de Dozimetrie Individuală publicate în anul 2001, domeniile ce
implică activităţile în care se utilizează surse de radiaţii se împart în următoarele categorii:
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
45
• Domeniul nuclear, ce include subdomeniile: fabricarea combustibilului nuclear şi
centre de cercetare nucleară
• Medicina, ce include: radiologia de diagnostic, radiologia intervenţională, cardiologia,
radiologia chirurgicală, radioterapia, medicina nucleară, radiologia dentară şi medicina
veterinară
• Industria, cu subdomeniile: radiografia industrială, carotajul industrial, fabricarea
substanţelor radiochimice, iradierea industrială, industria chimică
• Educaţie, cercetare, securitate: educaţie nivel superior, cercetare radiaţie şi securitate şi
inspecţie
• Radioactivitate naturală, cu subdomeniile: minerit, minerit uraniu, aviaţie civilă –
echipaj de zbor şi personal însoţitor, peşteri sau alte locuri subterane destinate
publicului.
În ţara noastră, dozele primite de personalul expus profesional la radiaţii ionizante sunt
înregistrate în Registrul Naţional de Doze, unde sunt determinate dozele cumulate de
persoanele expuse profesional pe tot parcursul vieţii, cauza decesului unora dintre acestea şi
informaţii despre incidenţa cancerului. Pe măsură ce se acumulează, informaţiile sunt analizate
pentru a descoperi ce diferenţe apar între mortalitatea în rândul celor ce lucrează cu radiaţii şi
cea a altor grupuri, precum şi diferenţele care apar între grupurile persoanelor expuse
profesional la radiaţii cu doze cumulate diferite.
III.1.2. Sistemul de protecţie în expunerea profesională la radiaţii
Cadrul de bază al protecţiei radiologice include raţiuni ştiinţifice şi sociale, scopul
principal al protecţiei radiologice fiind acela de a asigura un standard adecvat de protecţie, fără
a limita excesiv practicile benefice care conduc la expunerea la radiaţii.
Sistemul de protecţie radiologică se bazează pe următoarele principii generale:
• Nici o practică ce implică expuneri la radiaţii nu este acceptată decât dacă produce un
beneficiu direct pentru individ sau societate, astfel încât să compenseze detrimentul
datorat expunerii la radiaţii (Justificarea practicii).
• Valorile dozelor individuale şi numărul de persoane expuse trebuie să fie menţinute la
un nivel cât mai scăzut posibil (Principiul ALARA – As Low As Reasonably
Achievable).
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
46
• Expunerea indivizilor rezultată din combinarea tuturor practicilor trebuie să fie supusă
limitărilor de doză sau unui control al riscului în cazul expunerilor potenţiale
(Limitarea dozei individuale şi a riscului).
III.2. Noţiunea de doză mică
Problema definirii dozei mici de radiaţie nu este simplă, întrucât problematica vastă a
dozelor mici de radiaţii abundă de informaţii, date şi rezultate, obţinute în diferite perioade şi în
variate domenii de lucru, sintetizarea lor necesitând un proces continuu de concentrare şi
sintetizare.
Din considerente de natură radiobiologică şi radiochimică, o exprimare de forma “doza
mică de radiaţie reprezintă cantitatea minimă de energie care, transferată unei structuri
biologice, poate determina un efect decelabil” poate fi considerată reprezentativă. Această
definiţie nu conţine însă nici un element cantitativ, motiv pentru care în aplicare devine
inoperantă.
În activitatea practică s-a conturat tot mai clar necesitatea stabilirii unor limite de
încadrare a dozelor mici, stabilindu-se:
• limita inferioară, pentru care se admite ideea că, cel puţin sub aspect teoretic, nu există.
Nu există un prag de doză sub care radiaţiile să nu poată produce o modificare
biologică, chiar dacă aceasta este ulterior reparată integral.
• limita superioară – considerată o variabilă, deoarece efectele dozelor mici pot avea
aspecte diferite de manifestare, iar modalitatea iradierii poate influenţa direct amploarea
şi/sau gravitatea unor asemenea efecte (iradiere generală sau locală, unică sau continuă,
fracţionată în doze egale sau diferite etc.). Astfel, limita superioară devine o variabilă în
funcţie de modul de încasare a dozei, de radiosensibilitatea structurii iradiate (a
ţesutului) şi de importanţa respectivei structuri în organism.
Sintetizând informaţiile în domeniu referitoare la această limită superioară, United
Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR) recomanda
încă din 1994 că sintagma “doză mică de radiaţie” trebuie aplicată “expunerilor în timpul
cărora este foarte puţin probabil a se produce mai mult de un eveniment de absorbţie a
energiei radiaţiilor în porţiunile critice ale celulei, în cursul perioadei în care mecanismele de
reparare celulară funcţionează”.
Cu titlu cuantificabil general, acelaşi comitet recomanda că “pentru întregul organism,
doza mică de radiaţie semnifică o doză generală totală mai mică de 200mSv”.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
47
Mărimea dozei este deci definită în funcţie de efectele pe care radiaţia le are asupra
organismului. Ca urmare, este foarte important ca să se cunoască răspunsul organismului la
iradierea cu doze mici şi debite mici de doză.
Definirea dozelor mici se poate face în două moduri: fie microdozimetric (deci ţinând
cont de interacţiunile la nivel microscopic ale radiaţiei cu substanţa), fie epidemiologic,
urmărind relaţia doză – efect din perspectiva implicaţiilor asupra sănătăţii populaţiei.
Una dintre direcţiile principale de cercetare în radioprotecţie o constituie la ora actuală
identificarea relaţiei doză-efect la doze mici. Întreaga filosofie a radioprotecţiei se bazează pe
teoria cu privire la modul în care reacţionează organismul la iradiere. Pentru a valida teoriile
care apar în acest domeniu, este necesar să se poată efectua măsurători de doze cu acurateţe
suficientă, ceea ce în domeniul dozelor mici poate fi destul de dificil.
În cele ce urmează, este definită noţiunea de doză mică prin prisma a două abordări:
microdozimetric şi epidemiologic, apoi este justificată importanţa dezvoltării unor metode cât
mai precise pentru măsurarea acestor doze.
III.2.1. Mărimi microdozimetrice. Conceptul de doză mică în radiobiologie
Dozimetria clasică (macrodozimetria) foloseşte mărimi nestohastice. Microdozimetria,
în schimb, face referinţă la mărimi stohastice (termenul stohastic caracterizează fenomenele
apărute întâmplător, aleatoriu, probabilistic). Mediile valorilor observate astfel, asociate
mărimilor stohastice, sunt însă tot mărimi nestohastice. În cele ce urmează, vom defini câteva
dintre mărimile microdozimetrice necesare pentru introducerea conceptului de doză mică din
punct de vedere microdozimetric (radiobiologic).
Mărimea de la care se pleacă în microdozimetrie este energia cedată în cadrul unei
singure interacţiuni, notată єi
є
, definită ca:
i= Tin – Tout + QΔm
unde T
(III.1.)
in este energia particulei ionizante incidente, Tout este suma energiilor tuturor
particulelor care pleacă din punctul de interacţie (numit şi punct de transfer) iar QΔm
(III.2)
reprezintă
totalitatea modificărilor maselor de repaus ale atomilor şi ale particulelor implicate în
interacţie. Evident, energia cedată într-un anumit volum este dată de:
𝜀 = 𝜀𝑖𝑖
unde i este numărul de interacţiuni care au condus la cedarea de energie în acel volum.
Energia specifică cedată într-un volum este definită prin:
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
48
𝑧 = 𝜀𝑚
(III.3.)
unde m este masa volumului în care este cedată energia 𝜀.
Dacă F(z) este probabilitatea ca energia specifică să fie mai mică sau egală cu z, atunci
densitatea de probabilitate (care reprezintă derivata funcţiei care, pentru fiecare valoare z, dă
probabilitatea ca variabila aleatorie F(z) sa fie mai mică sau egală cu z) va fi:
f(z) =𝑑𝐹(𝑧)𝑑𝑧
, f(0) =0 (III.4.)
Energia specifică medie (care este o mărime nestohastică) este definită prin:
𝑧 = ∫ 𝑧𝑓(𝑧)𝑑𝑧∞0 (III.5.)
Energia specifică poate fi datorată unui singur eveniment sau mai multora. Ca urmare,
este util să introducem probabilitatea F1
f
(z) de cedare a energiei specifice în cadrul unui singur
eveniment şi atunci densitatea de probabilitate este:
1
şi obţinem o nouă mărime nestohastică numită energie specifică medie per eveniment, definită
prin:
= 𝑑𝐹1 (𝑧)
𝑑𝑧 (III.6.)
𝑧𝐹 = ∫ 𝑧𝑓1(𝑧)𝑑𝑧∞0 (III.7.)
Ca urmare, se poate calcula numărul mediu de evenimente care duc la o anumită
energie specifică medie, prin:
𝑛 = 𝑧𝑧𝐹
(III.8.)
iar numărul mediu de evenimente per unitatea de doză este: 𝑛𝐷
= 1𝑧𝐹
∙ 𝑧𝐷
(III.9.)
Se poate vorbi despre doze mici în cazul în care doza absorbită reprezintă cel mult 20%
din valoarea energiei specifice medii per eveniment, zF.
Dozele mari apar atunci când abaterea standard a energiei medii specifice per
eveniment este mai mică de 20%. În această regiune, fluctuaţiile statistice ale transferului de
energie sunt relativ nesemnificative. Se consideră ca fiind doze mici, dozele ale căror valori se
situează sub 10
În acest caz, mai puţin de 18% dintre
volumele sensibile suferă un eveniment de ionizare şi sub 2% suferă mai mult de un
eveniment. În regiunile de doză mică, valoarea lui z este independentă de doză. Ceea ce se
modifică odată cu doza absorbită este numărul de volume afectate, nu numărul de evenimente
din volumul afectat [57, 58].
-2 Gy. În cele ce urmează vom vedea cum la aceeaşi concluzie se ajunge şi prin
metode epidemiologice.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
49
III.2.2. Epidemiologia radiaţiilor ionizante. Definiţia dozelor mici în epidemiologie
Epidemiologia radiaţiilor ionizante aplică metoda statistică pentru a deduce relaţia
dintre doză şi efectele sale. Epidemiologii studiază efectele dozelor pe populaţii mari şi
urmăresc starea de sănătate a populaţiei care a fost expusă unei anumite doze. Evident, doza
respectivă este de această dată fie o doză colectivă, fie o doză medie, deoarece niciodată
indivizii dintr-un anumit colectiv nu vor primi cu toţii exact aceeaşi doză. Ceea ce se măsoară
în epidemiologie este riscul asociat unei anumite doze dintr-o noxă dată (în acest caz riscul
asociat unei doze de radiaţii). Metoda constă în a studia grupe de populaţie expuse în mod
diferit la radiaţii, analizându-se rolul pe care îl joacă doza primită în apariţia anumitor boli
[59].
În general, un factor este considerat drept cauză a unei maladii dacă o modificare a
magnitudinii unei mărimi asociate acelui factor implică o modificare în frecvenţa de apariţie a
bolii respective. Ca urmare, studiile cu privire la efectele iradierii asupra sănătăţii publice au
urmărit modul în care creşterea dozei efective duce la creşterea incidenţei diverselor maladii
radioinduse, în special cancerele de diverse tipuri.
Studiul epidemiologic în domeniul radiaţiilor are o pondere majoră în înţelegerea
efectelor asupra sănătăţii la populaţiile expuse, abordând domeniul efectelor tardive cum ar fi
cancerele sau efectele genetice la grupuri populaţionale expuse.
Într-un astfel de studiu trebuie avute în vedere, de-a lungul tuturor etapelor de
desfăşurare, următoarele rezerve [60]:
• efectele asupra sănătăţii nu sunt specifice radiaţiilor, ele pot avea şi alte cauze (ex.
leucemia pentru care a fost dovedită asocierea atât cu expunerea la radiaţii cât şi cu
expunerea la toxine chimice din clasa benzenului);
• dozele utilizate sunt estimări de doze colective şi nu individuale;
• de obicei grupurile luate în studiu pentru o anumită expunere la radiaţii mai au şi alte
tipuri de expunere (medicală, naturală);
• populaţiile pot diferi între ele printr-o serie factori cum ar fi: alimentaţia, stilul de
viaţă, încărcătura genetică etc.;
• efectele tardive asupra sănătăţii induse de radiaţii apar după o perioadă de latenţă care
poate dura de la câţiva ani (leucemia) la câteva zeci de ani (cancerul tiroidian) sau după
generaţii (efectele genetice).
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
50
Toate acestea pot interveni ca factori de confuzie care fie pot masca efectul căutat, fie
pot evidenţia un efect care de fapt nu are legătură cu expunerea incriminată şi pot induce
dificultăţi în interpretarea rezultatelor şi în formularea concluziilor acestor studii.
Pe de altă parte, efectele expunerii la radiaţii pentru aceeaşi doză sunt diferite în situaţia
în care doza provine dintr-o expunere unică (expunere acută) sau este rezultată din mai multe
expuneri cumulate în timp (expunere cronică).
Rezultatele studiilor epidemiologice realizate până în prezent conduc la concluzia că
[31]:
• există dovezi sigure pentru creşterea riscului de cancer la doze >50mSv
în expunerea acută şi la doze >100mSv în expunerea cronică;
• există dovezi rezonabile pentru creşterea riscului de cancer la doze
≈5mSv în expunerea acută şi la doze ≈50mSv în expunerea cronică;
• faptul că nu există dovezi clare pentru doze mai mici de 5mSv nu
implică nici o concluzie asupra existenţei riscului la acest nivel.
III.3. Clasificarea tipurilor de expunere la radiaţii a persoanelor
După cum am prezentat anterior, în baza celor mai importante studii epidemiologice,
cercetări biologice şi documente ale organismelor internaţionale de reglementare în domeniul
radiaţiilor ionizante şi al sănătăţii, la momentul actual se poate spune că:
- dozele mici (fără a da o valoare) sunt cele care nu induc efecte detectabile
epidemiologic asupra sănătăţii, iar cantitativ ar însemna un mic adaus la doza rezultată
din expunerea naturală;
- persoanele expuse profesional şi persoane din populaţie pot primi asemenea doze;
- principala sursă suplimentară de expunere pentru public, după fondul natural, o
constituie procedurile diagnostice şi terapeutice pe baza de radiaţii ionizante;
- există un domeniu de doză (fără prag) în care răspunsul biologic al organismului se
situează numai la nivel celular - fără a avea expresie clinică - şi care împarte lumea
ştiinţifică în două curente:
a) zona este considerată ca generatoare de răspuns adaptiv [31, 59],
b) zona unei receptivităţi crescute faţă de boala canceroasă.
În cele ce urmează, vom prezenta clasificările tipurilor de expunere la radiaţii a
persoanelor.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
51
III.3.1. Expunerea profesională
Expunerea profesională la radiaţii ionizante face referire la expunerile care apar datorită
desfăşurării de activităţi profesionale în câmp de radiaţii. În această categorie se încadrează
personalul medical care desfăşoară activităţi în unităţi de radiodiagnostic, radiologie
intervenţională, radioterapie, medicină nucleară, oncologie etc., inginerii şi operatorii care
efectuează lucrări de control nedistructiv la conducte, cazane, ţevi etc., lucrătorii din mineritul
uranifer şi din procesarea combustibilului nuclear, lucrătorii din domeniul securitate şi
inspecţie, echipajul de zbor şi personalul însoţitor din aviaţia civilă, cadrele didactice şi
cercetătorii din universităţi şi centre de cercetare nucleară etc. Pentru fiecare persoană expusă
profesional, doza de radiaţii se determină lunar. Pentru evaluarea dozelor efective înregistrate
lunar de persoanele expuse profesional la radiaţii ionizante a fost folosit sistemul dozimetric cu
film (dozimetrul fotografic).
III.3.2. Expunerea medicală
Expunerea medicală este limitată la expunerile suportate de indivizi ca parte a
propriului tratament sau diagnostic şi la expunerile primite de bunăvoie şi în cunoştinţă de
cauză, a indivizilor care ajută la susţinerea şi alinarea pacienţilor supuşi tratamentului sau
diagnosticării. De asemenea, în această categorie se încadrează şi expunerile suportate de
voluntari ca parte a unui program de cercetări biomedicale.
Legislaţia recent adoptată pune accent pe cunoaşterea dozelor primite de pacienţi în
urma examinării şi tratamentelor medicale. Dozele înregistrate în cadrul expunerilor medicale
sunt evaluate cu ajutorul unor dispozitive de măsurare a produsului doză-arie (DAP-metre).
Pentru reducerea dozei colective primite de populaţie în urma expunerilor medicale, unele
tipuri de investigaţii medicale au fost interzise ca fiind considerate nejustificate (radioscopia
directă, microradiofotografia pulmonară), iar pentru alte tipuri de investigaţii medicale este
obligatorie cunoaşterea şi raportarea dozei primite de pacient.
III.3.3. Expunerea populaţiei
Expunerea populaţiei face referire la toate celelalte expuneri, altele decât expunerea
profesională şi expunerea medicală. Cea mai mare componentă a expunerii populaţiei este cea
datorată surselor naturale de radiaţii, dar cu toate acestea, o atenţie deosebită este acordată
expunerii la sursele artificiale.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
52
III.4. Limitele de doză în expunerea la radiaţii ionizante
Limitele şi nivelele de referinţă sunt două noţiuni diferite în radioprotecţie. O limită
este valoarea unei mărimi care nu trebuie să fie depăşită. Un nivel de referinţă este valoarea
unei mărimi care urmează să determine o serie de măsuri speciale; un nivel de referinţă nu este
o limită.
Limita de doză efectivă pentru persoanele expuse profesional la radiaţii este de 20 mSv
pe an [56]. De asemenea, în condiţiile respectării acestei limite de doză la nivelul întregului
organism, mai sunt precizate următoarele limite [56]:
• 150 mSv pe an pentru cristalin
• 500 mSv pe an pentru extremităţile mâinilor şi picioarelor
• 500 mSv pe an pentru piele.
Nivelele de referinţă utilizate în radioprotecţie sunt următoarele:
- nivelul de înregistrare: nivelul definit de autoritatea competentă pentru echivalentul de
doză efectiv sau pentru încorporare, la a căror depăşire informaţia este de un interes suficient
din punct de vedere al radioprotecţiei astfel încât să se justifice înregistrarea şi stocarea
informaţiei;
- nivelul de investigare: nivelul a cărui depăşire conduce la rezultatele suficient de
importante astfel încât să se justifice o investigare ulterioară;
- nivelul de referinţă: nivelul de doză în practicile medicale de radiodiagnostic care nu
trebuie să fie depăşit dacă se aplică practici corecte privind performanţa tehnică şi diagnosticul.
Un astfel de nivel este specificat anticipat, de o autoritate competentă sau de către conducerea
instituţiei, astfel încât la depăşirea unei anumite valori să fie întreprinse măsuri pentru aducerea
mărimilor în limitele normale.
III.5. Distribuţia numărului de persoane expuse profesional pe intervale de doză
în medicină şi industrie
În conformitate cu prevederile Normelor Fundamentale de Securitate Radiologică,
persoanele expuse profesional se clasifică în două categorii:
• Categoria A cuprinde persoanele expuse profesional pentru care există o probabilitate
semnificativă de a primi o doză efectivă mai mare decât trei zecimi din doza maxim
admisă anual (20mSv);
• Categoria B cuprinde celelalte persoane expuse profesional.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
53
În România lucrează aprox. 19.000 persoane expuse profesional la radiaţii ionizante
[60]. Distribuţia pe domenii de activitate a persoanelor expuse profesional la radiaţii ionizante
este prezentată în Fig. III.1.
Fig. III.1.: Distribuţia pe domenii de activitate a persoanelor expuse profesional din România
[60]
În anul 2009, în cadrul laboratorului DOZIMED au fost monitorizaţi un număr de
aprox. 9.000 persoane expuse profesional de categorie A. Dozele datorate expunerii externe au
fost evaluate şi raportate lunar către unităţile nucleare monitorizate, folosindu-se dozimetrul
fotografic.
Cele mai multe persoane expuse profesional îşi desfăşoară activitatea în medicină
(5535 persoane - 63% din numărul total de persoane monitorizate), în industrie lucrează 1658
persoane - 20% din numărul total de persoane monitorizate, radioactivitatea naturală - 760
persoane adică aprox. 10% din numărul total de persoane monitorizate, în domeniul nuclear
527 persoane - 6% din numărul total de persoane monitorizate iar în educaţie, cercetare,
securitate lucrează 223 persoane, reprezentând 1% din numărul total de persoane monitorizate.
În figura III.2. este prezentată distribuţia pe domenii de activitate a persoanelor expuse
profesional monitorizate de DOZIMED.
Numărul de persoane expuse profesional la radiaţii ionizante din România în anul 2009
Minerit Educaţie, cerc.
Industrie
Medicină
Dom.nuclear
0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
54
Fig. III.2.: Distribuţia expuşilor profesional pe domenii de activitate
În medicină, cele mai multe persoane expuse profesional sunt încadrate la „Radiologia
de Diagnostic”, numărul de lucrători pe subdomenii de activitate fiind prezentată în Fig. III.3.
Fig. III.3. Distribuţia persoanelor expuse profesional în medicină
În industrie, distribuţia pe subdomenii de activitate este ilustrată în Fig. III.4.
0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000
10000
0 500
1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
55
Fig. III.4. Distribuţia persoanelor expuse profesional în industrie
După cum se poate observa din tabelul III.1, un număr important din numărul
persoanelor monitorizate care desfăşoară activităţi din domeniile medicină şi industrie
înregistrează doze cuprinse în intervalul 2÷10 mSv.
Tabelul III.1. Distribuţia pe intervale de doză a persoanelor expuse profesional din domeniile
medicină şi industrie în anul 2009.
0,1 0,2 0,5 1,0 2,0 5,0 10,0 15,0 20,0 Number
< 0,1
mSv 0,2
mSv 0,5
mSv 1,2
mSv 2,0
mSv 5,0
mSv 10,0 mSv
15,0 mSv
20,0 mSv
50,0 mSv
> 50,0 mSv all
Medicină 232 0 223 549 2540 1983 6 1 0 0 1 5535 Radiologie de diagnostic 154 0 131 368 1777 1289 3 1 0 0 1 3724 Radiologie intervenţională 18 0 16 23 90 150 0 0 0 0 0 297 Cardiologie 3 0 2 6 32 57 0 0 0 0 0 100 Radiologie chirurgicală 3 0 9 34 145 35 0 0 0 0 0 226 Radiologie + terapie, spitale 0 0 0 0 3 0 0 0 0 0 0 3 Radioterapie 7 0 6 18 64 97 0 0 0 0 0 192 Medicină Nucleară 1 0 1 8 95 33 2 0 0 0 0 140 Medicină Dentară 39 0 52 79 283 278 1 0 0 0 0 732 Medicină Veterinară 0 0 3 7 5 16 0 0 0 0 0 31 Alte utilizări medicale (service aparatură) 7 0 3 6 46 28 0 0 0 0 0 90 Total Industry 56 0 39 179 888 473 10 13 0 0 0 1658 Radiografie Industrială 25 0 8 53 152 194 8 10 0 0 0 450 Radiografie Industrială – unităţi fixe 9 0 15 30 125 72 0 0 0 0 0 251 Radiografie Industrială – unităţi mobile 1 0 2 36 69 45 2 3 0 0 0 158 Carotaj radioactiv 10 0 6 25 122 136 0 0 0 0 0 299 Industria chimică 1 0 0 0 1 15 0 0 0 0 0 17 Alte utilizări industriale 10 0 8 35 419 11 0 0 0 0 0 483 Total 288 0 262 728 3428 2456 16 14 0 0 1 7193
Revenind la concluziile studiilor epidemiologice discutate în paragraful III.2.2. care
concluzionează că există dovezi rezonabile pentru creşterea riscului de cancer la doze ≈5mSv
0 100 200 300 400 500 600
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
56
în expunerea acută şi la doze ≈50mSv în expunerea cronică, vom accentua astfel importanţa
determinărilor de doze înregistrate de persoanele expuse profesional la radiaţii ionizante.
III.6. Doze colective anuale şi doze medii înregistrate de personalul expus
profesional la radiaţii ionizante
Doza medie înregistrată de persoanele expuse profesional reprezintă raportul dintre
doza colectivă (care reprezintă suma dozelor primite de fiecare expus profesional în parte, pe
parcursul unui an calendaristic) şi numărul total de persoane monitorizate. Astfel, orice caz în
care apare o depăşire a limitei de doză prevăzute legislativ, va conduce la creşterea valorii
dozei medii calculate statistic.
În figura III.4. sunt prezentate valorile dozelor medii înregistrate de personalul expus
profesional la radiaţii ionizante în anul 2009, valori calculate după cum am precizat mai sus,
pornind de la dozele lunare.
Fig. III.4. Dozele medii înregistrate de personalul expus profesional în anul 2009
În figura III.5. sunt prezentate dozele medii înregistrate de personalul expus profesional
din medicină în anul 2009.
0 0.2 0.4 0.6 0.8
1 1.2 1.4 1.6 1.8
2
Nuclear Medicină Industrie Educatie, cercetare Radioactivitate naturală
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
57
Fig. III.5. Dozele medii înregistrate de personalul expus profesional în anul 2009
După cum se observă, în medicină, valorile dozei medii înregistrate anual de persoanele
expuse profesional la radiaţii ionizante sunt sub valoarea maxim admisă legislativ (20 mSv),
ele situându-se în intervalul 1,51 ÷ 1,86 mSv. Cele mai mici valori ale dozelor medii anuale se
înregistrează în radiologia de diagnostic, iar cele mai mari sunt semnalate în medicină nucleară
şi cardiologie. În figura III.6. sunt prezentate dozele medii înregistrate de personalul expus
profesional din industrie în anul 2009.
Fig. III.6. Dozele medii înregistrate de personalul expus profesional în anul 2009
În industrie, valorile dozei medii înregistrate anual de persoanele expuse profesional la
radiaţii ionizante se încadrează în intervalul 1,57 ÷ 1,93 mSv. Cele mai mici valori ale dozelor
0 0.2 0.4 0.6 0.8
1 1.2 1.4 1.6 1.8
2
0
0.5
1
1.5
2
2.5
Serie1
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
58
medii anuale se înregistrează alte utilizări industriale (service aparatură) iar cele mai mari
valori sunt semnalate în activităţile de radiografie industrială.
Valorile crescute de doză ce se înregistrează în domeniul industrial, mai ales în cazul
unităţilor mobile (ex: radiografii industriale efectuate pentru conducte magistrale, în cala
navelor, pe şantiere etc.) sunt datorate caracteristicilor acestui tip de activitate care implică:
• Manipularea unor surse radioactive de activitate mare, utilizate în radiografia gamma
• Condiţii dificile de expunere pentru unităţile mobile ce efectuează expuneri în
exteriorul incintelor de iradiere
III.7. Analiza rezultatelor comparativ cu studiul European Studies of
Occupational Radiation Exposure (ESOREX)
Din datele adunate în studiul ESOREX, în Europa se înregistrează un număr de
aproximativ un milion de persoane expuse profesional la radiaţii [53, 54, 55]. Aproape 90% din
numărul total de persoane expuse profesional lucrează în ţările Europei de Vest iar restul de
10% lucrează în ţările Europei de Est: România, Bulgaria, Cehia, Polonia, Ungaria, Slovacia şi
Slovenia.
În tabelul III.2. sunt prezentate rezultatele studiului ESOREX cu precizarea valorilor
dozelor medii primite de personalul expus profesional din Europa, pentru toate tipurile de
activităţi din domeniul nuclear precum şi numărul total de persoane expuse profesional.
Tabel III.2. Dozele înregistrate de personalul expus profesional în Europa pentru toate tipurile
de activităţi din domeniul nuclear, rezultate din studiul ESOREX
Nr. persoane expuse
profesional monitorizate
N>MRL (Ponderea persoanelor expuse profesional care au
depăşit cel puţin o dată nivelul de înregistrare)
Doza medie pentru persoanele expuse
profesional la radiaţii ionizante
(mSv) ESOREX WEST - 18 ţări 870.758 28% 1,3
ESOREX EAST - 9 ţări 109.110 67% 1,6
ESOREX EUROPE 979.868 32% 1,5
ESOREX ROMÂNIA 19.743 41% 1,55
După cum se poate observa din tabel, dozele medii înregistrate de persoanele expuse
profesional la radiaţii ionizante au valori comparabile, ceea ce reflectă faptul că nu există
diferenţe majore între ţările participante la acest studiu [60].
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
59
În ţările vestice (în special în Germania) sunt înregistraţi foarte mulţi expuşi profesional
de categorie B. Încadrarea persoanelor expuse în categoria B se face de regulă pentru a se
demonstra că nu există riscul unor expuneri pe durata efectuării lucrului în mediu potenţial
radioactiv. Pentru aceste persoane, probabilitatea de a înregistra o doză mai mare decât nivelul
de înregistrare este foarte mică (nivelul de înregistrare este 0,17 mSv şi reprezintă 10% din
limita derivată lunară).
Studiul „European Studies of Occupational Radiation Exposure” a condus la o primă
evaluare a tendinţelor dozelor înregistrate în diferite domenii de activitate în ţările UE.
Totodată, a evidenţiat faptul că este nevoie de armonizarea tuturor aspectelor privind
dozimetria de personal şi că creşterea gradului de implementare a principiului ALARA
conduce la optimizarea sistemului de protecţie radiologică.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
60
IV. TERMOLUMINESCENŢA ŞI APLICAŢIILE ÎN DOZIMETRIE ŞI
RADIOPROTECŢIE
Dozimetrele termoluminescente sunt folosite la ora actuală în majoritatea ţărilor UE
pentru monitorizarea dozimetrică individuală, datorită avantajelor pe care acesta le prezintă
comparativ cu dozimetrul fotografic. De asemenea, dozimetrele termoluminescente sunt
utilizate în dozimetria clinică. O analiză comparativă a rezultatelor folosind dozimetrul
fotografic şi dozimetrul termoluminescent a fost efectuată în domeniul dozimetriei clinice
(radioterapie) pentru determinarea dozelor înregistrate de pacienţi [61].
În intenţia de a utiliza acest dozimetru pentru evaluarea dozelor de radiaţii şi în
laboratorul Dozimed am întreprins un studiu complex al caracteristicilor dozimetrice ale
detectorilor pe bază de fluorură de litiu [61, 62].
IV.1. Fenomenul de termoluminescenţă
Sub acţiunea radiaţiei ionizante au loc ionizări şi excitări ale atomilor şi moleculelor.
Ca urmare, în structura materialului şi cu precădere în zona cristalină vor apărea defecte.
Aceste defecte reprezintă abateri de la regularitatea ideală a structurii cristaline. Defectele
punctuale există în orice solid real, dar prin iradiere numărul lor creşte, ceea ce conduce la
modificarea proprietăţilor materialului iradiat.
Datorită defectelor punctuale din structura cristalină, în interiorul benzii interzise apar
nivele de energie noi, care pot fi ocupate de un purtător mobil de sarcină. Aceste nivele se
numesc capcane. Câmpul coulombian al defectelor atrage şi capturează în aceste capcane
electroni sau goluri, provenind din benzile de conducţie sau din benzile de valenţă, formând
centre active care joacă un rol determinant în modificarea proprietăţilor materialelor.
Fenomenul de termoluminescenţă constă în popularea, prin iradiere cu radiaţii
ionizante a unor centre active şi depopularea lor ulterioară, prin încălzire, ocazie cu care
energia acumulată în cristal este eliberată sub formă de radiaţii luminoase. Energia de activare
este deci energia radiaţiilor ionizante, iar cea de stimulare este energia termică. Centrele active
sunt stabile la temperatura mediului ambiant şi se conservă până la încălzirea materialului. Prin
încălzire, materialul iradiat în prealabil, emite două feluri de radiaţii luminoase: cele de spectru
termic, funcţie de temperatură, în cadrul procesului de incandescenţă şi cele datorate
luminescenţei, de energii superioare.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
61
IV.1.1. Principiul metodei
Principiul metodei se explică cu ajutorul modelului benzilor de energie. În prima etapă,
a iradierii, capcanele de electroni şi goluri se populează datorită purtătorilor de sarcină mobili
eliberaţi prin ionizare. În a doua etapă, cea de încălzire, se produce depopularea capcanelor cu
emiterea fotonilor TL.
Dacă ε este energia capcanei de electroni, măsurată ca „adâncime” faţă de banda de
conducţie atunci cu cât capcana este mai adâncă cu atât ea se va depopula la o temperatură mai
ridicată. Dacă temperatura creşte constant în timp, capcanele se vor depopula succesiv,
începând cu cele puţin adânci şi apoi treptat cu cele din ce în ce mai adânci. Fluxul luminos
emis în funcţie de temperatură) va prezenta o serie de maxime succesive corespunzând
depopulării capcanelor de adâncimi crescânde [19].
Această curbă a fluxului luminos trasată în funcţie de timp sau de temperatură se
numeşte curbă de strălucire. Suprafaţa de sub curba de strălucire a primit denumirea de sumă a
luminii. În realitate, curba de strălucire conţine şi radiaţia de spectru termic, care însă trebuie
eliminată prin filtrare.
IV.1.2. Cinetica fenomenului de termoluminescenţă
Analiza fenomenului de termoluminescenţă în termeni cinetici implică numai ipoteze
asupra numărului de nivele implicate, asupra populaţiei acestor nivele şi asupra interacţiilor
dintre nivele, fără a se lua în consideraţie structura centrilor de captură şi de recombinare
implicaţi [63].
Pentru ecuaţiile care descriu cinetica fenomenului de termoluminescenţă, au fost făcute
următoarele ipoteze [57, 63, 64]:
• purtătorii liberi sunt electroni;
• centrii nu interacţionează între ei;
• centrii implicaţi în procesul de recombinare sunt de un singur tip;
• nu există o distribuţie specială a capcanelor (capcanele sunt distribuite uniform în toată
reţeaua);
• recombinarea nu are loc decât pe stările fundamentale ale centrilor creaţi de defecte.
În marea majoritate a modelelor folosite, sunt luate în consideraţie doar două nivele,
unul capcană şi unul pe care are loc recombinarea, după cum este prezentat în figura IV.1.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
62
𝛽
s N, n
𝛾
F, f
Fig. IV.1. Reprezentarea schematică a nivelelor implicate în fenomenul de termoluminescenţă
• n reprezintă densitatea numerică de electroni capturaţi,
• N reprezintă densitatea numerică de nivele capcană,
• nc
• f reprezintă densitatea de nivele de recombinare,
reprezintă densitatea de purtători liberi din banda de conducţie,
• s reprezintă probabilitatea de evadare pentru purtătorii capturaţi,
• β reprezintă probabilitatea de recapturare,
• γ reprezintă probabilitatea de recombinare.
Vom lua în consideraţie următoarele rate de tranziţie:
• rata de eliberare a electronilor din capcane: sn
• rata de recapturare: βnc
• rata de recombinare: γn
(N-n)
c
În aceste condiţii, ecuaţiile care descriu procesele cinetice se pot scrie astfel:
f
𝑑𝑛𝑑𝑡
= −𝑠𝑛 + 𝛽𝑛𝑐 ∙ (𝑁 − 𝑛) (IV.1)
𝑑𝑛𝑐𝑑𝑡
= 𝑠𝑛 − 𝛽𝑛𝑐(𝑁 − 𝑛) − 𝛾𝑛𝑐𝑓 (IV.2)
Din condiţia de neutralitate avem şi:
Banda de conducţie nc
Banda de valenţă
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
63
f = n + nc
Intensitatea I a emisiei termoluminescente este dată de numărul de tranziţii radiative în
unitatea de timp şi volum, deci este proporţională cu rata de recombinare:
(IV.3)
I ~ γnc
Dependenţa probabilităţii de evadare de temperatură este descrisă de ecuaţia
Boltzmann:
f (IV.4)
𝑠 = 𝑠0𝑒− 𝐸𝑘𝑇 (IV.5)
unde E reprezintă energia nivelului capcană, T este temperatura iar k este constanta lui
Boltzmann.
Ecuaţiile de mai sus nu permit obţinerea unor funcţii explicite care să permită
deducerea unor mărimi fizice cum ar fi energia capcanelor sau probabilitatea de evadare.
Pentru a se obţine astfel de funcţii trebuie introduse ipoteze suplimentare, care să simplifice
rezolvarea sistemului de mai sus.
Două astfel de ipoteze simplificatoare sunt date de condiţia de quasi-echilibru. Se
presupune că timpul mediu de viaţă al purtătorilor liberi este mult mai scurt decât cel al
purtătorilor capturaţi (ceea ce este plauzibil în cazul materialelor cu rezistivitate mare). Aceasta
înseamnă că densitatea de purtători liberi este întotdeauna mult mai mică decât cea de purtători
capturaţi:
nc
La aceasta se adaugă ipoteza că variaţia densităţii purtătorilor liberi este mai mică decât
cea a purtătorilor capturaţi:
⟨⟨ n (IV.6)
𝑑𝑛𝑐𝑑𝑡
≪ 𝑑𝑛𝑑𝑡
(IV.7)
Nici cele două ipoteze prezentate mai sus nu sunt suficiente pentru a obţine o funcţie
care să descrie intensitatea emisiei de termoluminescenţă. Ca urmare, în funcţie de modelul
cinetic ales, se adaugă ipoteze care nu mai sunt însă valabile pentru orice tip de fosfor. Acestea
se referă la raportul dintre probabilităţile de recombinare şi recapturare. Există trei situaţii
posibile [65, 66, 67]:
- cazul în care recapturarea este neglijabilă (β = 0), caz cunoscut sub numele de cinetică
de ordinul I şi în care emisia de termoluminescenţă este descrisă de ecuaţia Randall -
Wilkins;
- cazul în care probabilităţile de recapturare şi de recombinare sunt egale (β = γ), caz
cunoscut sub numele de cinetică de ordinul II, în care emisia de termoluminescenţă este
descrisă de ecuaţia Garlick - Gibson;
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
64
- cazul cel mai general, în care raportul dintre probabilitatea de recapturare şi cea de
recombinare poate lua orice valoare, obţinându-se astfel o cinetică de ordin general
(GOK).
IV.1.2.1. Cinetica de ordinul I. Ecuaţia Randall-Wilkins
Randall şi Wilkins au luat în considerare ipoteza că, după eliberarea electronilor din
capcană, singurul proces care poate avea loc este recombinarea radiativă, neglijând
posibilitatea de recapturare a electronilor în drumul spre centrii de recombinare. Modelul este
foarte mult simplificat, deoarece într-o reţea cristalină reală există mai multe tipuri de capcane
ceea ce face ca în general recapturarea să aibă o probabilitate neneglijabilă.
În cadrul acestui model, capcana TL este descrisă ca o groapă de potenţial cubică,
caracterizată prin doi parametri: adâncimea capcanei (energia de activare E) şi frecvenţa cu
care electronii lovesc pereţii capcanei (frecvenţa încercărilor de evadare s, care reprezintă de
fapt probabilitatea de evadare).
Cu ipoteza suplimentară introdusă de Randall şi Wilkins (β = 0), intensitatea emisiei de
termoluminescenţă devine egală cu viteza de evadare a electronilor din capcană:
𝐼 = − 𝑑𝑛𝑑𝑡
= 𝑠 ∙ 𝑛 ∙ 𝑒−𝐸𝑘𝑇 (IV.8)
Fie n0
𝑛(𝑡) = 𝑛0 ∙ 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 (IV.9)
populaţia de electroni din capcane după iradiere. În timpul încălzirii, numărul de
electroni din capcane va scădea în timp datorită evadării şi recombinării:
Dacă temperatura variază în timp după o lege liniară, b fiind o constantă a sistemului de
încălzire, atunci:
T = b ∙ t ⇒ 𝑏 = 𝑑𝑇𝑑𝑡
(IV.10)
𝑑𝑛𝑑𝑡
= 𝑑𝑛𝑑𝑇 ∙ 𝑑𝑇
𝑑𝑡 = 𝑏 ∙ 𝑑𝑛
𝑑𝑡 (IV.11)
⇒ 𝑑𝑛𝑑𝑇
= − 1𝑏
∙ 𝑛 ∙ 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 (IV.12)
ceea ce ne conduce la:
𝑛(𝑇) = 𝑛0 ∙ 𝑒− 𝑠𝑏 ∙ ∫ 𝑒− 𝐸𝑘𝜏 𝑇
𝑇0 𝑑𝜏 (IV.13)
Înlocuind acum n(T) în ecuaţia (IV.8) obţinem expresia intensităţii emisiei de
termoluminescenţă în cazul cineticii de ordinul I:
𝐼(𝑇) = 𝑛0 ∙ 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 ∙ 𝑒− 𝑠𝑏 ∫ 𝑒− 𝐸𝑘𝜏 𝑑𝜏𝑇𝑇0 (IV.14)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
65
Ecuaţia de mai sus, cunoscută sub numele de “ecuaţia Randall - Wilkins”, dă forma
unui maxim de termoluminescenţă în cazul cineticii de ordinul I, adică pentru cazul în care
recapturarea este neglijabilă.
Curba din figura IV.2 reprezintă un maxim de luminescenţă generat cu ecuaţia Randall
- Wilkins. Se poate vedea că picul este asimetric, la temperaturi mari descrescând mai rapid
decât creşte la temperaturi mici.
I(T)
T
Fig. IV.2: Curba de luminescenţă generată cu ecuaţia Randall - Wilkins
Acest lucru se datorează celor două exponenţiale din ecuaţia (IV.14). La temperaturi
joase, la care T este apropiat de T0
Din ecuaţia Randall - Wilkins se poate deduce condiţia de maximum pentru picurile de
ordinul I:
, argumentul celei de a doua exponenţiale este foarte mic
ceea ce face ca valoarea exponenţialei să fie practic unitară. Ca urmare, la temperaturi joase
comportamentul funcţiei este dominat de prima exponenţială, exp(- E/kT), care creşte rapid
odată cu creşterea temperaturii, ducând astfel la creşterea iniţială a intensităţii emisiei de
termoluminescenţă. Cea de a doua exponenţială ia valori descrescătoare la creşterea lui T, şi
variază foarte rapid la temperaturi ridicate. La o anumită temperatură, scăderea valorii celei de
a doua exponenţiale compensează creşterea datorată primei exponenţiale. Dincolo de acest
punct, domină cea de a doua exponenţială, ceea ce duce la o scădere rapidă a intensităţii.
𝑏𝐸𝑘𝑇𝑚2
= 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇𝑚 (IV.15)
deci viteza de încălzire este:
𝑏 = 𝑠𝑘𝐸
∙ 𝑇𝑚2 𝑒− 𝐸𝑘𝑇𝑚 (IV.16)
În figura IV.3. este prezentată dependenţa picurilor de doza de iradiere (a) şi de viteza
de încălzire (b) a unor picuri generate cu ecuaţia Randall - Wilkins:
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
66
I3
(T)
I2
(T)
I1
(T)
100 120 140 160 180 200
T (a)
50 100 150 200
T (b)
Fig. IV.3: Dependenţa picurilor de ordinul I de doză (a) şi de viteza de încălzire (b)
Din cele două ecuaţii se pot deduce mai multe caracteristici ale picurilor de ordinul I:
• n0 nu apare în ecuaţia (IV.15), deci temperatura Tm la care apar maximele nu depinde de n0
• din ecuaţia (IV.16) se poate observa că T
.
Acest lucru înseamnă că poziţia picurilor de ordinul I nu depinde de doză, ceea ce este
foarte convenabil pentru aplicaţiile de dozimetrie;
m
Deşi modelul propus de Randall şi Wilkins este foarte simplu, există foarte mulţi
fosfori ale căror picuri au cinetică de ordinul I. Totuşi, fosforii creaţi în ultima perioadă
prezintă alte tipuri de cinetici.
creşte o dată cu creşterea lui b, deci la viteze de
încălzire mai mari maximele apar la temperaturi mai mari.
IV.1.2.2. Cinetica de ordinul II. Ecuaţia Garlick - Gibson
Modelul propus de Garlick şi Gibson se bazează pe o altă ipoteză pentru a putea studia
evoluţia populaţiei capcanelor [63, 64]. Ei au luat în considerare recapturarea cu o probabilitate
egală cu cea de recombinare (β = α). În această situaţie, din ecuaţiile (IV.1.) - (IV.8.) se obţine:
𝐼 = 𝑠𝑁
∙ 𝑛2 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 (IV.17)
ceea ce, în cazul unei încălziri liniare, devine:
𝐼(𝑇) = 𝑛02 ∙ 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 1 + 𝑛0𝑠𝑏
∫ 𝑒− 𝐸𝑘𝜏𝑑𝜏𝑇𝑇0
−2
(IV.18)
Ecuaţia de mai sus, cunoscută sub numele de ecuaţia Garlick – Gibson, descrie cinetica
de ordinul II. După cum se poate observa, aceasta este mai complexă decât ecuaţia IV.14 şi
3D 2D D
b 2b 3b
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
67
descrie un pic aproape simetric. Fig. IV.4 prezintă o curbă de termoluminescenţă generată cu
cinetica de ordinul II.
I(T)
T
Fig. IV.4. Curbă de luminescenţă generată cu ecuaţia cinetică de ordinul II
O caracteristică importantă a picurilor de ordinul II o reprezintă dependenţa poziţiei
maximumului de doza de iradiere. Astfel, pe măsură ce doza creşte, picul se deplasează spre
temperaturi mai mici, fapt ilustrat în figura IV.5.
I3
(T)
I2
(T)
I1
(T)
200 250 300
T
Fig. IV.5. Dependenţa poziţiei picului de ordinul II de doza de iradiere
Deşi modelul propus de Garlick şi Gibson se sprijină pe o ipoteză mai restrictivă decât
cea avansată de Randall şi Wilkins, el rămâne tot un simplu caz particular al situaţiei generale
în care raportul dintre probabilitatea de recombinare şi cea de recapturare poate lua orice
valoare.
IV.2. Evaluarea dozelor de radiaţii folosind dozimetrul termoluminescent
Dozimetrul individual termoluminescent este un dozimetru integrator folosit pentru
evaluarea dozelor înregistrate de personalul expus profesional la radiaţii ionizante. Acest
3D 2D D
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
68
sistem dozimetric prezintă o serie de avantaje faţă de sistemul dozimetric cu film precum:
dependenţă slabă a răspunsului detectorului de energia la care a fost iradiat, posibilitatea
măsurării unor doze mici (limită minimă de detecţie semnificativ redusă faţă de filmul
dozimetric).
Cristalele termoluminescente sunt dispuse în număr de 2, 3 sau 4 elemente pe o cartelă.
Pot fi astfel estimate: echivalentul de doză individual penetrant Hp(10), echivalentul de doză
individual superficial Hp(0,07) şi poate fi estimată doza la neutroni folosind algoritmul de
calcul al dozelor.
Sistemul dozimetric termoluminescent necesită operaţia de calibrare pentru trasarea
curbelor de etalonare şi stabilirea dependenţei răspunsului dozimetrului de energia şi de
unghiul de iradiere.
Fluorura de litiu (LiF) este până în prezent materialul cel mai larg folosit în aplicaţii,
cel mai amănunţit studiat şi cel mai frecvent produs în serie pentru utilizarea ca detector
termoluminescent. Aceste dozimetre constituie subiectul multor publicaţii [35, 36, 37, 38, 39].
Proprietăţile dozimetrice ale LiF nu sunt însă ideale, ceea ce îndreaptă atenţia cercetătorilor
spre alte materiale care, în viitor, să înlocuiască poziţia prioritară pe care o deţine în prezent
fluorura de litiu. Pentru utilizarea ca detector termoluminescent, fluorura de litiu este preparată
cu activatori, dintre care principalul este magneziu dar se folosesc şi titan, calciu, europiu.
LiF este o pulbere albă, microcristalină, stabilă în aer, insolubilă, inertă şi netoxică.
Dozimetrele sunt realizate sub formă de pudră presată, încorporată în teflon sau kapton.
Pentru calculul dozei este important să se cunoască dependenţa de energie, liniaritatea
răspunsului cu doza, dependenţa de unghiul de iradiere şi limita minimă de detecţie a
detectorului folosit. De asemenea, trebuie determinată regresia semnalului în funcţie de timpul
scurs de la iradiere (fadingul detectorului) pentru o bună precizie a evaluărilor de doză folosind
detectorii termoluminescenţi.
Pentru experimentele destinate caracterizării proprietăţilor dozimetrice a detectorilor
termoluminescenţi am folosit aparatul Harshaw 4500, prezentat în figura IV.6.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
69
Fig. IV.6. Aparatul Harshaw 4500, produs de Thermo Scientific
Aparatul Harshaw 4500 conţine un fotomultiplicator care măsoară integral semnalul de
termoluminescenţă pe intervalul de temperatura stabilit în cadrul protocolului TTP (Time-
Temperature-Profile). Cartelele termoluminescente au fost analizate folosind următorul TTP:
- Preîncălzire pînă la 50 0
- Achiziţie date până la temperatura maximă de 300
C, 0
- Viteza de încălzire: 25
C, 0
C/s.
IV.2.1. Dependenţa răspunsului dozimetrului termoluminescent de doza de
iradiere
În domeniul radioprotecţiei, pe domeniul de doze de interes, răspunsul detectorului
TLD-100 este liniar [64].
Pentru iradierea dozimetrelor termoluminescente am utilizat iradiatorul extern al
aparatului, Harshaw model 2210, care conţine o sursă de 90Sr-90
Y cu o activitate de 0,5 mCi.
Iradierea se realizează prin aşezarea cartelelor pe discul rotativ al iradiatorului. Pentru iradierea
la doze diferite, notate în continuare D, 2D, 3D, 4D, 5D, cartelele au fost iradiate timp de 5, 10,
15, 20, 25 rotaţii. Iradierea şi citirea cartelelor termoluminescente este prezentată în figura
IV.7., iar datele obţinute sunt prezentate în tabelul IV.1.
Iradiator extern 2210
Citirea cartelelor în aparatul Harshaw 4500
Fig. IV.7. Iradierea şi citirea cartelelor termoluminescente
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
70
Tabelul IV.1. Răspunsul termoluminescent în funcţie de doza de iradiere
Nr. Crt. Nr.
Dozimetru
Doza de iradiere
(mSv)
Răspunsul termoluminescent (nC)
1 1149 D 3710
2 1184 2D 6920
3 1194 3D 9880
4 1176 4D 12660
5 1229 5D 16671
În figura IV.8. este reprezentată grafic dependenţa intensităţii semnalului
termoluminescent de doza de iradiere (liniaritatea răspunsului termoluminescent în funcţie de
doză).
Fig. IV.8. Dependenţa intensităţii semnalului termoluminescent de doza de iradiere
Curbele de termoluminescenţă obţinute sunt prezentate în figura IV.9. Se observă că
temperatura la care apar picurile de termoluminescenţă nu depinde de doza de iradiere, ceea ce
este foarte convenabil pentru aplicaţiile în dozimetrie. Citirea semnalului termoluminescent se
face pe un interval de temperatură de la 50 ÷ 300 0
C.
0
4000
8000
12000
16000
0 2 4 6
Doza de iradiere a dozimetrelor termoluminescente (mSv)
Rãsp
unsu
l det
ecto
rului
(nC)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
71
Intensitate
semnal (nC)
Temp.(0
Fig. IV.9. Dependenţa semnalului (picurilor termoluminescente) de doza de iradiere C)
IV.2.2. Dependenţa răspunsului dozimetrului termoluminescent de viteza de
încălzire
După cum am prezentat anterior, intensitatea semnalului termoluminescent depinde de
doza de iradiere. În cele ce urmează, vom prezenta modul în care viteza de încălzire
influenţează aspectul curbei de termoluminescenţă. Profilul timp-temperatură ales este:
preîncălzire până la 50 0C, achiziţie date până la temperatura maximă de 300 0C iar viteza de
încălzire o vom alege ca fiind 5 0C/s, 10 0C/s, 15 0C/s, 200C/s, 25 0
C/s. Dozimetrele vor fi
iradiate la aceeaşi doză, obţinută prin iradierea cartelelor în iradiatorul extern la 25 rotaţii.
Datele obţinute sunt prezentate în tabelul IV.2.
Tabelul IV.2. Răspunsul termoluminescent în funcţie de viteza de încălzire
Nr. Crt. Nr.
Dozimetru
Viteza de încălzire
(0
Răspunsul termoluminescent (nC)
C/s)
1 1229 5 16671
2 1309 10 16828
3 1392 15 16120
4 1168 20 16335
5 1276 25 16475
Se observă că variaţia vitezei de încălzire nu modifică semnificativ intensitatea
semnalului termoluminescent, însă la viteze de încălzire mai mari picurile de
termoluminescenţă apar la temperaturi mai mari, fapt prezentat în figura IV.10.
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000
16000
18000
53
73
93
113
133
152
172
192
212
231
251
271
290
302
302
302
302
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
72
5 0
C/s 10 0C/s 15 0
Fig. IV.10. Deplasarea maximelor TL spre temperaturi mai mari, datorită creşterii vitezei de încălzire
C/s
IV.3. Evaluarea dozelor de radiaţii folosind dozimetrul termoluminescent
comparativ cu dozimetrul fotografic
Calibrarea sistemul dozimetric termoluminescent a fost realizată prin iradierea pe
phantom a unui număr de 100 dozimetre termoluminescente cu două elemente (TLD-100), la o
sursă de Cs-137, la doze cuprinse în intervalul 0,01 mSv şi 20 mSv. Iradierile au fost efectuate
în laboratorul de calibrări din cadrul Nuclear & Vacuum – Măgurele.
Dozimetrele termoluminescente au fost trimise pentru a fi purtate de personalul expus
profesional dintr-o instituţie de cercetare în domeniul nuclear, fiind purtate în paralel cu
dozimetrele fotografice şi păstrate în aceleaşi condiţii. Dozele au fost evaluate în unităţi de
echivalent de doză individual penetrant, Hp(10), mărimea operaţională ce estimează valoarea
dozei efective înregistrate la nivelul întregului organism. Rezultatele obţinute sunt prezentate
în tabelul IV.3.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
73
Tabelul IV.3. Dozele înregistrate de dozimetrele TL şi fotografice purtate în aceleaşi condiţii
Dozimetru termoluminescent Dozimetru fotografic
Nr. crt.
cod cartela
Hp(10) (μSv) cod film Hp(10)
(μSv)
1. 1369 48 425932 < 100
2. 1246 30 426809 < 100
3. 1078 12 426808 < 100
4. 1229 25 426810 < 100
5. 1197 55 426721 < 100
6. 1359 42 426738 < 100
7. 1296 37 426714 < 100
8. 1276 51 426727 < 100
9. 1368 59 426724 < 100
10. 1235 35 426728 < 100
11. 1467 29 426726 < 100
12. 1400 54 426725 < 100
13. 1307 52 426715 < 100
14. 1309 71 426712 < 100
15. 1198 28 426723 < 100
16. 1374 31 426825 < 100
17. 1289 18 426826 < 100
18. 1356 42 426910 < 100
19. 1466 35 426840 < 100
20. 1314 36 426842 < 100
21. 1346 47 426841 < 100
22. 1366 29 426847 < 100
23. 1192 21 426855 < 100
24. 1313 15 426857 < 100
Valorile de mai sus reprezintă dozele datorate expunerii profesionale, valoarea fondului
natural fiind scăzută din valoarea dozei raportate. După cum se observă, dozele raportate de
dozimetrele termoluminescente au valori semnificativ reduse faţă de dozimetrele fotografice, a
căror limită minimă de detecţie este 100 µSv (0,10 mSv). Limita de detecţie a detectorilor
LiF:Mg,Ti este de 10 µSv, ceea ce constituie unul din principalele avantaje ale dozimetriei
termoluminescente.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
74
IV.4. Analiza şi cuantificarea componentelor incertitudinii extinse pentru
determinările efectuate cu dozimetrul termoluminescent
Mărimile de influenţă considerate în analiza incertitudinilor sunt următoarele:
• Energia radiaţiei
• Unghiul de incidenţă a radiaţiei;
• Fading, temperatură şi umiditate;
• Expunerea la lumină;
• Efecte datorate şocurilor mecanice;
• Erori de calibrare;
• Variaţii ale fondului natural
Criteriile de performanţă analizate în cele ce urmează vor confirma îndeplinirea
cerinţelor şi recomandărilor privind acurateţea măsurătorilor [69].
Pentru analiza performanţei sistemului dozimetric termoluminescent, intervalul de
acurateţe se determină prin calcularea valorii incertitudinii extinse [49]:
𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 ≤ 0.21 (IV.19)
În condiţiile în care este satisfăcută această ecuaţie se consideră că sunt îndeplinite
criteriile de acurateţe reprezentate de -33% +50% pentru un interval de încredere de 95%.
Pentru măsurători de rutină, este convenabil să se acorde o atenţie suplimentară incertitudinilor
datorate dependenţei de energie şi unghi a răspunsului detectorului, deoarece toate celelalte
mărimi de influenţă au un impact nesemnificativ asupra incertitudinii combinate [49].
Valoarea dozei se determină din citirea intensităţii semnalului TL, ţinându-se seama de:
• corecţia datorată scăderii fondului natural de radiaţii
• corecţia aplicată pe fiecare detector TL
• corecţia aplicată readerului
• utilizarea unui algoritm de calcul, în cazul utilizării unor cartele cu mai mult de 2
elemente
În tabelul IV.4. sunt prezentate caracteristicile sistemului termoluminescent format din
cititorul Harshaw 4500 şi detectori TL, precizându-se funcţia de distribuţie asociată fiecărei
mărimi de influenţă şi tipul incertitudinii (Tip A şi Tip B).
Pentru incertitudinea de tip A se foloseşte abaterea standard iar pentru incertitudinea de
tip B, în funcţie de funcţia de probabilitate asociată mărimii de influenţă, se foloseşte formula
pentru distribuţia dreptunghiulară şi cea pentru distribuţia gaussiană.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
75
Tabelul IV.4. Analiza caracteristicilor sistemului termoluminescent
Caracteristică
analizată
Incertitudine
Tip A
𝜎(𝑥)
Incertitudine Tip B Clauză
CEI/IEC
61066
Observaţii
𝑈𝐵 𝑎𝑖 Funcţia distribuţie de
probabilitate
Omogenitatea
lotului
0,05 0 Specificaţii
producător
Semnal rezidual 0,02 0 9.4 Specificaţii
producător
Limita de detecţie 0,04 0 Specificaţii
producător
Reproductibilitatea
răspunsului
0 0,02 0,034 Distribuţie
dreptunghiulară
9.2 Specificaţii
producător
Liniaritatea
răspunsului
0 0,01 0,017 Distribuţie
dreptunghiulară
9.3 Specificaţii
producător
Dependenţa
energetică
33 keV – 662 keV
0 0,13 0,225 Distribuţie
dreptunghiulară
9.5 Iradiere
laborator
GAEC –
condiţii
SSDL
Dependenţa de
unghi
0 0,05 0,086 Distribuţie
dreptunghiulară
9.5 Specificaţii
producător
Fading / an 0 0,05 0,086 Distribuţie
dreptunghiulară
11.4 Specificaţii
producător
Calibrare sistem 0 0,05 0,086 Distribuţie
dreptunghiulară
Iradiere
laborator
Nuclear &
Vacuum
Condiţii de mediu:
Temp. şi umid.
0 0,005 0,008 Distribuţie
dreptunghiulară
7.7,
11.2.
Analiza incertitudinilor conduce la următoarele valori:
𝑈𝐴 = ∑ 𝑈𝐴𝑖2
𝑖 = 0,0025 + 0,0004 + 0,0016 = 0,067 (IV.20)
𝑈𝐵 = 𝑈𝐵𝑖2
𝑖
= 0,0004 + 0,0001 + 0,0169 + 0,0025 + 0,0025 + 0,0025 + 0,00025
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
76
⟹ 𝑈𝐵 = 0,157 (IV.21)
𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 = √0.0672 + 0.1572 = √0,0044 + 0,0246 = 0.17
⟹ 𝑈𝐶 = 0,17 (IV.22)
ceea ce corespunde cerinţelor actuale menţionate la IV.19.
Metoda termoluminescentă pentru evaluarea dozelor înregistrate de personalul expus
profesional la radiaţii ionizante îndeplineşte condiţiile de performanţă cerute de standardele şi
reglementările în vigoare la nivel naţional şi internaţional.
Studiul semnalului termoluminescent în funcţie de doza de iradiere confirmă liniaritatea
răspunsului cu doza. Variaţia vitezei de încălzire, ca parametru esenţial aparţinând profilului
timp-temperatură selectat pentru înregistrarea semnalului termoluminescent nu modifică
semnificativ intensitatea acestuia, însă la viteze de încălzire mai mari picurile de
termoluminescenţă se deplasează spre temperaturi mai mari. Dependenţa semnalului
termoluminescent de energia de iradiere este nesemnificativă comparativ dependenţa
răspunsului dozimetrului fotografic de energia medie de iradiere.
Au fost analizate şi cuantificate componentele incertitudinii extinse folosind dozimetrul
termoluminescent. A fost determinată incertitudinea extinsă de măsură ţinând cont de
influenţele care apar asupra semnalului termoluminescent datorită energiei radiaţiei, unghiului
de incidenţă, temperaturii, erorilor de calibrare şi variaţiilor fondului natural de radiaţii mai sus
menţionate şi s-a verificat că valoarea incertitudinii extinse satisface cerinţele standardelor şi
reglementărilor naţionale şi internaţionale.
A fost realizată şi o analiză comparativă a rezultatelor obţinute folosind dozimetrul
fotografic şi dozimetrul termoluminescent pentru determinarea dozelor înregistrate de
personalul expus profesional la radiaţii ionizante din cadrul unei instituţii de cercetare din
domeniul nuclear şi s-a observat că dozele raportate de dozimetrele termoluminescente au
valori semnificativ reduse faţă de dozimetrele fotografice.
Studiul confirmă avantajele pe care acest tip de detector le are faţă de dozimetrul
fotografic. Limita de detecţie a dozimetrului termoluminescent este mult redusă faţă de limita
de detecţie a dozimetrului fotografic, ceea ce este extrem de important pentru analizarea relaţiei
doză – efect la doze mici de radiaţie.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
77
V. DOZIMETRIA RETROSPECTIVĂ. RECONSTRUCŢIA DOZELOR
FOLOSIND TEHNICA DE TERMOLUMINESCENŢĂ
O altă aplicaţie importantă a termoluminescenţei o constituie dozimetria retrospectivă,
care constă în evaluarea retrospectivă a expunerilor la radiaţii ionizante. Evaluarea
retrospectivă a expunerilor individuale la radiaţii oferă informaţii importante pentru evaluarea
efectelor biologice ale radiaţiilor asupra stării de sănătate a persoanelor.
În prezent, pentru reconstrucţia dozelor de iradiere individuale este folosită metoda de
rezonanţă paramagnetică electronică (EPR) asupra pulberii de smalţ [70, 71]. Metoda se
bazează pe măsurarea semnalului EPR al radicalilor CO2-
induşi de iradierea hidroxiapatitei
(principala componentă a smalţului dentar), acesta fiind proporţional cu doza de iradiere [72].
Metoda de termoluminescenţă poate fi o alternativă interesantă la metoda EPR.
Folosind tehnica de termoluminescenţă, cantitatea de smalţ dentar necesară este considerabil
mai mică (doar câteva mg) faţă de metoda EPR (zeci de mg), cantitate ce ar putea fi extrasă
nedureros de la pacienţi, chiar fără a fi nevoie de extragerea dinţilor.
Pentru prima oară în ţara noastră a fost iniţiat un studiu privind dozimetria retrospectivă
folosind tehnica de termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar [73, 74, 75].
V.1. Obiectivele şi scopul dozimetriei retrospective
În domeniul protecţiei radiologice, evaluarea retrospectivă a expunerilor la radiaţii
ionizante este un test important, fiind efectuată pentru a furniza informaţii dozimetrice, pentru
a analiza un eveniment radiologic din trecut în scopul de a oferi informaţii suplimentare pentru
evaluarea efectelor biologice asupra stării de sănătate. Toate modelele folosite în prezent
pentru evaluarea retrospectivă a expunerii se bazează pe măsurători efectuate pe persoane sau
pe diverşi factori de mediu [76].
În ceea ce priveşte măsurătorile pe persoane, tipurile de ţesuturi adecvate pentru
reconstrucţia de doze sunt constituenţii din dinţi şi constituenţii din sânge. În ceea ce priveşte
constituenţii din dinţi, cele mai bune rezultate au fost obţinute prin analize de rezonanţă
paramagnetică electronică (EPR) asupra pulberii de smalţ dentar.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
78
Smalţul dentar conţine aproape exclusiv hidroxiapatită minerală, care prezintă o mare
sensibilitate în ceea ce priveşte radiaţia ionizantă. În hidroxiapatită, radiaţia ionizantă induce
radicali care au o stabilitate pe termen lung, ceea ce constituie un avantaj pentru orice studiu
retrospectiv.
Din păcate, măsurătorile pe diverşi factori de mediu oferă o informaţie indirectă asupra
nivelului de doză care ar fi putut fi primită de un individ. Pentru evaluarea dozei, măsurătorile
de mediu trebuie supuse unor operaţiuni de modelare şi mai multor aproximări. Ca urmare,
dozele astfel obţinute sunt incerte faţă de măsurătorile directe pe individ. Cu toate acestea,
datorită tehnologiilor dezvoltate în ultimii ani, metodele existente permit măsurarea şi
estimarea unor nivele reduse de activităţi şi respectiv doze. Cele mai frecvente sunt tehnicile
luminiscente ale cristalelor şi ale mineralelor, cum sunt cuarţul şi feldspat prezente în diverse
materiale ceramice, cărămizi şi ţigle. Cele mai folosite metode sunt: termoluminiscenţa şi
luminiscenţa stimulată optic, capabile să detecteze doze absorbite în cărămidă de ordinul a
câteva zecimi de mGy, ceea ce semnifică o mare sensibilitate şi precizie a metodei.
Pentru ca o anumită substanţă să poată fi folosită pentru dozimetrie retrospectivă,
trebuie să îndeplinească un număr minim de condiţii şi anume [71, 72]:
• să fie sensibilă la iradiere;
• semnalul indus de radiaţii să fie stabil (fadingul să fie suficient de redus);
• să aibă un răspuns liniar cu doza;
• să fie uşor de prelevat;
• să aibă un fond cât mai redus.
V.2. Dozimetria retrospectivă în caz de accident nuclear
În cazul unui accident nuclear, una dintre sarcinile cele mai dificile constă în evaluarea
dozei la care a fost expusă populaţia din zonă. Dacă în cazul dozelor de expunere internă,
evaluarea dozelor se poate face retrospectiv prin măsurători cu contorul de corp uman, în cazul
expunerii externe evaluarea este mai dificilă. Acest fapt este datorat dozelor mari care apar în
astfel de accidente. Dozele primite de lucrători pot fi suficient de mari pentru a depăşi
domeniul de utilizare al dozimetrelor individuale, iar în cazul populaţiei din zonă nu pot fi
utilizate nici măcar astfel de dozimetre, cu toate limitările lor.
În acest caz se procedează la reconstrucţia dozei pornind de la indicatori de doză
biologici şi de mediu. Prin indicator de mediu se înţelege de obicei orice obiect aflat în
apropierea unei persoane expuse (îmbrăcăminte, obiecte personale, medicamente, materiale de
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
79
construcţie), în timp ce indicatorii biologici se referă la măsurători de doză în diverse ţesuturi
sau substanţe organice (sânge, dinţi, oase, păr).
Domeniul de doze de determinat variază între câţiva mGy şi câteva zeci de Gy, în
funcţie de tipul accidentului şi de individul expus. În general, dozimetria retrospectivă
individuală (cu probe osoase sau de sânge) se aplică persoanelor cele mai expuse, dată fiind
limita de detecţie destul de ridicată [76, 77].
Tehnicile folosite până acum pentru dozimetria retrospectivă de mediu includ
termoluminescenţa (în special pentru materiale de construcţie), chemoluminescenţa şi
rezonanţa paramagnetică electronică (EPR). Toate cele trei tehnici prezintă limitări, în special
în ceea ce priveşte fadingul şi doza minimă detectabilă.
În ceea ce priveşte măsurătorile pe persoane, tipurile de ţesuturi adecvate pentru
reconstrucţia de doze sunt constituenţii din dinţi şi constituenţii din sânge. În ceea ce priveşte
constituenţii din dinţi, cele mai bune rezultate au fost obţinute prin analize de rezonanţă
paramagnetică electronică (RPE) asupra pulberii de smalţ dentar [72].
Pentru evaluarea dozelor primite de lucrători în cazul accidentului de la Cernobîl a fost
utilizată analiza EPR pe smalţul dentar. Astfel, Ishii şi colaboratorii au putut determina prin
această metodă doză între 16 mGy şi 69 de mGy, cu erori variind între 8 şi 37% [78], în timp
ce dozele determinate de colectivul condus de Serezhnov au variat între 90 mGy şi 400 mGy,
cu erori de determinare de cca. 20% [79].
V.3. Dozimetria retrospectivă pentru evaluarea dozelor individuale
Studiul demarat privind reconstrucţia dozelor foloseşte tehnica de termoluminescenţă
asupra pulberii de smalţ dentar. Semnalul de termoluminescenţă provine numai de la
componenta anorganică a materialului de studiu. Cristalele de hidroxiapatită şi cele de carbonat
de calciu sunt cele responsabile de semnalul termoluminescent, doza minimă detectabilă
situându-se de obicei în jurul valorii de 100 mGy pentru smalţul dentar [72].
În prezent se pune un accent deosebit asupra reducerii dozelor înregistrate atât în
expunerea profesională cât şi în expunerea medicală, de aceea evaluarea retrospectivă a dozelor
individuale, reprezintă un studiu de interes crescut. Razele X sunt din ce în ce mai utilizate în
medicină pentru investigaţii precum radiografia, radioscopia, mamografia sau tomografia
computerizată. Deşi efectele biologice ale radiaţiilor ionizante au fost prezentate pe larg în
capitolul I, vom prezenta succint efectele imediate ale iradierii datorate expunerilor medicale.
Radiaţiile pot afecta pielea (producând tulburări de pigmentare, atrofie şi scleroză
cutanată), ochii (favorizând apariţia conjunctivitelor, cataractei sau cheratitelor), ţesutul
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
80
hematopoietic din care se formează celulele sanguine (hematiile, leucocitele şi trombocitele),
gonadele etc. Iradierea poate, de asemenea, să producă mutaţii genetice sau să favorizeze
apariţia cancerului. Riscul de a dezvolta cancer în urma expunerii la radiaţii este destul de mic
însă nu trebuie exclus. Efectele iradierii depind de mai mulţi factori: doza de radiaţii, frecvenţa
expunerii, organul expus, vârsta pacientului. Embrionul uman şi copiii sunt foarte sensibili la
radiaţii, existând riscul ca acestea să le influenţeze dezvoltarea.
Radiografia de diagnostic este investigaţia cea mai puţin iradiantă, dar această
examinare oferă doar informaţii de bază, în două dimensiuni. Doza de radiaţii primită pentru o
radiografie pulmonară este de 0,1-0,6 mSv. Radiografia unui segment osos este mai iradiantă
decât cea pulmonară. Aceasta pentru că osul compact este un material dens şi de aceea doza de
radiaţii este mai mare, pe când plămânul este o structură ce conţine mult aer şi de aceea
necesită o doză mai mică. Radiografia dentară este cea mai puţin iradiantă dintre toate
investigaţiile cu raze X, doza de radiaţii fiind de 0,02 mSv. Radioscopia, examinarea în timp
real a unor organe precum plămânii sau tubul digestiv, echivalează cu aproximativ zece
radiografii pulmonare. În cazul mamografiei, doza de radiaţii este de 1-2 mSv, iar în cazul
osteodensitometriei doza este de 0,01-0,05 mSv [80].
Tomografia computerizată (CT) este cea mai iradiantă investigaţie medicală, dar
totodată şi cea mai complexă dintre toate, fiindcă numărul de informaţii obţinute este
semnificativ mai mare decât în cazul celorlalte. Doza de radiaţii rezultată în urma unui CT
toracic sau de pelvis este de 4-8 mSv, în timp ce o tomografie completă a corpului uman, care
se efectuează de obicei în cazul pacienţilor cu traumatisme multiple, ajunge la o doză de 10 ÷
20 mSv [80]. În plus, în cadrul unei tomografii cerebrale sunt expuse globul ocular, glanda
hipofiză, tiroida, aceste organe având o radiosensibilitate crescută.
Un studiu recent publicat semnalează că aproape o treime dintre tomografiile efectuate
anual în Statele Unite ale Americii sunt inutile din punct de vedere al informaţiilor medicale pe
care le aduc. Potrivit acestui studiu, 20 de milioane de americani se expun inutil radiaţiilor
[81].
În trecut, medicii radiologi erau mult mai expuşi iradierii şi aceasta din cauză că lucrau
în aceeaşi cameră cu pacientul în timpul examinării şi efectuau zeci de investigaţii într-o
singură zi. În prezent, radiologul este izolat de pacient printr-un paravan plumbat, care îl
protejează împotriva radiaţiilor. Excepţie fac medicii care practică radiologia intervenţională,
precum coronarografia sau angiografia. În aceste cazuri, prezenţa medicului în aceeaşi încăpere
cu pacientul este necesară pentru efectuarea unor intervenţii de fineţe.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
81
În acest context, evaluarea retrospectivă a expunerilor individuale la radiaţii oferă
informaţii suplimentare pentru evaluarea efectelor de sănătate determinate de expunerile la
radiaţii ionizante.
V.3.1. Dentiţia umană
Atât datorită componenţei sale, cât şi datorită sensibilităţii şi disponibilităţii, smalţul
dentar este materialul cel mai potrivit pentru dozimetrie retrospectivă.
Fig. V.1. Anatomia dintelui şi localizările ţesuturilor dentare
Folosirea dintelui presupune mai întâi o preparare chimică şi fizică a acestuia.
Prepararea chimică constă în eliminarea fracţiunii organice a dintelui.
V.3.2. Prepararea probelor de smalţ dentar
Pentru obţinerea unor rezultate relevante, a fost evitată utilizarea dinţilor din faţă
datorită expunerii lor la radiaţia luminoasă, fiind preferată utilizarea dinţilor din spate (molari
şi premolari), având minim 50% suprafaţă sănătoasă de smalţ. Majoritatea dinţilor sunt
extraşi din motive medicale de aceea au fost utilizaţi doar dinţi cu suprafaţa sănătoasă a
smalţului suficient de mare (aprox. 50%), astfel încât să poată fi obţinute probe relevante
pentru dozimetria retrospectivă.
Pentru dezinfectare au fost folosite metodele generale de sterilizare a materialului
dentar dar fără tratamente termice sau cu ultrasunete. Dinţii au fost dezinfectaţi / sterilizaţi şi
apoi depozitaţi la întuneric în condiţii controlate de temperatură şi umiditate (sub 30° C la o
umiditate relativă de 60%). Materialul de studiu a fost prelevat de către medicii stomatologi cu
care am colaborat în activitatea de monitorizare dozimetrică individuală.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
82
Pentru fiecare dinte au fost colectate următoarele informaţii:
− vârsta donatorului la momentul colectării dintelui;
− poziţia dintelui pe maxilar;
− calitatea dintelui: permanent, de lapte, molar de minte;
− intervenţii anterioare asupra materialului, care ar fi putut afecta integritatea
suprafeţei (tratamente cu UV, laser, chimice, mecanice), dacă aceste informaţii au
fost cunoscute.
Separarea smalţului de dentină a fost realizată prin procesare mecanică şi chimică.
După înlăturarea rădăcinilor, smalţul dentar a fost desprins de dentină, după care a fost mojarat
până la dimensiuni ale cristalitelor de 0,05 – 0,1 mm. Aceste probe au fost denumite în cele ce
urmează .smalţ dentar (mech.)". Tratamentul pentru procesare mecanică + chimică este mai
minuţios şi de lungă durată. După înlăturarea rădăcinilor urmează un tratament termic într-o
soluţie de KOH (10%) pentru 20h într-o baie de ultrasonare, apoi spălarea cu apă oxigenată şi
uscare iar in final măcinarea mecanică până la dimensiuni ale cristalitelor de până la 0,1 – 0,2
mm. Proba finală de smalţ va fi denumită în continuare ca ,,smalţ dentar (mech.+ chem.)".
V.3.3. Iradierea probelor şi măsurătorile de termoluminescenţă
Pulberea de smalţ dentar provenind de la acelaşi dinte a fost iradiată la doze diferite.
Deoarece dozele nu pot fi evaluate pe baza unor curbe de calibrare stabilite anterior, am folosit
o procedură de autocalibrare, care a constat în iradierea smalţului la doze cunoscute. Iradierile
au fost efectuate în cadrul laboratorului de calibrări Nuclear & Vacuum Măgurele.
Dozele de iradiere au fost alese în domeniul dozei de iradiere acumulate de un pacient
în timpul vieţii şi anume: 100mGy, 200mGy, 500mGy. Citirea semnalului termoluminiscent a
fost realizată pe cititorul Harshaw 4500, la diverse intervale de timp. Domeniul de temperaturi
ales pentru citirea semnalului TL a fost cuprins între 50 – 4500
C, deoarece la temperaturi mai
mari, un semnal TL de origine necunoscută devine comparabil cu semnalul util şi chiar îl
depăşeşte, ceea ce face dificilă sau imposibilă extragerea semnalului util. Citirea semnalului
termoluminescent a fost efectuată cu cititorul Harshaw 4500, pe probe de smalţ (extras
mecanic) şi pe probe de hidroxiapatită comercială chimic pură (HAP). În faţa
fotomultiplicatorului s-a inserat un filtru optic UG2 cu transmisia optică în domeniul 300-
350nm.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
83
Măsurătorile efectuate (Figura V.2.) au arătat creşterea semnalului TL cu doza de
iradiere şi au sugerat posibilitatea folosirii metodei dozei aditive pentru determinarea dozei
necunoscute înregistrate de probă.
Figura V.2. Măsurători efectuate pe smalţ (extras mech.) neiradiat şi iradiat cu radiaţii gamma
Cu ajutorul unui difractometru Brucker au fost efectuate măsurători de difracţie de
radiaţii X (XRD) pe smalţ (extras mecanic) şi HAP (hidroxiapatită chimic pură - Merck). Din
măsurătorile prezentate în Fig. V.3. se observă că difractogramele sunt absolut asemănătoare
(adică nu există diferenţe structurale sau faze accidentale adiţionale) cu excepţia unui efect de
lărgire a peak-urilor de difracţie în HAP atribuit probabil dimensiunilor reduse ale cristalitelor
de HAP. Asemănarea celor doua difractograme a arătat utilitatea procedeului de izolare
mecanică.
Figura V.3. Măsurători TL pe smalţ dentar şi hidroxiapatită chimic pură iradiate cu radiaţii
gamma (500 mGy)
0
25
50
75
100
100 150 200 250 300 350 400 450
500 mGy
100 mGy
0 mGy
Temperature (C)
Ther
mol
umin
esce
nce
(arb
.uni
ts)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
84
Măsurătorile de XRD şi TL au arătat utilitatea procedeului de extragere mecanică a
smalţului dentar. Această procedură nu asigură însă nivelul de puritate necesar măsurătorilor
dozimetrice şi este necesară îmbunătăţirea procedurii de extragere printr-un tratament chimic.
V.3.4. Calibrarea răspunsului în termeni de doză absorbită şi evaluarea dozelor
pentru probele preparate
Pentru următoarele determinări privind semnalul termoluminescent al probelor de smalţ
dentar iradiat a fost utilizat cititorul Harshaw 3500 din cadrul Institutului Naţional de
Cercetare-Dezvoltare pentru Fizica Materialelor - Măgurele şi s-au efectuat câteva teste:
zgomotul de fond alfotomultiplicatorului, măsurători TL pe câteva probe cu rate de încălzire
diferite, până la temperatura maximă de 600C.
Probele au fost iradiate cu radiaţii gamma (sursa Cs) şi radiaţii X, dozele de iradiere
fiind alese în domeniul dozelor de iradiere acumulate de un individ in decursul vieţii (de aprox.
100mGy) şi anume: 25mGy, 50mGy, l00mGy şi 200mGy. S-a folosit procedura de extragere
mecanică + chimică a smalţului.
Măsurătorile au fost efectuate pe probe de smalţ dentar cu aceeaşi masă (0,0149 g) şi
sunt prezentate în Figura V.4. Acestea au arătat creşterea semnalului termoluminescent cu doza
de iradiere. În vederea eliminării semnalului de natură necunoscută s-a mai înregistrat o a doua
curbă (imediat şi pe aceeaşi probă) care a fost scăzută din prima curbă de TL înregistrată.
Figura V.4. Măsurători TL efectuate pe probe de smalţ dentar (mech.+chimic) neiradiate si
iradiate cu radiaţii gamma (din curbele TL experimentale a fost scăzut semnalul de origine
necunoscută).
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
85
Semnalului termoluminescent al probelor de smalţ procesat mecanic şi chimic (enamel
mech.+chem.) este mult mai mare comparativ cu semnalul TL al probelor de smalţ procesat
doar mecanic (enamel mech.). În cazul probelor neiradiate, semnalul TL pentru probele
procesate mecanic şi chimic este de 6 ori mai mare decât semnalul TL pentru probele de smalţ
procesat doar mecanic şi ajunge de aproape 50 (!) mai mare in cazul probelor iradiate cu
radiaţii gamma. Aceasta arată în mod clar că smalţul izolat mecanic+chimic este mult mai
sensibil la radiaţii.
Figura V.5. Măsurători TL pe probe de smalţ dentar ( mech., mech.+chem.) iradiate cu radiaţii
X la o doză de aprox. 10 – 20 Gy.
Din datele experimentale rezultă următoarele concluzii:
• procedura de extragere a smalţului este necesar să fie îmbunătăţită printr-un tratament
chimic adiţional, pentru atingerea nivelului de puritate necesar
• smalţul procesat mecanic şi chimic (mech.+chem) este mult mai sensibil la radiaţii ceea
ce este foarte important pentru dozimetrie.
• filtrul optic UG2 cu transmisia optică în domeniul 300-350nm inserat în faţa
fotomultiplicatorului în măsurătorile de TL asigură selectarea domeniului spectral
corespunzător luminescenţei de recombinare intrinseci
• în ceea ce priveşte metodologia de lucru cu cititoruI TLD Harshaw 3500, este necesară
selectarea luminescenţei intrinseci prin inserarea in fata fotomultiplicatorului a unui
filtru iar domeniul de lucru cuprins între 50-4500C la o rată de creştere a temperaturii de
20 C/sec.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
86
• intensitatea semnalului TL a fost considerată ca fiind suprafaţa aflată sub curba TL in
domeniul 350-4500
(i) suprafaţa totală de sub curba TL
C ceea ce pare a fi cea mai bună soluţie comparativ cu
supraestimările foarte mari care apar dacă s-ar considera „intensitatea semnalului TL”
ca fiind:
(ii) înălţimea maximului TL de la 385 0
(iii) suprafaţa parţială de sub curba TL în domeniile 350-450
C 0C şi 375-425 0
C.
Deconvoluţia curbei de termoluminescenţă a evidenţiat prezenţa unui maxim la
temperatura de 380 0
C (vezi figura V.6.).
Figura V.6. Deconvoluţia curbei de termoluminescenţă şi evidenţierea maximului de la 3800
C
S-a construit dreapta de calibrare ,,Semnal TL funcţie de doza de iradiere". Valoarea de
pe abscisă la care graficul intersectează axa Ox reprezintă doza iniţială a dintelui pentru care
s-a realizat evaluarea retrospectivă a dozei [82].
Din extrapolarea liniei ,,la zero" se determină doza absorbită adică doza necesară
reproducerii semnalului TL iniţial al probei, aceasta fiind doza de iradiere absorbită de individ
până în momentul respectiv.
0
25
50
75
100
125
100 150 200 250 300 350 400 450
Exp.Fitt. 430oC/
1.80eV
380oC/1.69eV
325oC/1.57eV
280oC/1.37eV
220oC/1.28eV
Temperature (oC)
Ther
mol
umin
esce
nce
(arb
.uni
ts)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
87
Figura V.7. Semnal TL în funcţia de doza de iradiere
Rezultatele obţinute sunt prezentate în tabelul V.1.
Tabelul V.1. Determinarea dozelor de iradiere
Nr.
Crt.
Probă material dentar Doza de iradiere calculată
mGy
1 VC/F/67 ani 230 ± 50
2 28 incl./18 ani 140 ± 50
3 Un/m/43 ani 160 ± 50
4 38 molar/M/21 ani 240 ± 50
5 SV/M/26 ani 230 ± 50
V.3.5. Analiza incertitudinii de măsurare în evaluarea dozelor de radiaţii
absorbite în smalţul dentar
Erori de măsură mari (de aprox. 10%) ce apar pe parcursul desfăşurării experimentelor
(dimensiunea variabilă a cristalitelor, mase variabile ale probelor iradiate, erori de calibrare
etc.) conduc la erori în evaluarea dozei de ± 35%. Aceasta se vede cu uşurinţă în Figura V.10.
unde punctele corespunzătoare dozelor de iradiere au fost prezentate cu eroarea lor de măsură.
Măsurătorile efectuate pe materialul dentar prelevat de la o persoană expusă profesional
la radiaţii (PM/34 ani) nu au fost concludente în ciuda repetării lor. În ceea ce priveşte motivul
acesta ar putea fi legat de faptul ca dozele de iradiere erau mult prea mari, ieşind din domeniul
0
0.5
1.0
1.5
-250 -200 -150 -100 -50 0 50 100 150 200
UN/M/43y; D=160m±70mGySV/M/26; D=210±100 mGyVC/F/67y; D=240±100 mGy28 incl/M/18y; D=140±70 mGy
Irradiation dose (mGy)
Ther
mol
umin
esce
nce
(arb
.uni
ts)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
88
de liniaritate şi de lucru al metodei termoluminescente. Aceasta am văzut şi noi prin apariţia
unui fenomen de neliniaritate la doze peste 200mGy (creşterea devine asimptotică şi apare un
palier). În mod normal la doze de iradiere de ordinul sutelor de mGy până la Gy (adică doze de
iradiere accidentale) se foloseşte metoda EPR.
Este necesară efectuarea mai multor măsurători (cel puţin 5) pe care sa se facă medierea
semnalului. Eroarea de măsura ar putea fi micşorată şi de iradierea probei la un număr mai
mare de doze. O altă sursă importantă de erori o reprezintă modul în care probele au fost
repartizate pe tăviţele cititorului. Este dificil de repartizat în mod uniform pulberea de smalţ pe
suprafaţa tăviţelor. În ceea ce priveşte repetabilitatea măsurătorilor, o eroare relativă de aprox.
25-30% nu ar fi mare, însă eroarea absolută în determinarea dozelor este mare ± 50mGy, fiind
chiar mai mare decât doza minim detectabilă prin metoda EPR.
Acest lucru se datorează în cea mai mare parte distribuţiei neuniforme (mult prea largi)
a mărimii cristalitelor (100 µm – 200 µm). S-a observat că pentru cristalitele de dimensiuni
mici (100 µm) semnalul termoluminescent era mult mai mare decât în cazul cristalitelor de
dimensiuni mai mari (de până la 200 µm). În acest sens este necesară continuarea studiului
privind influenţa dimensiunii cristalitelor asupra semnalului termoluminescent obţinut.
Totodată, variaţiile maselor probelor măsurate au o influenţă semnificativă asupra
rezultatelor finale, dar în mai mică măsură deoarece suprafaţa de pe care se emite semnalul TL
este mai importantă decât masa propriu-zisă a probei. Rezolvarea acestei probleme ar
presupune cântărirea fiecărei probe (ceea ce presupune un consum mare de timp) sau
efectuarea unui studiu al dependenţei semnalului TL de masa probei ce prezintă o formă
asimptotică. Din aceasta dependenţă extragem informaţia privitoare la masa de probă optimă
(la care variaţiile în masa probelor au o influenţă mică asupra rezultatului măsurătorii TL).
Rezolvarea problemelor privind influenţa dimensiunii cristalitelor asupra semnalului
termoluminescent (folosirea cristalitelor de dimensiuni apropiate), efectuarea unui număr mai
mare de măsurători pentru fiecare doză (şi folosirea valorii mediate) şi reducerea erorilor de
cântărire a probelor ar conduce la diminuarea drastică a erorilor până la aprox. 20-25mGy.
În ceea ce priveşte limita domeniului de măsură, metoda termoluminescentă pentru
evaluarea retrospectivă a dozelor se limitează la domeniul de iradieri de pana la aprox.
200mGy. Nu se pretează la evaluarea dozelor de iradiere ,,accidentale” de ordinul sutelor de
mGy sau Gy din cauza efectelor de supraliniaritate observate.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
89
Dozimetria retrospectivă şi evaluarea dozelor înregistrate în cadrul expunerilor
medicale este de interes crescut în condiţiile în care studii recente semnalează că aproape o
treime dintre tomografiile efectuate anual în Statele Unite ale Americii sunt inutile din punct de
vedere al informaţiilor medicale pe care le aduc. Potrivit acestui studiu, anual 20 de milioane
de americani se expun inutil radiaţiilor iar valoarea dozei cumulate ca urmare a expunerilor
medicale poate adesea depăşi pragul domeniului dozelor mici (200 mSv).
Pentru studiul privind evaluarea retrospectivă folosind tehnica de termoluminescenţă
asupra pulberii de smalţ, am folosit o procedură de auto-calibrare constând în iradierea
smalţului la doze cunoscute. Din determinările efectuate a reieşit faptul că procedeul de
extragere mecanică a smalţului dentar nu asigură nivelul de puritate necesar măsurătorilor
dozimetrice fiind necesară îmbunătăţirea procedurii de extragere printr-un tratament chimic –
smalţul izolat mecanic+chimic este mult mai sensibil la radiaţii.
Cu toate acestea, doza calculată a fost de câteva ori mai mare decât valoarea aşteptată şi
presupunem că acest lucru se datorează erorilor experimentale, în cea mai mare parte
distribuţiei neuniforme (mult prea largi) a mărimii cristalitelor (100 – 200 µm). S-a observat că
pentru cristalitele de dimensiuni mici (100 µm) semnalul termoluminescent era mult mai mare
decât în cazul cristalitelor de dimensiuni mai mari.
Tehnica de termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar poate fi utilizată pentru
evaluarea retrospectivă a dozelor, dar se limitează la domeniul de iradieri de pana la aprox.
200mGy, neputând fi utilizată pentru evaluarea dozelor de iradiere ,,accidentale” de ordinul
sutelor de mGy sau Gy datorită unor efecte de supra-liniaritate.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
90
CONCLUZII
Lucrarea de faţă tratează problematica determinării dozelor mici de radiaţii, folosind diverse tipuri
de detectori. Determinarea cu acurateţe a dozelor mici de radiaţii este deosebit de importantă în
radioprotecţie deoarece la ora actuală una dintre direcţiile principale de cercetare în radioprotecţie o
constituie identificarea relaţiei doză-efect la doze mici de radiaţie.
Scopul lucrării este caracterizarea complexă a proprietăţilor dozimetrice ale detectorilor utilizaţi în
dozimetria individuală, pentru îmbunătăţirea preciziei determinărilor de doză. Cele două tipuri de
dozimetre prezentate în lucrare – dozimetrul fotografic şi dozimetrul termoluminescent – reprezintă cele
mai utilizate dozimetre pentru determinarea expunerii externe în domeniul dozimetriei individuale şi
dozimetriei clinice.
O parte însemnată a acestui studiu se referă la dozimetrele fotografice folosite în monitorizarea
dozimetrică de rutină. Acestea sunt dozimetrele cele mai utilizate în dozimetria individuală, în principal
datorită costurilor reduse. Deşi au o limită de detecţie destul de ridicată (0,10 mSv), sunt cele mai utilizate
dozimetre folosite în dozimetria individuală, datorită costurilor reduse.
S-a studiat dependenţa răspunsului dozimetrului fotografic la energii de iradiere în domeniul
40 keV – 1250 keV, avantaj substanţial faţă de metoda clasică de caracterizare a răspunsului dozimetric
doar la două energii (100keV şi 661keV). Pentru stabilirea acestei dependenţe s-au iradiat un număr de
150 dozimetre fotografice. S-au stabilit curbele sensitometrice la energii în domeniul 40 keV - 200 keV
(prin iradierea la generatori de radiaţii X) şi curbele sensitometrice pentru energii în domeniul 500 keV -
1250 keV. Pentru iradierea la surse gamma au fost folosite surse de Am-241, Cs-137, Co-60, deoarece
acestea sunt utilizate frecvent în activităţile din domeniul nuclear. Studiul a confirmat dependenţa
puternică a răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere şi a condus la îmbunătăţirea preciziei
determinărilor de doză.
A fost evaluat răspunsul mediu al dozimetrului în funcţie de energia de iradiere (situat în intervalul
0,86 – 1,16) şi în funcţie de unghiul de incidenţă (situat în intervalul 0,88 – 1,04) şi folosind aceste
rezultate s-a studiat modul în care energia, unghiul de incidenţă şi temperatura influenţează răspunsul
dozimetrului fotografic. Valoarea determinată pentru incertitudinea extinsă de măsură a confirmat că sunt
îndeplinite cerinţele de acurateţe a determinărilor de doză prevăzute de standardele şi reglementările
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
91
Agenţiei Internaţionale pentru Energie Atomică (AIEA) şi Comisiei Internaţionale pentru Protecţie
Radiologică (I.C.R.P).
Dozimetrul fotografic rămâne un sistem dozimetric cu care se pot obţine rezultate foarte bune dacă
sunt utilizaţi algoritmi de calcul pentru determinarea dozelor şi dacă sunt analizate şi evaluate mărimile de
influenţă care au efecte semnificative asupra rezultatelor.
Au fost sintetizate informaţiile rezultate din monitorizarea lunară a unui număr de aproximativ
9.000 persoane expuse profesional la radiaţii ionizante. Din analiza datelor rezultate din monitorizarea
personalului expus profesional la radiaţii ionizante se constată că dozele cele mai mari se înregistrează în
domeniul industrial, acest fapt fiind corelat cu caracteristicile acestui tip de activitate care implică
manipularea unor surse radioactive de activitate mare, utilizate în radiografia gamma şi cu condiţii dificile
de expunere pentru unităţile mobile ce efectuează expuneri în exteriorul incintelor de iradiere
Analizând rezultatele monitorizării dozimetrice de rutină furnizate de laboratorul DOZIMED
comparativ cu rezultatele studiului „European Study of Occupational Radiation Exposure” (ESOREX) s-a
constatat că dozele medii înregistrate de persoanele expuse profesional în ţările UE, pe domenii de
activitate (medicină, industrie, cercetare etc.), au valori comparabile, ceea ce reflectă faptul că nu există
diferenţe majore între ţările participante la acest studiu.
Deoarece în majoritatea ţărilor UE, pentru monitorizarea dozimetrică individuală sunt folosite
dozimetre termoluminescente, au fost studiate caracteristicile dozimetrice ale detectorilor
termoluminescenţi pe bază de fluorură de litiu, pentru aplicaţii în dozimetria individuală şi dozimetria
clinică.
Studiul semnalului termoluminescent în funcţie de doza de iradiere confirmă liniaritatea
răspunsului cu doza. Variaţia vitezei de încălzire, ca parametru esenţial aparţinând profilului timp-
temperatură selectat pentru înregistrarea semnalului termoluminescent nu modifică semnificativ
intensitatea acestuia, însă la viteze de încălzire mai mari picurile de termoluminescenţă se deplasează spre
temperaturi mai mari. Dependenţa semnalului termoluminescent de energia de iradiere este
nesemnificativă comparativ dependenţa răspunsului dozimetrului fotografic de energia medie de iradiere.
Au fost analizate şi cuantificate componentele incertitudinii extinse folosind dozimetrul
termoluminescent. A fost determinată incertitudinea extinsă de măsură ţinând cont de influenţele care apar
asupra semnalului termoluminescent datorită energiei radiaţiei, unghiului de incidenţă, temperaturii,
erorilor de calibrare şi variaţiilor fondului natural de radiaţii mai sus menţionate şi s-a verificat că valoarea
incertitudinii extinse satisface cerinţele standardelor şi reglementărilor naţionale şi internaţionale.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
92
A fost realizată şi o analiză comparativă a rezultatelor obţinute folosind dozimetrul fotografic şi
dozimetrul termoluminescent pentru determinarea dozelor înregistrate de personalul expus profesional la
radiaţii ionizante din cadrul unei instituţii de cercetare din domeniul nuclear şi s-a observat că dozele
raportate de dozimetrele termoluminescente au valori semnificativ reduse faţă de dozimetrele fotografice.
Studiul confirmă avantajele pe care acest tip de detector le are faţă de dozimetrul fotografic. Limita
de detecţie a dozimetrului termoluminescent este mult redusă faţă de limita de detecţie a dozimetrului
fotografic, ceea ce este extrem de important pentru analizarea relaţiei doză – efect la doze mici de radiaţie.
Au fost realizate studii de reconstrucţie a dozelor individuale folosind tehnica de
termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar. Au fost analizate probe provenind de la persoane cu
vârste cuprinse între 18 şi 67 ani, pentru evaluarea dozelor individuale înregistrate de acestea pe parcursul
vieţii. Din determinările efectuate a reieşit faptul că procedeul de extragere mecanică a smalţului dentar nu
asigură nivelul de puritate necesar măsurătorilor dozimetrice fiind necesară îmbunătăţirea procedurii de
extragere printr-un tratament chimic – smalţul izolat mecanic+chimic este mult mai sensibil la radiaţii.
Deoarece dozele nu pot fi evaluate pe baza unor curbe de calibrare determinate anterior, au fost
stabilite proceduri de auto-calibrare şi a fost determinată dependenţa semnalului termoluminescent de
doza de iradiere. Au fost identificate şi prezentate sursele de erori necesar a fi analizate pentru
îmbunătăţirea în viitor a acestei metode.
Cu toate acestea, doza calculată a fost de câteva ori mai mare decât valoarea aşteptată. Acest lucru
se poate datora erorilor experimentale, în cea mai mare parte distribuţiei neuniforme (mult prea largi) a
mărimii cristalitelor (100 – 200 µm). S-a observat că pentru cristalitele de dimensiuni mici (100 µm)
semnalul termoluminescent era mult mai mare decât în cazul cristalitelor de dimensiuni mai mari.
Tehnica de termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar poate fi utilizată pentru evaluarea
retrospectivă a dozelor, dar se limitează la domeniul de iradieri de pana la aprox. 200mGy, neputând fi
utilizată pentru evaluarea dozelor de iradiere ,,accidentale” de ordinul sutelor de mGy sau Gy datorită unor
efecte de supra-liniaritate.
Studiile prezentate în această teză de doctorat au fost comunicate la diverse conferinţe naţionale şi
internaţionale, făcând de asemenea obiectul mai multor articole publicate în reviste cotate ISI.
Îmbunătăţirea preciziei determinărilor de doză este de un real interes pe plan internaţional, pentru
identificarea relaţiei doză-efect la doze mici de radiaţie şi validarea teoriilor care apar în acest domeniu.
European Study of
Occupational Radiation Exposure
ESOREX 2010
Book of Country Reports
Prague 7. – 9. June Czech Republic
Scientific Topics
1. Organization of the communication with and between relevant stakeholders in Europe 2. Procedures for, and organization of data collection 3. Management of ESOREX 4. Quality assurance of data compiled in the data base 5. Data analysis and evaluation 6. Input to the revision of the European Basic Safety Standards, Directive 96/29/Euratom, in
particular with a view to requirements for national dose registries 7. Identification of issues which merit further activities by the European Commission
Symposium “ESOREX 2010” is organized by Czech Technical University in Prague (Faculty of Nuclear Sciences and Physical Engineering) and the State Office for Nuclear Safety of the Czech Republic).
Project is funded by the European Commission, Directorate-General Energy and Transport under European Contract No TREN/09/NUCL/SI2.550263.
Editor Jiří Martinčík [email protected]
FOREWORD Prague, June 2010
The objective of the European Union survey called ESOREX is to provide the EC and the national competent radiation protection authorities with reliable information on how personal radiation monitoring, reporting and recording of dosimetric results is managed and structured in European countries. There is a general need for reliable and directly comparable data on individual and collective radiation exposure in all occupational sectors where classified workers are employed. Therefore, it is important to receive information about the levels of individual personal radiation doses to workers in the different sectors and the trends and developments of these doses over a period of several years. This information form the basis for the practical steps that should be taken so that European countries could meet the challenge of establishing a harmonised radiological protection system in Europe including future legislative initiatives of the Commission.
The following ESOREX studies have been organised in the past already: ESOREX WEST (Austria, Belgium, Denmark, Germany, Finland, France, Greece, Iceland, Ireland, Italy, Luxembourg, The Netherlands, Norway, Portugal, Spain, Sweden, Switzerland, United Kingdom), ESOREX EAST (Bulgaria, Czech Republic, Estonia, Hungary, Latvia, Lithuania, Poland, Romania, Slovak Republic, Slovenia), ESOREX 2000 (European Union Member States, Bulgaria, Romania, Iceland, Norway, Switzerland) ESOREX 2005 (European Union Member States, Bulgaria, Romania, Iceland, Norway, Switzerland, Croatia) Three workshops were already organized in the frame of ESOREX studies with the aim to establish close relationships of involved countries and individuals: in Luxembourg in 1997 during ESOREX WEST and in Prague in 1998 for ESOREX EAST. The third ESOREX workshop was organized in December 2004 in Prague with the participation of 25 European countries.
The last study - ESOREX 2005 – has been executed under the leadership of the State Office for Nuclear Safety of the Czech Republic in co-operation with BfS of Germany who was responsible for previous projects. ESOREX 2005 finished in 2007 and the final report sent to the European Commission presented all collected results including the country reports, collected data, analysis of data and the conclusions and recommendations for the future.
In 2009 the European Commission launched the project called ESOREX 2010 with the aim to organize a fourth workshop of ESOREX where the results of previous study will be presented and the ideas for the future as related to further European harmonisation in the field of occupational exposures will be discussed within the member states. The workshop will try to answer the questions such as if member states wish to have a higher commitment for data collection from the side of EC, if they wish to develop an European standard for registration of personal doses by setting of minimum requirements, to create an European database, to collect data regularly in given time period using common Internet protocol and mainly to express the real interest of member states to have and operate such tool in the field of occupational exposure control, to defend its effectiveness by identifying possible ways how and for what can be used. Based on this discussion the recommendation for the EC focused to the future of ESOREX project will be developed.
Karla Petrova Head of the Occupational and Medical Exposure Section
in the State Office for Nuclear Safety
ESOREX 2010 Country: Romania
181
European Study of Occupational Radiation Exposure
Romania
Authors: Sorin Mancas, contact person for ESOREX 2010 e-mail address: [email protected] Co – Author: Maria Gheorghe e-mail address: [email protected] Name of Authors’ Institution and Workplace: National Commission for Nuclear Activities Control ( CNCAN Bucuresti), Ionizing Radiation Use Authorization Division
General Information: Country Population: 21 537 563 (1 July 2007, National Institute of Statistics) GNP: 145 billion EURO (2009 – governmental estimate of the budget) Number of monitored workers: 18 800 (yearly average value, for 2005 – 2009) Facilities - 2009 radiation sources inventory:
- 2 (CANDU 6) nuclear power reactors - 1 research reactor (TRIGA, 14 MWe, steady state and pulse) - 2 research accelerators ( 1 tandem, 1 cyclotron) - natural uranium mining facilities - 1 natural uranium ore processing facility - 1 nuclear fuel factory - 2 radioactive waste treatment facilities - 1 repository for low and intermediate level radioactive waste - medical diagnostic radiology: 3767 radiological installations (1335 dental, 2432 general) - nuclear medicine laboratories: 42 (4 with NM therapy procedures) - radiotherapy facilities: 82 (11 linacs, 16 cobaltotherapy units, 14 simulators, 1 gamma
knife, 31 roentgentherapy units, 9 brachytherapy units) - irradiators: 8 ( 2 multiple purpose type with 60Co, 6 with 137Cs for human blood products) - industrial radiological installations: 373 (191 for nondestructive examination, 204 for
processes control, 78 for well logging) - security radiological installations: 427 (90 with 63Ni ionization chamber detector, 337 for
luggage X-ray inspection)
Chapter 1: Central register of occupational exposure In accordance with the Basic Norms for Radiological Safety, issued by CNCAN in August 2000 to implement in Romania the IAEA Basic Safety Standards and the EC 96/29/EURATOM Directive, the licence holder must assure the systematic individual monitoring of all radiation workers of A category. An accredited dosimetric body, recognized by CNCAN must do the monitoring.
The individual monitoring of the persons belong to B category of occupational exposure is done only to confirm the right framing of these persons in this category B, and then the individual monitoring of the persons belonging to B category will not be mandatory.
In some practices, when necessary CNCAN may impose that the persons of B category be individually monitored in the same conditions like the persons of A category.
CNCAN is responsible, starting with october 2002, for the National Dose Registry.
ESOREX 2010 Country: Romania
182
All the accredited dosimetric services should keep data on exposures of workers and should report to CNCAN.
The dosimetric service providers currently hold detailed measured data on exposure of workers, provide these data on monthly basis to the licensees and registered owners, which provide worker exposure data on the effective dose values, in an annual report submitted to CNCAN.
The dosimetry service providers submit reports to CNCAN each time a worker receives an overexposure (an exposure that exceeds the annual dose limit, or a monthly exposure that exceeds the annual dose limit divided by 12), and detailed reporting regulatory requirements are imposed to the licensees and registered owners in each such case, or in case of radiological incident or accident.
CNCAN has established investigation levels for occupational exposure for NPP workers and for occupational exposure of workers from practices such as industrial and medical domains.
Also, the acredited dosimetric services should report the results on individual monitoring of the occupational exposed workers to CNCAN, in accordance with the provisions of the Norms on Individual Dosimetry issued by CNCAN in 2002.
Examples of statistical analysis of the data provided yearly to CNCAN registry of doses are illustrated in chapter 5.
The current status of development of CNCAN registry of occupational doses in Romania has the following main characteristics:
- the database system used is a Microsoft Access software developed with a view to the management of authorization and inspection activities deployed by CNCAN for practices outside the nuclear fuel cycle
- the operator of this EVNUC database is the personnel of the Ionizing Radiation Use Authorization Division which have assigned administrator or user rights and wokstations included in a local area network
- the access to and data of the database are protected by limited access and password - data are introduced manually, which is the current main difficulty in creating e g
individual dose registry for cca 20,000 occupationally exposed persons. An upgraded EVNUC database is developed since 2008 and shall be implemented in the next semester:
- it is an SQL database used in a CNCAN network with controlled internet access, protected by user password and SSL certificate
- external users shall have limited and controlled access, attributed by CNCAN to stakeholders such as county resident inspectors, licensees or accredited dosimetric services
- it is the result of a PHARE project supplemented by additional Romanian financing.
Chapter 2: Workers data registered Personal data registerred assure the unique identification of each person, using the personal numerical code officially attributed in Romania, and on rare occasions the equivalent code attributed by other countries.
Employment history is registered in each licensing file.
Worker’s categorisation – A or B - is permitted by the existing regulations and it is approved by CNCAN in each licensing process; the decision to apply for a change from A to B category can be taken by the licensee only following the CNCAN approval process described in the practice specific regulation.
ESOREX 2010 Country: Romania
183
Job characterisation is the responsibility of the employer, which can issue the radiation work permits of level 1, and only for level 2 and 3 responsible persons CNCAN issues as a rule the corresponding radiation work permit, for radiation protection officers and for experts, respectively, applying procedures described in a specific regulation issued by CNCAN.
Radiation passports are not registered in the central register kept by CNCAN; they are issued by radiation hygiene laboratories belonging to the Health Ministry.
Outside workers’ dose is included in the central registry generated by CNCAN; at this stage, in Romania outside workers are mainly those employed by companies working by contract with, and within the premisses of NPP Cernavoda, and their radiation passports are issued by CNCAN’s nuclear fuel division, in the format provided by the applicable specific regulation.
Chapter 3: Personal dose information registered
Dose quantities : since august 2000, the quantity used for the evaluation of occupational exposure is the effective dose. The basic limits for the exposed workers are established for:
- the sum of effective doses from the external exposure and the committed effective doses of internal exposure the value of 20 mSv per calendar year
- the equivalent dose in the lens of the eye the value of 150 mSv per calendar year,
- the average equivalent dose in any 1 cm2
of skin the value of 500 mSv per calendar year,
- the equivalent dose in the hands from fingers up to the elbow and in the legs from soles up to ankles the value 500 mSv per calendar year.
The basic limits for the apprentices and students from 16-th year to the 18-th year of age are three times lower.
The exposure of the foetus of pregnant women is restricted to 1 mSv, by the modification of conditions of work.
External, internal exposure are measured by different accredited individual dosimetric services, and the responsibility of attributing the effective dose value and the committed effective doses of internal exposure to each individual belongs to his employer (the licensee), which should also have this verified by a correspondingly licensed radiation protection expert, with a valid level 3 permit issued by CNCAN, whose councelling and verification report are obtained by work contract.
Management of data registration - data flow between licensees, dosimetric services and the CNCAN national dose register - is described in chapter 1.
Chapter 4: Source of exposure data registered
Identification of the source, placement of the source – these are informations included in each authorization issued by CNCAN for practices, and in more detail in the licensing files.
Natural sources exposure – are not included in the register, at this stage.
Chapter 5: Statistics
In accordance with the provisions of the Norms on Individual Dosimetry issued by CNCAN in 2002, national occupational dose registry results are collected, analyzed and kept in archive by CNCAN. Table 1 below presents a synthesis of these results for the years 2002 – 2009.
ESOREX 2010 Country: Romania
184
Table 1: Synthesis of occupational dose registry results in Romania, for the years 2002 – 2009 Year No. of
workers Collective dose (man x mSv)
Average dose (mSv) – for all workers
Average dose (mSv) – only for workers with measured dose values above minimum detection limit value
2002 15552 14676,2 0,94 1,39 2003 15745 15570,4 0,99 1,64 2004 15743 17606,7 1,11 1,59 2005 16722 17959,6 1,07 2,12 2006 18378 14904,1 0,81 1,60 2007 18981 17790,8 0,93 1,84 2008 20091 20973,3 1,04 1,77 2009 19743 22487,1 1,14 1,85 The acredited dosimetric services report the yearly results on individual monitoring of the occupational exposed workers to CNCAN and these reports are collected in a national dose registry record of the format indicated by ESOREX and included in the Norms on Individual Dosimetry issued by CNCAN in 2002. Figure 1 below presents the example of the dose registry record for 2009, first page – the number of workers distributed on dose intervals, and the second page – the collective dose distributed on dose intervals.
ESOREX 2010 Country: Romania
185
Figure 1: 2009 dose registry results in ESOREX presentation, first page - the number of workers distributed on dose intervals
ESOREX 2010 Country: Romania
186
Figure 1: 2009 dose registry results in ESOREX presentation, second page - the collective dose distributed on dose intervals
ESOREX 2010 Country: Romania
187
Figure 2: 2009 dose registry results in graphic presentation, left scale for the number of workers distributed on different work categories, and right scale for their average dose value.
Occupationally exposed category A personnel (left s cale) and their average dose values in 2009 (right scale), for diff erent categories
(NPP, medical, industrial, research or inspection, uranium mining)
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
Dom nucl Medicina Industrie Educatie,cercetare,inspectie
Minerit
Num
ar d
e ex
pusi
pro
fesi
onal
0
0.5
1
1.5
2
2.5
Doz
a m
edie
(m
Sv)
Numar expusi profesional Doza medie (mSv)
Data reported for the years 2005 – 2009 reveal trends of evolution for the collective dose of occupational exposure (figure 3), for the number of individually monitorized personnel (figure 4) and for their average dose values (figure 5) – as distributed on different work categories:
- nuclear domain (NPP, fabrication of nuclear fuel and nuclear scientific research) - medical domain (radiodiagnostic and radiotherapy) - industrial domain (mainly industrial radiography) - education in universities, other scientific research, and inspection of nuclear activities - uranium mining and ore processing.
ESOREX 2010 Country: Romania
188
Figure 3: 2005 – 2009 trends of evolution for the collective dose of occupational exposure (man x mSv), distributed on different work categories
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000D
oza
cole
ctiv
a (o
m*m
Sv)
Dom nucl Medicina Industrie Educatie,cercetare,inspectie
Minerit
Evolution of the collective dose for different doma ins of activity
2005 2006 2007 2008 2009
Figure 4: 2005 – 2009 trends of evolution for the number of occupationally exposed personnel distributed on different work categories
Distribution of the number of exposed personnel on work categories
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
Dom nucl Medicina Industrie Educatie,cercetare,inspectie
Minerit
Num
ar d
e ex
pusi
pro
fesi
onal
2005 2006 2007 2008 2009
ESOREX 2010 Country: Romania
189
Figure 5: 2005 – 2009 trends of evolution for the average dose of occupationally exposed personnel distributed on different work categories
0
0.5
1
1.5
2
2.5
3
3.5
4
Doz
a m
edie
(m
Sv)
Dom nucl Medicina Industrie Educatie,cercetare,inspectie
Minerit
Evolution of the average dose in different domains of activity
2005 2006 2007 2008 2009
Examples of the distribution on dose intervals of the collective dose values for the years 2005 – 2009 are presented in figure 6 for the medical domain, and in figure 7 for the industrial domain.
Both distributions have a similar, quasi-gaussian shape, having the center of the distribution in the interval (0.5 – 5) mSv for the medical domain and in the interval (1 – 10) mSv for the industrial domain.
A relatively longer tail of the distribution for the industrial domain, extended in the dose interval (10 – 20) mSv, is characteristic for the industrial radiography and was reported in prior international communications.
The corresponding distributions for 2005 – 2009 of the number of workers distributed on dose intervals, in the medical and industrial domains, are presented below in figure 8 and figure 9, respectively.
It is characteristic for this interval of five years and for the previous interval of three years that a relatively large number of occupationally exposed personnel have individual doses situated in the dose interval (0 – 0.2) mSv.
This characteristic is particularly well visible in the medical domain and can lead to the conclusion of the necessary reassessment of the decision taken by the employer to perform individual dosimetry for all personnel professionally occupied in such practices as dental radiology, mammography or osteodensitometry. Reassessment processes performed in relatively few cases until now show that a change of personnel category from A to B is feasible in such practices.
ESOREX 2010 Country: Romania
190
Figure 6: The distribution on dose intervals of the collective dose values in the medical domain for the years 2005 – 2009
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000D
oza
cole
ctiv
a (o
m*m
Sv)
0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 - 10.0 10.0 - 15.0 15.0 - 20.0 20.0 - 50.0
Intervale de doza (mSv)
Collective dose distribution in the medical domain
2005 2006 2007 2008 2009
Figure 7: The distribution on dose intervals of the collective dose values in the industrial domain for the years 2005 – 2009
0
500
1000
1500
2000
2500
3000
Doz
a co
lect
iva
(om
*mS
v)
0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 - 10.0 10.0 -15.0
15.0 -20.0
20.0 -50.0
>50
Intervale de doza (mSv)
Col l e c t i v e dose d i st r i but i on i n t he i ndust r i a l doma i n
2005 2006 2007 2008 2009
Figure 8: Distribution of the number of workers on dose intervals - medical domain in 2005 - 2009
ESOREX 2010 Country: Romania
191
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000N
umar
de
expu
si p
rofe
sion
al
0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 - 10.0 10.0 - 15.0 15.0 - 20.0
Intervale de doza (mSv)
The distribution on dose intervals of the number of workers in the medical domain
2005 2006 2007 2008 2009
Figure 9: Distribution of the number of workers on dose intervals - industrial domain in 2005 - 2009
0
100
200
300
400
500
600
700
800
900
1000
Num
ar d
e ex
pusi
pro
fesi
onal
0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 - 10.0 10.0 - 15.0 15.0 - 20.0 20.0 - 50.0
Intervale de doza (mSv)
The distribution on dose intervals of the number of workers in the industrial domain
2005 2006 2007 2008 2009
Figure 10 presents the specific shapes of the distributions on dose intervals for 2005 – 2009, of the number of occupationally exposed personnel at NPP Cernavoda, for their own workers and for outside workers in the same year, in adjacent rows.
ESOREX 2010 Country: Romania
192
Figure 10: The distributions of the number of workers on dose intervals at NPP Cernavoda
0 - 0.1 0.1 -0.2
0.2 -0.5
0.5 -1.0
1.0 -2.0
2.0 -5.0
5.0 -10.0
10.0 -15.0
15.0 -20.0
20.0 -50.0
CNE (lucratori externi) (2005)
CNE (lucratori proprii) (2005)
CNE (lucratori externi) (2006)
CNE (lucratori proprii) (2006)
CNE (lucratori externi) (2007)
CNE (lucratori proprii) (2007)
CNE (lucratori externi) (2008)
CNE (lucratori proprii) (2008)
CNE (lucratori externi) (2009)
CNE (lucratori proprii) (2009)
0
200
400
600
800
1000
1200
1400
1600
1800
Num
ar d
e ex
pusi
pr
ofes
iona
l
Intervale de doza
The distribution of the number of workers on dose i ntervalsat NPP Cernavoda, in 2005 - 2009
The next two figures present comparisons for 2009 of the distributions on dose intervals (figure 11 for the collective dose and figure 12 for the number of workers), in different specific practices of the medical domain: general diagnostic radiology, interventional radiology, radiotherapy, nuclear medicine, dental radiology and veterinary radiology. It can be noticed that a relatively large number of monitorized personnell in diagnostic radiology and dental radiology have doses situated in the interval (0 – 0.1) mSv, while in interventional radiology, in radiotherapy and in nuclear medicine relatively numerous registerred doses are situated in the interval (1 – 2) mSv.
ESOREX 2010 Country: Romania
193
Figure 11: The 2009 distribution of collective dose on dose interval, for specific medical practices
0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 -10.0
10.0 -15.0
15.0 -20.0
Radiol. de diagnosticRadiol. interventionalaRadioterapie Medicina nuclearaRadiol. dentaraMedicina veterinara
0
500
1000
1500
2000
2500
3000
3500
Doz
a co
lect
iva
(om
*mS
v)
Interval de doza (mSv)
Distribution of collective dose on dose intervals i n the specific medical practices (2009)
Figure 12: The 2009 distribution of the number of workers on dose interval, for specific medical practices
0 - 0.10.1 - 0.2
0.2 - 0.50.5 - 1.0
1.0 - 2.0 2.0 - 5.0
5.0 -10.0
10.0 -15.0 15.0 -
20.0
Radiol. de diagnostic
Radiol. interventionala
Radioterapie Medicina nucleara
Radiol. dentaraMedicina veterinara
0
500
1000
1500
2000
2500
3000
3500
4000
Num
ar d
e ex
pusi
pro
fesi
onal
Interval de doza (mSv)
The number of workers distributed on dose intervals for specific medical practices in 2009
ESOREX 2010 Country: Romania
194
Chapter 6: Ideas for the future as related to further European harmonization in this field Further European harmonization in the study of occupational radiation exposure should establish
- a set of minimum requirements for the registration of personal doses - standard formats and protocols for reporting and registration - a reasonable frequency of update of the data provided, commensurate with the
requirements for European registration - the creation of an effective European database, as simple as possible, with a view to be
used by member states, but not limited only to such use.
Chapter 7: Discussion The last decade development of the Romanian occupational dose registry has been the responsibility of the competent authority in the nuclear domain (CNCAN).
The implementation of international recommendations and standards was necessarilly adapted to the existing workforce and technical possibilities, having as the main objective to succeed keeping under control the occupational exposure in a timely and effective manner.
A minimum requirements approach to national dose registry may be successful in achieving such objectives; however, there is need to surpass the relative limitations in what regards the possibilities of further use of such a dose registry database.
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
110
BIBLIOGRAFIE
1. L. M. Constantinescu, “Structura polimerilor”, Editura Universităţii din Bucureşti (1989)
2. A. Chapiro, Radiation Chemistry of Polymeric Systhems, Interscience Publishers, John
Wiley ans Sons, New York – London, 1962
3. A. Charlesby, “Atomic Radiation and Polymers”, Pergamon, London (1960)
4. L.M. Constantinescu, S. Fianu, “Probleme actuale privind degradarea şi stabilizarea
polimerilor”, Editura Universităţii din Piteşti (2006)
5. L.M. Constantinescu, C.I. Berlic, “Structura polimerilor. Metode de studiu”, Editura
Universităţii din Bucureşti (2003)
6. W. Schnabel, “Polymer Degradation; Principles and Applications”, Macmillan, New York,
1981
7. S. Horun, O. Sebe, “Degradarea si stabilizarea polimerilor”, Editura Tehnica, Bucuresti, 1983
8. M. Cheresteş, L.M. Constantinescu, K. Lozano, M. D. Chipară, M. Chipară, L. Daniel,
“Radiation Effects on Lightweight Polymeric Nanocomposites: Polystyrene-Single Wall
Carbon Nanotube”, NASA/AIAA Conference, March 2010
9. M. Cheresteş, L. M. Constantinescu, M.D. Chipară, K. Lozano, M. Chipară “Irradiation
Effects of Polypropylene – Carbon Nanofibers Composites”, Fall Meeting of Materials
Research Society, Boston, 29 November – 3 December 2010
10. “Raman Spectroscopy of Gamma Irradiated Polypropylene - Carbon Nanofiber Composites,”
11. H. C. Biggin, “Iradiation Effects on Polymers”, Ed. D. W. Clegg, A. A. Collyer, Elsevier
Applied Science, London and New York, 1991, Ch. 1
12. D. W. Clegg, A. A. Collyer (ed.), “Irradiation Effects on Polymers”, Elsevier Applied
Science, London and New York, 1991
13. T. Setnescu, R. Setnescu, S. Jipa, I. Mihalcea, Polym. Degrad. Stab., 52, p. 19, 1996
14. M. Cherestes, A. Chipara, J. Hamilton, L.M. Constantinescu, M. D. Chipara, K. Lozano, E.
Ibrahim, M. Chipara “Raman Spectroscopy of Gamma Irradiated Polypropylene - Carbon
Nanofiber Composites,” The 9th Meeting of Ionizing Radiation & Polymers Conference, 25-
29 October 2010, Maryland, USA.
15. S. Jipa, T. Zaharescu, R. Setnescu, T. Setnescu, Polym. Degrad. Stabil, 83, p. 101 (1997)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
111
16. S.L. Madorski, “Thermal Degradation of Polymers”, Intersci., New York, 1964
17. A. Chapiro, J. Chem. Phys., 53, 895 (1956)
18. F. A. Bovey, “The Effects of Ionizing Radiation on Natural and Synthetic High Polymers”
Intersci. New York, 1958, Polymer Reviews, Vol. 1
19. M. Oncescu, I. Panaitescu, “Dozimetria si ecranarea radiaţiilor roentgen şi gamma”, Editura
Academiei Romane, Bucureşti, 1992
20. R. A. Meyer, F. L. Bouquet, R. S. Alger, J. Appl. Phys., 27, 1012, (1956)
21. D. Şerban, “Dozimetrie şi radioprotecţie”, Oficiul de documentare I.C.E.F.I.Z., Bucureşti,
1987
22. ICRP Publication 60, “1990 Recommendation of the International Commission on
Radiological Protection”, Annals of ICRP 21, 1-3 (1991)
23. National Research Council, Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiation,
“Health Effects of Exposure of Low Levels of Ionizing Radiations (BEIR V)”, National
Academy, Press, Washington DC, 1990
24. T. L. Cheng, S. L. Wei, B. M. Chen, J. W. Chern, M. F. Wu, P. W. Liu and S. R. Roffler,
“Bystander killing of tumour cells by antibodytargeted enzymatic activation of a glucuronide
prodrug” Br. J. Cancer 79, 1378–1385 (1999).
25. S. A. Lorimore, M. A. Kadhim, D. A. Pocock, D. Papworth, D. L. Stevens, D. T. Goodhead
and E. G. Wright, “Chromosomal instability 180 SAWANT ET AL. in the descendants of
unirradiated surviving cells after alpha-particle irradiation” Proc. Natl. Acad. Sci. USA 95,
5730–5733 (1998)
26. S. G. Sawant, G. Randers-Pehrson, C. R. Geard, D. J. Brenner and E. J. Hall, "The bystander
effect in radiation oncogenesis: Transformation in C3H 10T½ cells in vitro can be initiated in
the unirradiated neighbors of irradiated cells” Radiat. Res. 155, 397–401 (2001)
27. G. Olivieri, J. Bodycote and S. Wolff, “Adaptive response of human lymphocytes to low
concentrations of radioactive thymidine” Science 223, 594–597 (1984).
28. T. Ikushima, “Chromosomal responses to ionizing radiation reminiscent of an adaptive
response in cultured Chinese hamster cells” Mutat. Res. 180, 215–221 (1987)
29. B. J. S. Sanderson and A. A. Morley, “Exposure of human lymphocytes to ionizing radiation
reduces mutagenesis by subsequent ionizing radiation” Mutat. Res. 164, 347–351, (1986)
30. UNSCEAR, “Sources and Effects of Ionizing Radiation” United Nations, New York, 1988
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
112
31. “Understanding Health Studies”, The Hanford Health Information Network Publication
(2000)
32. D. J. Brenner, R. Doll, D. T. Goodhead, E. J. Hall, C.E. Land, J.B. Little, J. H. Lubin,
“Cancer risks attributable to low doses of ionizing radiation: Assessing what we really
know”, PNAS, November 25, 2003, 0 (24), 13761-13766
33. C.B. Seymour, C.Mothersill, “Relative contribution of bystander and targeted cell killing to
the low dose region of the radiation dose response curve” Radiation Research 153, p. 508
(2000)
34. M. Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C. Bârcă „Influence
quantities of optical density for Agfa personal monitoring film used in personal dosimetry”,
Optoelectronics and Advanced Materials – Rapid Communications Vol. 4, No.6, June 2010,
p. 867-870
35. M. Cherestes R.A. Vasilache, M. Cismaşu, “Sources of errors in personnel film dosimetry”,
International Symposium of Southport, 14 – 18 June 1999.
36. R.A. Vasilache, M. Cherestes, D. Parlogea, “Replacing film-dosemeters with TLD-s:
Advantages and disadvantages”, Sesiunea stiintifica a S.R.Rp., Sibiu, 1997
37. M. Cheresteş, S. Popescu, C. Cheresteş „Dozele medii înregistrate în anul 2007 de
personalul expus profesional la radiaţii ionizante” Sesiunea ştiinţifică a S.R.Rp., Galaţi, 2008
38. B. S. Olteanu, R. Vasilache, A. Tudoran, M. Cheresteş, “Les doses en radiographie – mythes
et realites (etude avec des films dosimetriques), Congresul Francofon de Imagistică Medicală
al ţărilor Europei Centrale şi Orientale, Iaşi, 2006
39. ICRP Publication 103, “2007 Recommendation of the International Commission on
Radiological Protection”, Annals of ICRP 37, 2-4 (2007)
40. International Commission on Radiological Protection „Report of the Task Group on
Reference Man”, ICRP Publication No. 23, Oxford (1975)
41. ICRU Report 39, Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation
Sources, 1985
42. M. Figel, „Eurados Intercomparison 2008 – Film Dosemeters”, Eurados Annual Meeting
AM2009, German Research Center for Environmental Health
43. ISO 1757 : 1996(E), Personal Photographic Dosemeters
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
113
44. ISO/IEC Guide 98 Part 3 Guide to the expression of uncertainty in measurement (ISO:
Geneva) (1995).
45. [JGCM 100] BIPM, IEC, IFCC, ISO IUPAC, IUPAP and OIML. Joint Committee for
Guides in Metrology Guide to the expression of uncertainty in measurement (BIPM:Sèvres)
(2008).
46. [JCGM 101] BIPM, IEC, IFCC, ISO IUPAC, IUPAP and OIML Joint Committee for Guides
in Metrology Evaluation of measurement data — Supplement 1 to the “Guide to the
expression of uncertainty in measurement” — Propagation of distributions using a Monte
Carlo method. (BIPM:Sèvres) (2008).
47. EC/RP160 - "Technical recommendations for monitoring individuals occupationally exposed
to external radiation"
48. ISO, X and Gamma Reference Radiation for Calibrating Dosemeters and Doserate Meters
and for Determining Their Response as a Function of Photon Energy, ISO 4037/Part 1:
Radiation Characteristic and Production Methods, ISO, Geneva, 1996
49. Assessment of Occupational Exposure Due to External Sources of Radiation, Safety Guide
No. RS – G – 1.3., IAEA, Vienna, 1999;
50. Calibration of Radiation Protection Monitoring Instruments, Safety Report Series No. 16,
IAEA, Vienna, 2000
51. Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation Sources, Safety Series No.
15, IAEA, Vienna, 1996
52. ISO 14146 International Organization for Standardization Radiation protection – Criteria and
performance limits for the periodic evaluation of processors of personal dosemeters for X
and gamma radiation, Geneva, 2000.
53. G. Frasch, K. Petrova, “Dose trends in occupational radiation exposure in Europe. Results
from the ESOREX Project, 2005
54. G. Frasch,”Doses in Industrial Radiography in Europe”, 5th European ALARA Network
Workshop, Rome, Oct. 2001
55. K. Petrova, “European Studies on Occupational Radiation Exposure” European ALARA
Network, 15 (2004)
56. Norme Fundamentale de Securitate Radiologică, Monitorul Oficial al României, Nr. 404 bis,
august 2000
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
114
57. R. A. Vasilache, „Metode de detecţie a radiaţiilor nucleare. Detectori cu corp solid pentru
doze mici”, Teză de doctorat, Bucureşti, 2001
58. J.M. Cuttler, “Resolving the Controversy over Beneficial Effects of Ionizing Radiation”,
WONUC Conference on the Effects of Low and Very Low Doses of Ionizing Radiation on
Health Organized by the World Council of Nuclear Workers, Versailles, France, 1999
59. Cardis E, Kesminiene A, and Amoros E. “Genetic and environmental factors influencing the
radiation-induced cancer risk”, IARC, Unit of Radiation and Cancer, France
60. European Study of Occupational Radiation Exposure ESOREX 2010 – Book of Country
Reports – Romania, Prague, 7-9 June 2010
61. Z. Ghitulescu, A. Stoichioiu, I. Tudor, M.Cheresteş, “Thermoluminescent dosimeters used
in radiography exam of a patient”, Romanian Reports in Physics, trimisă spre publicare
62. M. Cheresteş C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C.A.Toma, A.
Leordeanu „New personal dosimetry services in Romania for mixed fields gamma-neutrons
using 6LiF:Mg, Ti-7LiF:Mg, Ti pairs detector”, Optoelectronics and Advanced Materials –
Rapid Communications, trimisă spre publicare
63. R. Kink, H. J. Kos, “Lithium fluoride dosimetry. The Z center model - a new concept for the
description of the process in dosimetric LiF (Mg, Ti)”, 10, p. 15
64. S. Mc Keever, “Thermoluminescence in LiF: analysis of the glow-curve”, 10, p. 19
65. V. K. Jain, “Thermoluminescence of Lithium Fluoride”, Radiation Prot. Dosim., 2, 3, (1982)
66. D. Blanc, M. Terrisol, Radiation Prot. Dosim., 13, 387 (1985)
67. D. I. Godfrey-Smith, J. Phys. D: Appl. Phys., 27, 1737, (1994)
68. P. Bräunlich, D. Schäffer, A. Scharmann, „A simple model for thermoluminescence and
thermally stimulated conductivity of inorganic photoconducting phosphors and experiments
pertaining to infrared stimulated luminescence”, Luminescence Dosimetry, AEC Symposium
series vol. 8, Stanford University Press, 1965
69. CEI/IEC 61066:2006, Thermoluminescence dosimetry systems for personal and
environmental monitoring
70. P. Fattibene, „Retrospective dosimetry by electron paramagnetic resonance”, Proceedings of
the International Conference „One Decade after Chernobyl”, IAEA-TECDOC-964 (1996)
71. International Atomic Energy Agency, „Use of electronic paramagnetic resonance dosimetry
with tooth enamel for retrospective dose assessment”, IAEA-TECDOC-1331 (2002)
Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală
115
72. International Commission on Radiological Units and Measurement, „Retrospective
assessment of exposures to ionizing radiation”, ICRU Report 68, Bethesda MD (2002)
73. C. Cherestes, M. Cherestes, C. E. Secu, M. Secu, M. V. Paraschiva, C. Barca
„Thermoluminiscence of tooth enemael for retrospective dosimetry assessment”, European
Conference on Individual Monitoring of Ionizing Radiation, March 2010, Athens, Greece
74. E.C. Secu, M.Cheresteş, M. Secu, C. Cherestes, V. Paraschiva, C. Barca “Retrospective
dosimetry assesment using termoluminiscence of tooth enamael”, Elsevier Editorial
System(tm) for Radiation Measurements, accepted for publication, September 2010
75. C.E. Secu, M. Cheresteş, M. Secu, C. Cheresteş, V. Paraschiva, C. Barca, I. Simina,
“Dozimetrie retrospectivă folosind peak-ul de termoluminescenţă de la 380C al smalţului
dentar”, Conferinţa Naţională a Societăţii Române de Radioprotecţie, Bucureşti, 8 oct. 2010
76. J.M. Brady, N.O. Aarestad, H.M. Schwartz, Med. Phys., 15, 43–47, 1968
77. F. Callens, G. Vanhalewyn, P. Matthys, E. Boesman, Appl. Magn. Reson. 14, 235–254. 1998
78. H. Ishii, J. Nucl. Sci. Tech., 1990
79. V. A Serezhnov, Rad. Prot. Dosim., 1992
80. Norme privind radioprotecţia persoanelor în cazul expunerilor medicale la radiaţii ionizante,
Monitorul Oficial al României, Nr. 446 bis, iunie 2002
81. F. Reza, H. Krumholz, Y. Wang, „Exposure to Low-Dose Ionizing Radiation from Medical
Imaging Procedures”, The New England Journal of Medicine, vol. 361, 9, (2009)
82. ICRU Report 68, Retrospective Assessment of Exposures to Ionising Radiation, 2002