La Fisica Sanitaria

DOSIMETRIA E PROTEZIONISTICA
FISICA NELLE ATTIVITÀ SANITARIE
Seconda edizione
Angelo Ostinelli
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INDICE
NOTA DELL’AUTORE ....................................................................................................................................... 5
CAPITOLO 1. INTRODUZIONE ........................................................................................................................ 7
1.1 - Cenni storici ........................................................................................................................................... 7
1.2 - La filosofia della radioprotezione ......................................................................................................... 10
1.3 - Principali tipologie di fonti radiogene utilizzate nelle pratiche mediche............................................... 11
CAPITOLO 2. LA FISICA DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI ......................................................................... 13
2.1 - L’atomo ................................................................................................................................................ 13
2.2 - La ionizzazione e le radiazioni ionizzanti............................................................................................. 15
2.3 - La radioattività naturale ....................................................................................................................... 16
2.4 - Il decadimento radioattivo.................................................................................................................... 19
2.5 - Le catene radioattive ........................................................................................................................... 26
2.6 - Fonti artificiali di radiazioni ionizzanti................................................................................................... 27
CAPITOLO 3. INTERAZIONI CON LA MATERIA ........................................................................................... 29
3.1 - Ionizzazione diretta ed indiretta ........................................................................................................... 29
3.2 - Interazione delle radiazioni fotoniche .................................................................................................. 29
3.3 - Attenuazione ed assorbimento di fotoni .............................................................................................. 33
3.4 - Interazione delle particelle cariche ...................................................................................................... 35
3.5 - Percorso delle particelle cariche.......................................................................................................... 39
3.6 - Interazione neutronica ......................................................................................................................... 42
CAPITOLO 4. EFFETTI BIOLOGICI ............................................................................................................... 49
4.1 - Danni da radiazioni .............................................................................................................................. 49
4.2 - Biologia dell'azione delle radiazioni ionizzanti ..................................................................................... 50
4.3 - Il danno biologico ................................................................................................................................. 54
4.4 - L'efficacia biologica delle radiazioni..................................................................................................... 56
4.5 - Modelli radiobiologici ........................................................................................................................... 57
4.6 - Fattori influenzanti la risposta cellulare............................................................................................... 59
CAPITOLO 5. LE GRANDEZZE DELLA RADIOPROTEZIONE ..................................................................... 61
5.1 - La dosimetria e le sue implicazioni ...................................................................................................... 61
5.2 - Grandezze radiometriche .................................................................................................................... 61
5.3 - Grandezze dosimetriche ...................................................................................................................... 62
5.4 - Grandezze radioprotezionistiche ......................................................................................................... 64
5.5 - Grandezze operative ........................................................................................................................... 67
CAPITOLO 6. LA STRUMENTAZIONE RADIOPROTEZIONISTICA ............................................................. 71
6.1 - Considerazioni generali ....................................................................................................................... 71
6.2 - Rivelatori a gas .................................................................................................................................... 73
6.3 - Rivelatori a scintillazione ..................................................................................................................... 78
6.4 - Rivelatori a semiconduttore ................................................................................................................. 80
6.5 - Rivelatori a termoluminescenza........................................................................................................... 82
6.6 - Rivelatori calorimetrici e chimici........................................................................................................... 84
6.7 - Rivelatori a film .................................................................................................................................... 84
6.8 - L'efficienza di conteggio....................................................................................................................... 87
6.9 - Confronto tra rivelatori ......................................................................................................................... 89
6.10 - Rivelatori di neutroni .......................................................................................................................... 90
CAPITOLO 7. COMPONENTI ELETTRONICHE DEI SISTEMI DI RIVELAZIONE ........................................ 97
7.1 - La catena elettronica di conteggio ....................................................................................................... 97
7.2 - Analizzatori di ampiezza di impulso..................................................................................................... 98
7.3 - Sistemi per spettrometria γ ................................................................................................................ 100
CAPITOLO 8. LA STATISTICA DI CONTEGGIO ......................................................................................... 103
8.1 - La probabilità ..................................................................................................................................... 103
8.2 - La distribuzione binomiale ................................................................................................................. 105
8.3 - La distribuzione normale o di Gauss ................................................................................................. 106
8.4 - La distribuzione di Poisson ................................................................................................................ 107
8.5 - Intervalli di confidenza delle misure sperimentali .............................................................................. 108
8.6 - Test statistici ...................................................................................................................................... 109
CAPITOLO 9. CRITERI GENERALI DELLA RADIOPROTEZIONE ............................................................. 111
9.1 - Obiettivi e principi fondamentali......................................................................................................... 111
9.2 - Limiti primari e secondari................................................................................................................... 113
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9.3 - Rischio e detrimento .......................................................................................................................... 117
9.4 - Esposizione normale e potenziale ..................................................................................................... 118
9.5 - Esperto qualificato e medico autorizzato ........................................................................................... 120
9.6 - Tipologie di esposizione .................................................................................................................... 120
CAPITOLO 10. ESPOSIZIONE OCCUPAZIONALE ..................................................................................... 123
10.1 - L'esposizione occupazionale nella sanità........................................................................................ 123
10.2 - La diagnostica per immagini ............................................................................................................ 123
10.3 - La radioterapia ................................................................................................................................. 142
10.4 - Dati sull'esposizione dei lavoratori della sanità ............................................................................... 152
10.5 - Dose da esposizione neutronica...................................................................................................... 153
CAPITOLO 11. ESPOSIZIONE MEDICA ...................................................................................................... 157
11.1 - Le esposizioni di natura medica ...................................................................................................... 157
11.2 - La radioprotezione del paziente....................................................................................................... 157
11.3 - La Assicurazione della Qualità ........................................................................................................ 164
11.4 - I livelli diagnostici di riferimento (LDR)............................................................................................. 167
CAPITOLO 12. ORGANIZZAZIONE DELLA RADIOPROTEZIONE ............................................................. 169
12.1 - Criteri generali.................................................................................................................................. 169
12.2 - Il monitoraggio ................................................................................................................................. 170
12.3 - Il monitoraggio ambientale............................................................................................................... 170
12.4 - Il monitoraggio individuale ............................................................................................................... 173
12.5 - Le emergenze radiologiche ............................................................................................................. 177
CAPITOLO 13. NORMATIVA RADIOPROTEZIONISTICA........................................................................... 181
13.1 - La normativa nazionale.................................................................................................................... 181
13.2 - La normativa internazionale............................................................................................................. 186
CAPITOLO 14. COMMISSIONI ED ORGANIZZAZIONI ............................................................................... 189
14.1 - I compiti e gli obiettivi....................................................................................................................... 189
14.2 - Gli organi nazionali, regionali e provinciali ...................................................................................... 189
14.3 – Le associazioni scientifiche nazionali ............................................................................................. 192
14.4 – Le associazioni scientifiche internazionali ...................................................................................... 193
14.5 – Il Chernobyl Forum.......................................................................................................................... 196
RIFERIMENTI BIBLIOGRAFICI .................................................................................................................... 201
APPENDICI ................................................................................................................................................... 203
APPENDICE A. IL SISTEMA INTERNAZIONALE DEI PESI E DELLE MISURE (SI) .................................. 205
APPENDICE B. L’ATTIVAZIONE .................................................................................................................. 207
APPENDICE C. CENNI DELLA TEORIA DEGLI ERRORI ........................................................................... 209
APPENDICE D. IL FONDO NATURALE DI RADIAZIONI............................................................................. 213
APPENDICE E. IL SISTEMA PERIODICO DEGLI ELEMENTI .................................................................... 219
APPENDICE F. MISURE DOSIMETRICHE E CONTROLLI RADIOPROTEZIONISTICI ............................. 223
APPENDICE G. INCIDENTI NUCLEARI....................................................................................................... 227
APPENDICE H. PRODUZIONE DI NEUTRONI............................................................................................ 231
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NOTA DELL’AUTORE
A oltre dieci anni dalla pubblicazione della prima edizione di questo lavoro (Edizioni NEWPRESS –
Como 1996) risultava ormai evidente come alcuni degli argomenti che vi erano trattati fossero
carenti e/o necessitassero degli inevitabili aggiornamenti richiesti dal tempo trascorso.
Quello che inizialmente sembrava presentarsi come un semplice intervento di revisione e di
integrazione del materiale precedente, in realtà ha preso la mano all’autore, conducendolo ben
oltre i suoi iniziali propositi e stimolandolo ad apportarvi ampie e sostanziose aggiunte e revisioni.
Tutto ciò mi induce a sperare di essere riuscito a tracciare un quadro più approfondito e completo
di una materia oltremodo complessa e articolata, come quella che qui viene trattata, fornendo uno
strumento che possa rivelarsi utile alle diverse figure professionali che ne sono, a vario titolo,
interessate all’argomento.
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CAPITOLO 1. INTRODUZIONE
1.1 - Cenni storici
La radioprotezione, o protezione sanitaria contro i rischi derivanti dall'uso delle radiazioni ionizzanti, nasce e
si sviluppa a partire dall'inizio di questo secolo per prevenire, sottoponendoli a più attenti controlli, i danni alla
salute verificatisi a seguito della scoperta delle radiazioni ionizzanti e del loro successivo impiego in sempre
più numerosi campi di attività.
Può quindi risultare di qualche utilità il ripercorrere brevemente quelle vicende e quegli episodi che più
direttamente contribuirono alla progressiva crescita della radioprotezione, al fine di meglio comprenderne le
attuali connotazioni.
1.1.1 − Le origini della radioprotezione
Nel 1883 Edison scoprì che un metallo portato a temperature elevate emette delle particelle cariche
negativamente (il cosiddetto effetto termoionico): questo risultato sperimentale costituisce verosimilmente il
primo significativo passo verso la realizzazione dei tubi radiogeni.
Tuttavia, già dal 1869, venivano condotti studi sui raggi catodici e, con molta probabilità, in quegli anni
furono accidentalmente prodotti per la prima volta i raggi X.
Infatti, senza per questo voler sminuire il valore della scoperta di
Roentgen, sembra accertato che diversi sperimentatori, tra i quali illustri
ricercatori come Hittorf, Thomson, Crookes e Lenard, siano giunti
inconsapevolmente a questo risultato.
E' curioso come Goodspeed nel 1890 avesse ottenuto, presso i
laboratori dell'Università di Pennsylvania, l'immagine di due monete su
una lastra fotografica lasciata in prossimità di un tubo di Crookes, senza
comprendere come ciò fosse dovuto all'effetto prodotto da un nuovo
tipo di radiazione.
Nel corso del 1888 venne scoperto l'effetto fotoelettrico (produzione di
elettroni mediante fasci di fotoni), che consentì di ottenere una corrente
fotoelettrica continua, costituita da particelle cariche negativamente.
Fig. 1.1 - Wilhem Conrad Roentgen (Lennep, 27 marzo 1845 – Monaco
di Baviera, 10 febbraio 1923)
Finalmente, Wilhem Conrad Roentgen, nel corso della propria attività di
ricerca presso l'Istituto di Fisica dell'Università di Wurzburg (Germania),
nella memorabile notte dell'8 novembre 1895 scoprì che i raggi catodici,
colpendo la parete di vetro di un tubo di scarica, producevano una radiazione sino allora ignota, i raggi X,
capace di ionizzare i gas, rendere fluorescenti oggetti circostanti ed impressionare una emulsione
fotografica. Una immagine della struttura ossea della mano della moglie di Roentgen fu ottenuta il 22
dicembre 1895 e, divenuta rapidamente famosa in tutto il
mondo, rappresentò una spinta formidabile per una
rapida adozione di questa nuova tecnologia nell'ambito
della medicina.
L'anno successivo Becquerel osservava casualmente
l'emissione di radiazioni ionizzanti da parte di materiali
uraniferi, indipendentemente dalla loro composizione
chimica e dal tipo di trattamento subito.
Fig. 1.2 – Maria Skłodowska, nota come Marie Curie,
(Varsavia, 7 novembre 1867 – Sancellemoz, 4 luglio
1934) e Pierre Curie (Parigi, 15 maggio 1859 –
Parigi, 19 aprile 1906)
Sulla scia di questa scoperta, nel 1898 Pierre e Marie
Curie riuscirono ad isolare dalla pechblenda (minerale
uranifero) una serie di composti caratterizzati da
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fenomeni radioattivi centinaia di volte più intensi di quelli evidenziati nell'uranio.
A questo nuovo elemento fu dato il nome di polonio, in onore della patria di Maria Curie. Sempre nel corso di
quell'anno, i medesimi ricercatori isolarono un nuovo elemento sconosciuto, fortemente radioattivo,
battezzato radio.
Solo negli anni successivi (tra il 1899 ed il 1903) essi riuscirono però a produrne una quantità sufficiente (1 g
di bromuro di radio da circa 7 t di pechblenda) da consentire l'avvio di uno studio approfondito.
Tutti questi risultati permisero l'individuazione di tre differenti tipi di radiazioni, che venivano emesse
spontaneamente da parte di taluni nuclei (che verranno chiamati radioattivi) e che andarono ad affiancare i
già noti raggi X:
i raggi α, di natura corpuscolare, capaci di
attraversare solo qualche centimetro d'aria, dotati di
massa elevata e di carica positiva,
i raggi β, anch'essi di natura corpuscolare, più
penetranti e dotati di carica negativa,
i raggi γ, di natura elettromagnetica, ancora più
penetranti, oltrechè insensibili all’azione di campi
elettrici e magnetici.
Fig. 1.3 – Percorsi delle radiazioni α, β e γ sotto l’effetto
di un campo magnetico esterno
Poco dopo la scoperta dei raggi X da parte di Roentgen,
numerosi laboratori, presso i quali si stavano compiendo
degli studi sulle scariche elettriche attraverso i gas,
furono in grado di produrre tubi radiogeni e di
sperimentarne le potenzialità diagnostiche.
Fu proprio un costruttore di tubi sotto vuoto che per primo lamentò lesioni cutanee alle mani, diagnosticabili,
con ogni probabilità, come dermatite subacuta da raggi.
Questi ed altri episodi analoghi, quali l'eritema cutaneo di Becquerel in corrispondenza della tasca dove si
erano trovati per qualche tempo sali di radio e quello provocato intenzionalmente sulla propria persona da
Pierre Curie, portarono, nel 1903, al riconoscimento dell'esistenza di effetti patologici imputabili
all'esposizione alle radiazioni.
L'anno successivo venne segnalata, insieme ai primi casi di anemia radioindotta, l'insorgenza di un
carcinoma cutaneo su precedente dermatite: si evidenziava così l'esistenza di una patologia legata ad
elevate esposizioni alle radiazioni e, quindi, la necessità di adottare provvedimenti per salvaguardare la
salute delle persone esposte alle radiazioni ionizzanti.
E' curioso il fatto che, in quei primi anni del 20° secolo, si tendesse a prestare una minore attenzione nei
riguardi dei rischi derivanti dalla manipolazione di materiali radioattivi rispetto a quelli attribuibili all'impiego di
tubi emittenti raggi X.
Infatti, pur in presenza di riscontri patologici evidenti, imputabili all'irradiazione
dovuta ad entrambe le fonti radiogene, i danni prodotti dalle radiazioni emesse da
parte del radio non sembravano paragonabili a quelli provocati dai raggi X. Ciò
derivava forse dalla constatazione che, mentre da un lato Rutherford dichiarava di
non aver subito alcun danno o disturbo e nel contempo Maria Curie tendeva a
minimizzare i danni subiti alle sue mani, ben più elevato era il prezzo che veniva
pagato da fisici, tecnici e radiologi esposti agli effetti dei raggi X.
Un chiaro sintomo di questa strana situazione può essere riscontrato in un
curioso e tragico episodio verificatosi nel nord America, nel corso degli anni '20,
quando un oscuro personaggio (tale W.J.A. Bailey) si arricchì vendendo acqua
radioattiva, della quale vantava le mirabolanti qualità curative.
Fig. 1.4 – Un flacone di RADITHOR
226
228
Ra e
Ra in quantità
Questo prodotto, battezzato "RADITHOR", conteneva
stimabili complessivamente in circa 70 - 80 kBq per flacone e la sua vendita si
protrasse per alcuni anni, sino a quando venne vietata a seguito della morte di un
ricco e famoso magnate che ne faceva largo uso. In realtà, questo non fu un
episodio isolato, poichè nello stesso periodo comparvero creme e dentifrici basati
sullo stesso principio.
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1.1.2 − L'incubo
Alcuni decenni erano ormai trascorsi da quegli anni pionieristici quando, nel corso del II conflitto mondiale, il
problema della salvaguardia della salute dei lavoratori addetti alla manipolazione di materiali radioattivi per
l'industria bellica divenne di primaria importanza nell'ambito dei progetti per la costruzione delle armi
atomiche (come ad esempio nel progetto Manhattan).
Il periodo compreso tra il 1940 ed il 1960 è infatti caratterizzato da profondi cambiamenti nella filosofia e
negli standard della radioprotezione, che portarono ad una progressiva presa di coscienza delle sue
complesse problematiche. Questa situazione è chiaramente testimoniata da due fatti emblematici che si
registrarono in quel periodo negli USA, in alcuni settori di attività legate alla ricerca e alla produzione
dell'uranio:
nei primi anni '40, spesso non venivano assegnati ai lavoratori strumenti di misura per la dosimetria
personale,
a seguito di una ventina di incidenti lavorativi, si verificarono 41 casi di gravi sovraesposizioni (da
irradiazione esterna e da contaminazione interna), con tre decessi dovuti a sindrome acuta da
radiazioni.
Fu necessario, tuttavia, attendere l'immane olocausto di Hiroshima e Nagasaki perchè l'opinione pubblica
giungesse a comprendere appieno la gravità dei rischi connessi all'uso bellico ed incontrollato dell'energia
atomica: la prima bomba all'uranio ("Little Boy") fu sganciata sul centro della città di Hiroshima il 6 agosto
1945, la seconda bomba al plutonio,
denominata in codice "Fat Man", fu
sganciata invece su Nagasaki il 9 agosto
1945.
Lo storico Richard Frank, analizzando
diverse fonti e i risultati di vari studi,
condusse una stima delle vittime del
duplice bombardamento concludendo che:
«la massima approssimazione del numero
di vittime è compresa tra le 100.000 e le
200.000», la maggior parte delle quali civili.
Fig. 1.5 – Una tra le prime immagini degli
effetti causati dall’ordigno nucleare fatto
esplodere a Hiroshima
Questa sorta di peccato originale, che da
quel momento ha accompagnato tutte le
attività umane legate all'impiego delle radiazioni ionizzanti, ha impresso un indelebile marchio di infamia
sulle successive applicazioni pacifiche del "nucleare", spesso generando nell'opinione pubblica timori non
sempre giustificati.
Neppure tutto l'orrore e l'indignazione sollevati da questa tragedia ha però potuto impedire che gli
esperimenti con ordigni nucleari bellici condotti
nell'atmosfera a partire dagli anni '60 (solo
successivamente divenuti sotterranei), con le
conseguenti ricadute al suolo di materiale radioattivo
(fall-out radioattivo), innalzassero sensibilmente (e
pericolosamente) i livelli di dose ricevuti dalle
popolazioni dell'intero globo, ponendo seri interrogativi
sui possibili effetti sanitari.
Il recente incidente al reattore nucleare di Chernobyl
(aprile 1986) ha riproposto drammaticamente
all'attenzione dell'intero genere umano il problema dei
rischi connessi all'impiego delle radiazioni ionizzanti.
In particolare, da questa vicenda emerge con
chiarezza come gli effetti di un uso sconsiderato
dell'energia nucleare possano varcare i consueti
ambiti locali e vadano a interessare regioni sempre
più vaste, proiettandosi su scala mondiale.
Fig. 1.6 – Diffusione della nube radioattiva prodotta
dall’incidente al reattore nucleare di Chernobyl
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Se da un lato tutto ciò ha evidenziato la necessità di sviluppare strumenti idonei a fronteggiare emergenze
sanitarie di tale rilevanza, non si deve tuttavia dimenticare che questi stessi strumenti possono risultare
altrettanto utili nell'affrontare e risolvere situazioni di ben più modesto impatto territoriale, ma che più
frequentemente si manifestano in svariati ambiti lavorativi.
1.2 - La filosofia della radioprotezione
Con il termine prevenzione si intende l'insieme delle decisioni e delle azioni che devono essere intraprese,
a scopo cautelativo, rispetto ad un possibile danno e che mirano ad evitarlo od a ridurne gli effetti. Questa
definizione trova una diretta applicazione in svariati settori di attività (quali la medicina preventiva, l'igiene, la
sicurezza sul lavoro, ...), in relazione ai quali la prevenzione si differenzia in numerose specializzazioni
(come la sicurezza degli impianti, la prevenzione degli incendi, la prevenzione degli infortuni, ...).
Tutta questa complessa materia, identificata come prevenzionistica, è formalmente regolamentata da leggi,
decreti e linee guida che, nel contesto di norme procedurali ben precise, ne disciplinano i vari aspetti.
In questo settore si inserisce la radioprotezione, che può definirsi come quella branca della prevenzionistica
che ha come preciso scopo la rimozione preventiva, per quanto possibile, dei potenziali danni arrecati agli
uomini, agli impianti e all'ambiente da attività che richiedono l'impiego delle radiazioni ionizzanti.
La successiva tabella illustra i principali settori della prevenzione nell'ambito dell'impiego delle radiazioni
ionizzanti.
Settori operativi della prevenzione nell’impiego delle radiazioni ionizzanti e dei radioisotopi
Attività sanitarie
Attività industriali
Smaltimento rifiuti
Reprocessing di scorie nucleari
Attività mineraria
Esercizio di reattori nucleari
Progettazione di reattori nucleari
Trasporti di materiali radioattivi
Smantellamento di reattori nucleari
Tabella 1.1 – Principali campi di attività della radioprotezione
La radioprotezione si basa su quell'insieme di riflessioni, valutazioni, e scelte note come dottrina del rischio
da radiazioni, che ne costituiscono la filosofia e che possono sommariamente riassumersi nei punti
successivi.
Rinuncia all'obbiettivo "dose zero", in quanto impossibile a raggiungersi da un punto di vista teorico,
ancorché pratico.
Ipotesi di rischio proporzionale alla dose ricevuta anche per le esposizioni a piccole dosi di radiazioni
ionizzanti (effetti stocastici) poiché, quando non si dispone di dati scientifici certi, occorre tener
presente il principio di precauzione, che suggerisce di attivare politiche adeguate nei confronti di
un rischio potenzialmente alto senza attendere di risultati della ricerca scientifica.
Giudizio di accettabilità basato sulla stima del rischio complessivo associato ad una data
esposizione (frequenza di tutti gli eventi dannosi gravi attesi in un gruppo di persone irradiate e nei
loro discendenti): queste decisioni debbono essere prese da collegi internazionali di esperti e, sul
piano nazionale, dalle autorità competenti indicate dalla normativa di legge.
Definizione di uno standard primario di protezione, ossia del livello massimo di rischio causato
dall'agente dannoso nei confronti dell'intero organismo, o di qualche sua singola parte od organo
specifico, considerato accettabile (limiti individuali).
Definizione di standard secondari, consistenti nei livelli massimi accettabili per la presenza
dell'agente dannoso nell'ambiente di lavoro, nell'ambiente esterno, negli alimenti ed in altri contesti,
derivati direttamente dallo standard primario.
Necessità di evitare ogni esposizione alle radiazioni che non sia necessaria e motivata, mantenendo
nel contempo le dosi sempre al di sotto dei limiti individuali prescritti; questo principio agisce
secondo due ben distinte direzioni:
1. eliminazione di ogni rischio inaccettabile e quindi di dosi che risultino superiori ai valori
limite;
2. riduzione ed eliminazione di ogni rischio indebito.
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Sul piano metodologico, la radioprotezione (radioprotezione generale) si propone di garantire la tutela della
salute dei lavoratori e della popolazione partendo da una analisi delle condizioni di progetto e/o di esercizio
di un dato impianto o di una data attività, facendo riferimento sia all'ambiente di lavoro sia all'ambiente
esterno. Sulla base di conoscenze specifiche inerenti la fisica delle radiazioni, la dosimetria, la radiobiologia
ed altre discipline ancora, la radioprotezione si assume il compito di proporre idonee soluzioni tecniche
(dispositivi e metodi) per attuare le proprie finalità.
Dette soluzioni devono necessariamente trovare un logico riscontro diretto nella cosiddetta radioprotezione
operativa, che sfrutta gli strumenti e le risorse messi a disposizione dalla radioprotezione generale per
predisporre e attuare programmi capaci di fornire le risposte più idonee alle richieste di sicurezza poste dalle
più svariate situazioni operative.
Da tutto ciò si può evincere come la radioprotezione rappresenti una disciplina caratterizzata da
connotazioni fortemente specialistiche (biologiche, fisiche, mediche e tecniche), che richiedono l'apporto di
figure professionali ben differenziate.
Questa evidente interdisciplinarietà le conferisce una complessità e una articolazione tali da suggerire
differenti tipi di approccio, in relazione alla specifica visuale secondo la quale il problema viene affrontato
(fisica, medica, radiobiologica, ...) e al particolare contesto in cui esso si colloca.
In considerazione delle precedenti argomentazioni, nel prosieguo verranno affrontati solo alcuni aspetti di
questa vasta materia, riguardanti specificatamente quelle problematiche della dosimetria e della
sorveglianza fisica della radioprotezione riscontrabili in ambito sanitario.
1.3 - Principali tipologie di fonti radiogene utilizzate nelle pratiche mediche
Nell’ambito delle attività mediche (diagnostiche o radioterapiche) vengono utilizzate fonti radiogene con
caratteristiche costruttive e di funzionamento riconducibili alle definizioni contenute nel D.Lgs. 230/95 e s.m.i.
e al seguito riportate.
Sorgente di radiazioni - Apparecchio generatore di radiazioni ionizzanti (macchina radiogena) o materia
radioattiva, ancorché contenuta in apparecchiatura o dispositivo in genere, dei quali, ai fini della
radioprotezione, non si può trascurare l'attività, o la concentrazione di radionuclidi o l'emissione di radiazioni.
Sorgente sigillata - Sorgente formata da materie radioattive solidamente incorporate in materie solide e di
fatto inattive, o sigillate in un involucro inattivo che presenti una resistenza sufficiente per evitare, in
condizioni normali di impiego, dispersione di materie radioattive superiore ai valori stabiliti dalle norme di
buona tecnica applicabili … comprende, se del caso, la capsula che racchiude il materiale radioattivo come
parte integrante della sorgente. La classificazione delle sorgenti sigillate si basa sui seguenti aspetti:
tipo di radiazione emessa (sorgenti α, β, γ e neutroniche),
tipo, forma e funzione dell’involucro,
caratteristiche fisiche del radionuclide (T½ fisico, spettro, attività, forma fisico-chimica, rateo di
kerma in aria).
L’impiego medico delle sorgenti sigillate è principalmente circoscritto alla Telecobaltoterapia (ormai in
disuso), alla Brachiterapia e alle procedure per la taratura di dispositivi di misura.
Sorgente non sigillata - Qualsiasi sorgente che non corrisponde alle caratteristiche o ai requisiti della
sorgente sigillata. Una più specifica classificazione delle sorgenti non sigillate necessita della conoscenza di:
tipo di radiazione emessa (β, γ e, raramente, α),
tempo di dimezzamento,
forma chimica.
L’utilizzo di sorgenti non sigillate in ambito medico riguarda sia la diagnostica (Medicina Nucleare) che la
radioterapia (Terapia radiometabolica).
Impianto radiologico - Impianto contenente attrezzature radiologiche, ossia attinente alla radiodiagnostica
e ai procedimenti radioterapeutici nonché alla radiologia interventistica o ad altre procedure che implichino
l'uso di radiazioni ionizzanti. Gli impianti radiologici più comunemente utilizzati in medicina (impianti
radiologici, acceleratori lineari, …) fanno uso di sistemi per la produzione di raggi X basati sull’accelerazione
di elettroni.
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L’impiego medico delle radiazioni ionizzanti riguarda essenzialmente due particolari e distinti settori
applicativi, la Radioterapia e la Diagnostica per immagini, che a loro volta si suddividono secondo il
seguente schema.
Radioterapia
Radioterapia esterna a fasci collimati
Radioterapia endocavitaria, interstiziale e superficiale
Terapia radiometabolica
Diagnostica per immagini
Radiodiagnostica tradizionale
Radiodiagnostica digitale
Mammografia
Tomografia computerizzata (TC)
Diagnostica radioisotopica (Medicina Nucleare)
Risonanza magnetica
Ultrasonografia
…
Le sorgenti radiogene esterne a fascio collimato (impianti radiologici) che vengono utilizzate nelle singole
applicazioni e i campi di radiazione da esse prodotti sono caratterizzati da proprietà fisiche e geometriche
ben definite. La classificazione di queste sorgenti avviene in funzione di:
tipo di radiazione prodotta (raggi X e γ, elettroni, adroni),
caratteristiche fisiche del fascio (spettro energetico, densità di flusso, rateo di kerma),
proprietà geometriche del fascio.
secondo il seguente schema.
Descrizione della sorgente
Caratteristiche dei fasci prodotti
Tubo radiogeno per diagnostica
Raggi X a spettro continuo, con
accelerazione <150 kV (anodo rotante)
potenziale
di
Tubo radiogeno per plesioterapia o terapia di Raggi X a spettro continuo, con potenziale di
contatto
accelerazione da 10 a 60 kV, per trattamenti di neoplasie
superficiali (anodo fisso)
Tubo radiogeno per roentgenterapia
Raggi X a spettro continuo, con potenziale di
accelerazione fino a 250 kV, per trattamenti di neoplasie
superficiali (anodo fisso)
Unità di telecobaltoterapia
Raggi γ generati da una sorgente di 60Co dal diametro ≤2
cm ed attività dell’ordine delle centinaia di TBq
Acceleratori lineari (di elettroni)
Fasci di elettroni (monoenergetici) e di raggi X (a spettro
continuo) con tensioni nominali fino a 25 - 30 MV
Acceleratori circolari (di elettroni e di adroni)
Fasci di protoni, neutroni e ioni leggeri, con energie di
centinaia di MeV
Tabella 1.2 – Principali tipologie di impianti radiogeni a fascio collimato
12
CAPITOLO 2. LA FISICA DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI
2.1 - L’atomo
Pur ritenendo che, nella maggior parte dei casi, il lettore disponga già di adeguate conoscenze relative a
questo argomento, si è comunque preferito esporre succintamente alcuni dei concetti più pertinenti ad una
descrizione sommaria della struttura atomica.
Un atomo neutro è definibile come una struttura complessa costituita da un nucleo pesante, contenente
neutroni e protoni, circondato da una nube di elettroni (in numero pari ai protoni contenuti nel nucleo), che è
contraddistinta da due particolari valori numerici:
il numero atomico Z, corrispondente al numero di elettroni periferici (e a quello dei protoni nucleari),
che ne stabilisce le proprietà chimiche (e le conseguente collocazione nell'ambito della tavola
periodica degli elementi);
il numero di massa A, dato dalla somma dei protoni e dei neutroni (Z + N), che determina,
nell'ambito di uno stesso elemento, la differenziazione in isotopi (atomi che possiedono identiche
proprietà chimiche, ma differenti proprietà fisiche).
2.1.1 - Cenni di storia della teoria atomica
Già dal IV secolo a.C. alcuni filosofi greci (Leucippo, Democrito ed Epicuro) e romani (Lucrezio), i cosiddetti
atomisti, ipotizzarono che la materia non fosse continua, ma costituita da
particelle minuscole e indivisibili, gli atomi. Queste considerazioni derivavano
però da semplici intuizioni filosofiche: la diversità dei fenomeni naturali
osservabili era interpretata come conseguenza dell’esistenza di atomi che
erano supposti differire per forma e dimensioni. L'idea atomistica fu poi
avversata da Aristotele il cui pensiero, successivamente, fu adottato dalla
Chiesa cattolica: per questo motivo bisogna aspettare fino al XIX secolo
perché gli scienziati riprendessero in considerazione l'ipotesi atomica.
Fig. 2.1 – John Dalton (Cockermouth 6 settembre 1766 – Manchester 27
luglio 1844)
Nel 1803 John Dalton spiegò i fenomeni chimici postulando che le sostanze
sono formate da differenti componenti, secondo rapporti ben precisi fra
numeri interi, e ipotizzò che la materia fosse costituita da atomi. Nel corso
dei suoi studi egli si avvalse delle conoscenze chimiche in suo possesso (la
legge della conservazione della massa e la legge delle proporzioni definite)
per formulare la sua teoria atomica fondata su quattro punti:
la materia è formata da particelle elementari
chiamate atomi;
gli atomi di uno stesso elemento sono tutti uguali
tra loro;
gli atomi non sono ulteriormente scomponibili;
gli atomi non possono essere né creati né distrutti.
Questa viene considerata come la prima teoria atomica
della materia, perché per primo Dalton ricavò le sue ipotesi
per via empirica, dall’osservazione diretta di fenomeni
naturali.
Fig. 2.2 – Esperimento di Rutherfotd
2.1.2 – I primi modelli atomici
Con la scoperta della radioattività naturale si intuì che gli
atomi non erano particelle indivisibili, bensì erano oggetti composti da costituenti di dimensioni più piccole.
Nel 1898 Joseph John Thomson propose il primo modello fisico dell'atomo, avendo scoperto un anno prima
l'elettrone. Egli immaginò che un atomo fosse costituito da una sfera di materia caricata positivamente
13
(protoni e neutroni non erano stati ancora scoperti) in cui gli elettroni, negativi, erano immersi (modello a
panettone).
Nel 1911 Ernest Rutherford compì un esperimento cruciale per verificare il modello di Thomson,
bombardando un sottilissimo foglio di oro, posto fra una sorgente di particelle α (nuclei di elio) e uno
schermo al solfuro di zinco. Le particelle, attraversata la lamina, sarebbero rimaste impresse sullo schermo.
L'esperimento portò alla constatazione che i raggi alfa non venivano quasi mai deviati, ma oltrepassavano il
foglio di oro praticamente indisturbati poichè solo l'1% dei raggi incidenti era deviato dal foglio, anche se in
misura notevole (solo alcuni venivano completamente respinti). Sulla base di questo fondamentale prova
sperimentale, Rutherford propose un modello in cui quasi tutta la massa fosse concentrata in una porzione
molto piccola, il nucleo (caricato positivamente) e gli elettroni gli ruotassero attorno, così come i pianeti
ruotano attorno al sole (modello planetario), a distanze relative enormi. Il modello di Rutherford (dove non
compaiono i neutroni) aveva incontrato una palese contraddizione con le leggi della fisica classica: secondo
la teoria elettromagnetica una carica che subisce una accelerazione emette energia sotto forma di
radiazione elettromagnetica. Per questo motivo, gli elettroni dell'atomo di Rutherford, che si muovono di
moto circolare intorno a nucleo, avrebbero dovuto emettere onde elettromagnetiche e quindi, perdendo
energia, cadere nel nucleo stesso, cosa che evidentemente non accade nella realtà. Inoltre, un elettrone che
perde energia dovrebbe emettere onde elettromagnetiche di varie lunghezza d'onda (spettro continuo),
condizione preclusa nella teoria e nella pratica dagli studi sul corpo nero di Max Planck e, successivamente,
di Albert Einstein.
2.1.2 - Il modello di Bohr-Ruhterford
La complessità del sistema atomico (e dei fenomeni che lo contraddistinguono) ha prodotto un susseguirsi di
modelli matematici che hanno subito una costante evoluzione di pari passo con le nuove scoperte relative
alla struttura dell'atomo. Di seguito, è presentata una sintesi degli aspetti salienti di uno dei modelli che
hanno incontrato maggior favore, quello di Bohr-Rutherford.
Nel 1913 Niels Bohr propose una modifica concettuale al modello di Rutherford. Pur accettandone l'idea di
modello planetario, postulò che gli elettroni avessero a disposizione orbite fisse nelle quali non emettevano
né assorbivano energia (questa infatti rimaneva costante): in particolare, un elettrone emetteva od assorbiva
energia, sotto forma di onde elettromagnetiche, solo se effettuava una transizione da un'orbita all'altra, e
quindi passava ad uno stato a energia minore o maggiore.
Questa idea, non compatibile con le leggi della fisica classica (di Newton), si fondava sulle idee dell'allora
nascente meccanica quantistica. Il modello di Bohr spiegava molto bene l'atomo di idrogeno ma non quelli
più complessi. Sommerfeld propose allora una correzione al modello di Bohr motivata dal tentativo di
ottenere una buona corrispondenza fra la teoria e le osservazioni degli spettri degli atomi (uno spettro è
l'insieme delle frequenze delle radiazioni elettromagnetiche emesse o assorbite dagli elettroni di un atomo),
ipotizzando che le orbite principali (e i relativi stati energetici) siano suddivise in sotto-orbite, cui
corrispondono altrettanti sotto-livelli energetici
(degeneri). Lo spettro atomico risulta pertanto
costituito da altrettante righe quante sono i
Fig. 2.3 – Rappresentazione di atomi
livelli energetici degeneri (struttura fine delle
righe spettrali), come Fowler e Paschen
verificarono sperimentalmente per lo spettro
dell’elio.
Il modello che emerge da queste teorie
configura l’atomo come un sistema complesso
dove la carica positiva e la quasi totalità della
massa atomica sono concentrate in una
regione centrale, il nucleo, dalle dimensioni
-14
dell’ordine di 10
m, mentre gli elettroni
descrivono orbite dalle dimensioni 104 volte
maggiori (10-10 m) attorno ad essa.
Poichè le forze che si esercitano tra nucleo ed
elettroni sono di natura elettrica, secondo le
leggi della fisica classica questi ultimi
dovrebbero perdere progressivamente energia
per irraggiamento, percorrere orbite sempre più
strette e infine venire assorbiti dal nucleo
stesso, per effetto dell'attrazione che si esercita
tra cariche elettriche di segno opposto.
Per rimuovere questa contraddizione teorica,
Bohr aveva proposto le cosiddette "condizioni
di quantizzazione", così riassumibili:
14
1. il momento angolare dell'elettrone orbitale può assumere solo valori discreti,
2. sono permesse solamente orbite discrete,
3. sono consentite solo energie elettroniche discrete.
Si ricorda che il momento angolare di un elettrone è una grandezza fisica riconducibile agli effetti della forza
applicata all'elettrone rispetto al baricentro del sistema atomico (ossia il nucleo), che ne determina la
rivoluzione attorno al nucleo.
Gli elettroni, oltre ad orbitare attorno al nucleo, ruotano anche attorno al proprio asse (come avviene in una
trottola) in senso orario od antiorario: queste due differenti condizioni vengono descritte attraverso i valori
della grandezza vettoriale chiamata spin, che potranno assumere unicamente i valori ± ½ h/2π (dove h
-34
rappresenta la costante di Planck = 6,6262 × 10 J s).
Dalla breve descrizione precedente, emerge con evidenza una rappresentazione dell'atomo di tipo
planetaria, dove ciascuno degli elettroni ruota sul proprio asse e descrive attorno al nucleo innumerevoli
orbite che, intersecandosi a vicenda, intessono delle superfici immaginarie che racchiudono il nucleo stesso
come un "guscio" (o shell).
Ciascuna di queste shell e, quindi, anche gli elettroni che la percorrono, è contraddistinta da valori numerici
discreti (numeri quantici atomici) che rappresentano il suo raggio, la sua energia, il grado di eccentricità
(ossia quanto la forma è circolare od ellittica) ed altre ulteriori proprietà.
Per una trattazione più approfondita di queste caratteristiche si rimanda a pubblicazioni specifiche, nonchè
ad alcune brevi note riportate in Appendice E.
La scoperta del neutrone del 1930 fornì le basi sperimentali per realizzare un modello dell'atomo pressoché
completo, con al centro un nucleo composto di protoni (positivi) e neutroni (protoni e neutroni sono indicati
collettivamente come nucleoni) ed attorno gli elettroni orbitanti. Ciononostante, il modello poggiava su
postulati e, soprattutto, funzionava bene solo per l'idrogeno: tutto ciò, alla luce anche del principio di
indeterminazione di Heisenberg, convinse la comunità scientifica dell’impossibilità di descrivere esattamente
il moto degli elettroni attorno al nucleo. Per questo motivo, ai modelli deterministici fino ad allora proposti si
preferì un modello probabilistico, che descrivesse con buona approssimazione un qualsiasi atomo. Ciò fu
reso possibile grazie alla meccanica ondulatoria, che sostituiva il concetto di orbita con quello di orbitale.
Secondo la meccanica quantistica non ha più senso infatti parlare di traiettoria di una particella, non
potendosi localizzare spazialmente con certezza un elettrone in un preciso momento, bensì la probabilità di
trovare l'elettrone in un certo punto dello spazio e in un dato istante di tempo.
Un orbitale può quindi essere definito come quella regione dello spazio racchiusa intorno al nucleo che è
definita da una superficie di equiprobabilità, ossia entro la quale è elevata la probabilità che sia presente un
elettrone.
2.2 - La ionizzazione e le radiazioni ionizzanti
Quando un elettrone atomico viene "strappato" da un atomo neutro (o quando vi viene aggiunto), si altera
l’equilibrio tra cariche positive e negative, ottenendo uno ione carico positivamente (o negativamente): il
fenomeno in questione viene definito ionizzazione.
Gli atomi o le molecole che hanno un numero di elettroni minore del numero atomico rimangono carichi
positivamente e prendono il nome di cationi, mentre quelli che hanno un numero di elettroni maggiore del
numero atomico rimangono carichi negativamente e prendono il nome di anioni.
Per togliere un elettrone a un atomo, e quindi trasformarlo in uno ione, è necessario fornire una certa
quantità di energia, chiamata energia di ionizzazione, che varia a seconda della specie atomica.
Naturalmente, quanto più gli elettroni sono prossimi al nucleo (come nei non metalli) tanto maggiore è la
quantità di energia che deve essere somministrata per allontanare gli elettroni dall'atomo.
Esempio
+
Na → Na + e−
Cl + e− → C−
Il potenziale di ionizzazione rappresenta l'energia che viene richiesta per estrarre un elettrone, ossia il lavoro
necessario per allontanare l'elettrone dallo ione positivo, vincendo le forze di attrazione coulombiane che
agiscono tra le due cariche. L'entità del potenziale di ionizzazione dipende principalmente da due fattori:
dalla carica nucleare e dal volume atomico.
Si può infatti facilmente intuire come all'aumentare della carica nucleare e al diminuire del volume atomico
risulti sempre più difficile allontanare un elettrone, essendo la forza elettrostatica F direttamente
proporzionale al prodotto delle due cariche in gioco, q1 e q2 (elettrone e nucleo), e inversamente al quadrato
della distanza (d2), come risulta dalla nota legge di Coulomb:
15
F = ± k q1 q2 / d2
dove compare anche una costante di proporzionalità k data da 1 / 4πε, con ε che rappresenta la costante
dielettrica del mezzo attraverso il quale si esercita la forza F ed i segni ± dovuti al fatto che la forza
coulombiana può risultare attrattiva (-), quando agisce tra cariche di segno contrario, o repulsiva (+), se le
cariche sono dello stesso segno. Questa dipendenza conferisce agli elementi appartenenti ai gruppi che si
trovano più a destra della tavola periodica degli elementi (ed in particolare al gruppo 0), dei valori di
potenziale di ionizzazione particolarmente elevati.
Infatti, se si considera il secondo periodo, il potenziale di ionizzazione passa dai 5,39 eV del litio ai 21,56 eV
del neon, come riportato dalla seguente tabella, principalmente per effetto dell'aumento della carica
nucleare.
ELEMENTO
POTENZIALE DI IONIZZAZIONE
(eV)
Litio
Berillio
Boro
Carbonio
Azoto
Ossigeno
Fosforo
Neon
5,39
9,32
8,3
11,25
14,52
13,61
17,42
21,56
Tabella 2.1 − Potenziali di ionizzazione degli elementi
appartenenti al secondo gruppo
Il potenziali di ionizzazione viene solitamente misurato in elettronvolt (eV), unità di misura che rappresenta
l'energia acquistata da un elettrone sottoposto ad una differenza di potenziale di 1 volt.
1 eV = 1V × 1,602 × 10-19 C = 1,602 × 10-19 J
Per ulteriori notizie riguardo la tavola periodica degli elementi (o di Mendelejev) si rimanda a quanto riportato
dall’Appendice E.
Il fenomeno della ionizzazione può essere provocato dalla interazione atomica da parte di una particolare
categoria di eventi, di natura elettromagnetica o corpuscolare, alla quale viene genericamente attribuito il
nome di radiazioni ionizzanti.
Con questo termine si intende quindi il mezzo fisico attraverso il quale si realizza un trasferimento di energia
alla materia in misura sufficiente ad ionizzare gli atomi che la compongono.
Poichè la precedente tabella mostra come l'energia necessaria per ionizzare un atomo possa variare entro
un intervallo relativamente ampio, in funzione dello specifico elemento considerato, una definizione più
precisa di radiazione ionizzante può comportare qualche incertezza: infatti, mentre qualsiasi particella
subatomica è in grado di produrre ionizzazioni, ciò non è altrettanto vero per l'intero spettro delle radiazioni
elettromagnetiche.
Se però si considera come discriminante la capacità di produrre l'effetto radiolitico (cioè la scissione della
molecola d'acqua ad opera delle radiazioni, di cui si trattata più diffusamente nel capitolo 4), si possono
includere nella categoria delle radiazioni ionizzanti, accanto alle particelle cariche ed ai neutroni, anche i
fotoni dotati di energia superiore a qualche decina di eV (raggi X e γ).
2.3 - La radioattività naturale
La materia è composta da una serie di elementi, dei quali i primi 92 sono presenti in natura, mentre i restanti
vengono prodotti artificialmente mediante reattori nucleari od acceleratori di particelle.
Se si esaminano singolarmente i 92 elementi naturali, è possibile constatare che ciascuno di essi risulta
costituito da una miscela di differenti isotopi (dal greco iso = eguale e topos = posto), ossia atomi
16
appartenenti allo stesso elemento i quali, seppure accomunati dallo stesso numero atomico Z (in quanto tutti
possiedono identiche proprietà chimiche), presentano un differente numero di massa A.
Esempio
Isotopi dello iodio
131
I
125
I
Z = 53, A = 131
Z := 53, A = 125
Isotopi dell'idrogeno
1
H ( idrogeno )
2
H ( deuterio )
3
H ( trizio )
Z = 1, A = 1
Z = 1, A = 2
Z = 1, A = 3
La differente massa riscontrabile tra isotopi di uno stesso elemento (dovuta ad un diverso numero di
neutroni) conferisce a questi ultimi differenti proprietà fisiche.
Poiché la stabilità di un nucleo dipende dal rapporto tra il numero dei protoni e quello dei neutroni, se questo
rapporto è prossimo all'unità (come avviene per la maggior parte dei nuclei leggeri, ossia dotati di un numero
ridotto di nucleoni), il nucleo non è soggetto a subire trasformazioni, ossia si dice stabile.
Se invece il numero dei neutroni supera abbondantemente quello dei protoni (come si riscontra
generalmente tra i nuclei più pesanti), viceversa si avrà un nucleo instabile.
Quando si verifica la situazione descritta in questo ultimo caso, il nucleo tende a subire spontaneamente una
trasformazione che gli consente di raggiungere uno stato energeticamente più favorevole, ossia
caratterizzato da una minore energia (per aver raggiunto un più congruo rapporto tra protoni e neutroni),
senza che questo fenomeno possa essere influenzato in alcun modo da agenti esterni.
Tale risultato viene raggiunto attraverso un fenomeno (detto decadimento o disintegrazione radioattiva) che
fa sì che il nucleo instabile decada in un nucleo figlio (che a sua volta potrà essere radioattivo oppure
stabile), emettendo uno dei due seguenti tipi di particelle:
α (2 neutroni + 2 protoni),
β (1 elettrone, positivo o negativo),
o dando vita a fenomeni alternativi quali la cattura elettronica.
In ciascuno di questi casi si potrà avere o meno emissione di radiazioni fotoniche associate, di origine sia
nucleare (raggi γ) che atomica (raggi X), come verrà successivamente descritto.
Generalmente un radionuclide decade mediante uno di questi due differenti schemi, tranne in casi particolari
che danno luogo al cosiddetto decadimento duale (o diramazione), dove sia ha la possibilità che avvenga sia
l'uno sia l'altro dei due differenti processi (ad esempio, il decadimento α e β).
Quando si parla di "fonti naturali di radiazioni ionizzanti", si intende far riferimento a quegli isotopi radioattivi
presenti in natura il cui decadimento avviene secondo le precise regole al seguito riportate.
Se una sorgente contiene N nuclei radioattivi, il numero dN dei nuclei che subisce una trasformazione nel
tempo dt, ossia la sua attività A, si ricava dalla successiva relazione:
A = dN / dt = - λ N
dove λ rappresenta la costante di decadimento, ossia la probabilità di decadimento per unità di tempo,
riferita ad un singolo nucleo radioattivo.
Nel presentare queste relazioni matematiche, va sottolineato come la legge che descrive il decadimento dei
nuclei radioattivi sia del tutto indipendente dai meccanismi attraverso i quali quest'ultimo si genera.
Poiché la grandezza fisica attività descrive la frequenza con cui avvengono le disintegrazioni in un dato
materiale radioattivo, essa può ritenersi estremamente rappresentativa dei fenomeni radioattivi.
La sua unità di misura, secondo il SI, è costituita dal becquerel (Bq), che corrisponde all'attività di una
sorgente che subisce una disintegrazione al secondo, anche se, saltuariamente, viene ancora utilizzata la
storica unità di misura rappresentata dal curie (Ci), che consiste nell'attività di una sorgente che subisce 3,7
× 1010 disintegrazioni al secondo, da cui:
1 Ci = 3,7 × 1010 Bq
Dalla precedente formula si può facilmente ricavare che:
17
dN / N = - λ dt
dalla quale, integrando ambo i membri,
∫ dN / N = -∫ λ dt,
si ottiene
ln N = - λ t + C.
Posto C = ln No, con No che rappresenta il numero di atomi presenti al tempo t = 0, la legge del decadimento
radioattivo viene espressa dalla relazione:
N (t) = No e-λλt
L'inverso di λ, generalmente indicato con la lettera τ, è una costante definita come vita media del
radioisotopo, in quanto definisce il tempo che mediamente trascorre tra l'istante in cui esso viene prodotto e
quello in cui decade.
Se si indica con T½ il tempo di
dimezzamento (od emivita), ossia il tempo
necessario affinchè il numero iniziale di
nuclei radioattivi di un determinato
radioisotopo si riduca esattamente a metà,
ossia:
N(T½
½) = ½ No
si avrà, di conseguenza,
½ No = No e-λλT½
e quindi
½ = e-λλT½
da cui
T½
½ = ln 2 /λ
λ = 0,693 / λ = 0,693 τ
Fig. 2.4 – Variazione temporale dell’attività
Riprendendo i vari passaggi matematici,
risulta pertanto:
N (t) = No e-0.693 t / T1½
Le stesse considerazioni precedenti
possono essere trasferite dal numero di
radionuclidi presenti al tempo t, N(t),
all'attività A(t) (già precedentemente
definita), il cui andamento temporale è
pertanto così descritto dalla funzione
esponenziale:
A (t) = Ao e-0.693 t / T1½
Dalla precedente formula è possibile ricavare l'attività A(t) al tempo t, noti il periodo di dimezzamento T½ e
l'attività iniziale Ao.
Nella seguente tabella 2.2 sono riportate le emivite di alcuni tra i radioisotopi di più comune impiego
nell'ambito sanitario (Medicina Nucleare), unitamente all'indicazione del tipo di decadimento radioattivo al
quale essi danno luogo.
18
RADIOISOTOPO
TIPO DI TRASFORMAZIONE
EMIVITA
Cattura elettronica
Diseccitazione
β
Cattura elettronica
Cattura elettronica
β
Cattura elettronica
Cattura elettronica
β
β
119,8 giorni
6,02 ore
5,271 anni
13,2 ore
60,14 giorni
8,04 giorni
3,044 giorni
78,26 ore
30 anni
66 ore
75
Se
Tc
60
Co
123
I
125
I
131
I
201
Tl
67
Ga
137
Cs
99
Mo
99m
Tabella 2.2 - Caratteristiche del decadimento di alcuni dei radioisotopi più frequentemente
utilizzati in ambito sanitario
Esempio
99m
Se l'attività iniziale di un certo quantitativo di
Tc (T½ = 6 ore) viene posta uguale a 100, si può
utilizzare la seguente semplice tabella per calcolarne il progressivo decadimento.
TEMPO TRASCORSO
(ore)
ATTIVITA’ RESIDUA
(unità arbitrarie)
0
0,5
1
2
6
12
100
94,4
79,4
70,7
50
25
Nel caso del decadimento duale, si utilizza la relazione:
A = dN / dt = - (λ
λα + λβ) N
dove la probabilità associata a ciascuno dei singoli decadimenti è data dal cosiddetto "rapporto di
diramazione " λα/λβ.
Esempio
Il 212Bi decade mediante le due differenti modalità di emissione α o β.
2.4 - Il decadimento radioattivo
La radioattività o decadimento radioattivo, è un insieme di processi tramite i quali dei nuclei atomici
instabili (nuclidi) emettono particelle subatomiche per raggiungere uno stato di stabilità.
Come già ricordato, ogni atomo è formato da un nucleo contenente protoni e neutroni, e da un certo numero
di elettroni che gli orbitano intorno. Essendo tutti carichi positivamente, i protoni tendono a respingersi per
via della forza di Coulomb e, se non ci fossero altre forze a mantenerli uniti, i nuclei non potrebbero risultare
stabili.
In effetti i nuclei atomici sono tenuti coesi dalla cosiddetta forza nucleare forte, che richiede anche la
19
presenza dei neutroni. Quando le forze all'interno del nucleo non sono bilanciate (ovvero il nucleo è
instabile) questo tende spontaneamente a raggiungere uno stato stabile attraverso l'emissione di una o più
particelle. Storicamente (in seguito agli studi di Marie Curie) i decadimenti nucleari sono stati raggruppati in
tre classi principali:
decadimento alfa,
decadimento beta,
decadimento gamma.
A questa prima classificazione, in seguito ad ulteriori investigazioni sul fenomeno, si sono aggiunte
l'emissione di neutroni, l'emissione di protoni, la cattura elettronica e la fissione spontanea. Mentre il
decadimento alfa ed il decadimento beta cambiano il numero di protoni nel nucleo, e quindi il numero di
elettroni che vi orbitano attorno (cambiando così la natura chimica dell'atomo stesso), il decadimento gamma
avviene fra stati eccitati dello stesso nucleo e comporta solo emissione di energia. Il nucleo atomico,
responsabile del decadimento radioattivo, è in realtà una struttura complessa, che presenta molte affinità
con quella dell'atomo.
Se infatti l’atomo possiede una certa rigidità, dovuta alla presenza di un baricentro fisso costituito dal nucleo
stesso, quest’ultimo non dispone al suo interno di alcun centro di forza e di conseguenza è in maggior
misura soggetto a subire deformazioni. Il nucleo è infatti costituito da componenti sub-nucleari, i nucleoni,
che si differenziano in due categorie di particelle: i neutroni (n) e i protoni (p).
Come si può infatti osservare nella tabella 2.3, la massa a riposo del neutrone è leggermente più pesante di
quella del protone (di circa 1,29 MeV), particolare che risulta di grande utilità nello spiegare il decadimento
del neutrone.
PROTONE p
NEUTRONE n
A=1
Z=1
-27
mp = 938,26 MeV (1,6725 10 kg)
−19
Q = + 1 (+ 1,6·10 C)
A=1
Z=0
-27
mp = 939,55 MeV (1,6748 10 kg)
Q=0
dove m indica la massa a riposo e q la carica elettrica
Tabella 2.3 - Caratteristiche fisiche dei nucleoni
2.4.1. Modelli nucleari
A livello teorico la fisica nucleare presenta notevoli difficoltà e a tutt'oggi non esiste una buona teoria
nucleare esaustiva. Esistono comunque diversi modelli che spiegano solo alcune caratteristiche dei nuclei.
Tra i vari approcci matematici proposti nel tentativo di descrivere il nucleo ed i fenomeni che vi hanno sede,
sono al seguito riportati brevi cenni a quei modelli teorici che descrivono le proprietà del nucleo radioattivo,
nonchè gli aspetti salienti dei meccanismi di decadimento radioattivo e che sino ad ora hanno riscosso
maggiore credito in campo scientifico. Per una migliore comprensione degli stessi, si ricorda che nella fisica
delle particelle, i fermioni sono particelle con uno spin multiplo di 1/2 e che prendono il nome dallo scienziato
italiano Enrico Fermi.
Modello a gas di Fermi
Un gas di Fermi è un sistema di fermioni liberi, cioè non interagenti: possono essere in prima
approssimazione descritti con questo modello sia i nucleoni all'interno del nucleo atomico che gli elettroni di
conduzione in un metallo. L'interazione nucleone−nucleone viene rappresentata mediante una buca di
potenziale (regione dello spazio a potenziale negativo, dove agiscono quindi forze attrattive) delle dimensioni
del nucleo. Neutroni e protoni sono considerati alla stregua di particelle componenti di un gas racchiuse in
una sfera di raggio pari a quello nucleare, che possono venire descritte in chiave statistica (statistica di
Boltzmann).
Modello a goccia
L'energia di legame (circa 8 MeV/nucleone) e la densità della materia nucleare sono considerate
praticamente indipendenti dalla massa atomica, in analogia con una goccia di liquido dove il calore di
evaporazione e la densità sono indipendenti dalle dimensioni della goccia stessa. Sempre in analogia con la
20
goccia, in questo modello sono presenti effetti di superficie, dovuti ai nucleoni più esterni e più “caldi”.
Questo modello viene chiamato drop model e viene usato per spiegare il fenomeno della fissione nucleare.
Modello a strati (o a shell)
Il modello a goccia spiega le proprietà della materia nucleare senza però considerare quelle dei singoli
nucleoni. Il modello a strati estende al nucleo alcune delle proprietà del modello atomico, assegnando ai
singoli nucleoni orbite individuali ben definite, all'interno di una buca di potenziale, dentro la quale agiscono
forze nucleari attrattive. Pertanto, un nucleone può descrivere orbite imperturbate nella materia nucleare,
poichè il principio di esclusione di Pauli impedisce quegli urti che condurrebbero a stati finali già occupati.
Quando il numero di neutroni o protoni corrisponde ai cosiddetti "numeri magici" (2, 8, 20, 28, 50, 82 e 126) i
nuclei divengono particolarmente stabili, mentre nucleoni successivamente aggiunti risultano debolmente
legati (1 - 2 MeV). Sempre secondo il modello a strati, all'interno del nucleo i nucleoni si riuniscono in coppie
del tipo n-n e p-p, nelle quali essi ruotano con spin opposti.
Modello collettivo
Il modello a strati risulta particolarmente efficace nella descrizione di nuclei costituiti da uno strato completo
e da uno o pochi nucleoni addizionali, ossia nei casi in cui il nucleo può essere schematicamente
rappresentato da un nocciolo centrale (core) circondato da una nube di nucleoni. Il modello collettivo
descrive invece quelle interazioni nucleone-nucleone che producono degli stati eccitati collettivi. Tali stati
coinvolgono principalmente le particelle più esterne e possono essere di natura sia rotazionale (rotazione
attorno ad un asse passante per il centro di massa) sia vibrazionale (neutroni e protoni oscillano in senso
opposto). Ad energie molto elevate, anche il nocciolo può essere eccitato.
2.4.2 - Il decadimento α
Le particelle α, dette anche elioni in quanto paragonabili per composizione al nucleo dell'elio, sono costituite
da quattro nucleoni (2n + 2p), ciò che conferisce loro la particolare connotazione riassunta nella tabella 2.4,
dove E1 indica l’energia di legame e EC l’energia cinetica
Esempio
234
92U
→
90Th
+ α
PARTICELLA α
A=4
Z=2
M = 3727, 2 MeV (6,644 10-27 kg)
Q = +2 (+3,2 10-19 C)
E1 = 28,4 MeV
EC = 4 ÷ 9 MeV
Tabella 2.4 - Caratteristiche fisiche delle particelle α
Riguardo alla massa, si può constatare che, se si sommano le masse a riposo di 2 neutroni e di 2 protoni, si
ottiene un totale di 3.755,62 MeV, superiore alla massa di una particella α, in quanto una frazione della
massa iniziale dei nucleoni liberi è stata trasformata in energia di legame:
(3.755,6 - 3.727,2) MeV = 28,4 MeV.
Questa differenza, detta difetto di massa, che è riscontrabile (a maggior ragione) anche per i nuclei,
rappresenta la massa equivalente al lavoro che è necessario per separare i nucleoni componenti la particella
α (o il nucleo).
L'emissione α risulta energeticamente possibile solo per nuclei pesanti (Z > 83): in tal caso, la lunga
permanenza delle particelle α nel nucleo è condizionata dalla minima probabilità che esse siano in grado di
attraversare la barriera di potenziale nucleare.
Secondo un noto modello nucleare, l'azione di queste forze attrattive viene rappresentata sotto forma di una
buca di potenziale, alla quale si è già precedentemente accennato, che rappresenta una regione dalle
21
dimensioni del nucleo, caratterizzata da valori negativi di energia (quindi attrattivi), entro la quale sono
intrappolati i nucleoni.
Secondo la fisica classica, tale barriera dovrebbe di
norma essere insormontabile, cosa che renderebbe
Fig. 2.5 – rappresentazione
impossibile il decadimento α. Tuttavia, una trattazione
dell’emissione α
quantistica del problema suggerisce l'esistenza di una
probabilità finita (seppure minima) di emissione, contro
ogni previsione della fisica classica (effetto tunnel).
La trasparenza della barriera di potenziale (legata al suo
spessore ed alla sua altezza, nonchè all'energia della
particella emessa) determina la costante di decadimento
del radioisotopo.
Sempre per questo motivo, il decadimento α avviene
generalmente tra due stati nucleari fondamentali, in
quanto la maggior quantità di energia cinetica che in
questo caso si rende disponibile comporta una più
elevata probabilità di transizione.
I decadimenti più favoriti sono quelli che avvengono tra
gli stati fondamentali di nuclei pari-pari (N = 2x, Z =
2y), in quanto essi non provocano alcuna variazione del
momento angolare nucleare totale (somma dei momenti
angolari dei nucleoni).
Secondo la teoria denominata pre-compound decay, le
particelle α, essendosi preformate all'interno del nucleo
(in prossimità della superficie nucleare), sono soggette alle forze attrattive esercitate dal resto del nucleo:
una volta che hanno percorso una distanza superiore al raggio d'azione della forza forte (che agisce su
distanze dell’ordine del raggio del nucleo), esse subiscono unicamente l'effetto delle forze coulombiane
repulsive e quindi sono espulse dal nucleo.
Fig. 2.6 - Schema di decadimento del
Nel caso in cui la transizione a porti ad
uno stato eccitato del nucleo progenie,
quest'ultimo raggiungerà il proprio stato
fondamentale attraverso una
transizione energetica sotto forma di
emissione di fotoni γ.
Come
già
ricordato,
risultano
energeticamente favorite le transizioni
che conducono a stati fondamentali,
poichè la probabilità di emissione α
aumenta con l'energia resa disponibile.
Questa argomentazione serve anche a
chiarire il motivo per cui le particelle α
possiedono un'energia ben definita,
corrispondente alla differenza tra gli
stati energetici del nucleo padre (stato
fondamentale) e del nucleo progenie
(stato fondamentale od eccitato).
Una transizione γ avviene invece tra
due differenti stati energetici (tra due
stati eccitati o tra uno stato eccitato e
quello fondamentale) del nucleo
progenie, del tipo schematizzato dalla
figura 2.5.
E' però anche possibile che transizioni
226
Ra
di questo tipo avvengano tra i livelli eccitati del nucleo padre.
La probabilità che vengano emesse determinate energie dipende dalle cosiddette regole di selezione, che
stabiliscono quali sono i livelli energetici nucleari tra i quali la transizione è maggiormente favorita (o
proibita). Tali regole possono rallentare le probabilità di transizioni elettromagnetiche al punto che lo stato
eccitato viene ad assumere una vita media molto lunga (> 0,1 s), nel qual caso viene detto metastabile (o
isomerico). Transizioni isomeriche altamente proibite possono concorrere ad allungare notevolmente la vita
99m
media di uno stato eccitato, come nel caso del
Tc, che rappresenta un classico esempio di stato
metastabile (stato eccitato a vita lunga).
22
Spesso, tuttavia, la transizione isomerica entra in competizione con un differente meccanismo di
diseccitazione denominato conversione interna. In tal caso, la costante di decadimento totale è data dalla
somma delle costanti di decadimento parziali relative alla emissione γ e a quella di elettroni di conversione:
λ = λγ + λe
La conversione interna può essere interpretata come un trasferimento di energia "senza emissione di
radiazioni" da uno stato nucleare eccitato direttamente ad un elettrone atomico fortemente legato che viene
conseguentemente espulso dall'atomo, con energia pari a alla differenza tra l'energia del fotone γ e quella di
legame dell'elettrone. Poichè, come detto in precedenza, i due fenomeni sono in competizione tra di loro, il
manifestarsi dell'uno va necessariamente a discapito dell'altro.
Il numero di elettroni di conversione prodotti per ogni singolo fotone emesso prende il nome di coefficiente di
conversione (ad esempio, nel caso del 137Ba esso è pari a 0,11).
I raggi γ sono costituiti da emissioni fotoniche e, quindi, si collocano nel contesto delle radiazioni
elettromagnetiche: secondo la teoria dell'elettromagnetismo classico, ogni variazione temporale di un campo
magnetico B produce, nella stessa regione di spazio, un campo elettrico variabile E (legge di MaxwellAmpere).
Pertanto, se in un punto dello spazio si determina una variazione di B (o di E), ciò produce una concomitante
variazione di E (o di B). Queste variazioni non restano confinate nel punto specifico dello spazio considerato,
ma si propagano nello spazio circostante con una velocità data dal prodotto della lunghezza d’onda per la
frequenza:
c = λν
che nel vuoto vale circa 2,9979 ... × 108 m/s, dando origine ad onde elettromagnetiche.
La più recente teoria quantistica fornisce una differente spiegazione del fenomeno della produzione e
propagazione della radiazione fotonica, che non viene più interpretata come un fenomeno ondulatorio di tipo
classico, bensì come un fenomeno che associa caratteristiche sia corpuscolari sia ondulatorie.
I fotoni, che sono rappresentabili come pacchetti (o quanti) di energia, mostrano, in alcuni particolari
fenomeni (ad esempio, l'effetto fotoelettrico),
dei comportamenti tipici delle particelle
materiali.
2.4.3 - Il decadimento β
Fino al 1931 si riteneva che nel nucleo fossero
presenti degli elettroni e che questi fossero
responsabili del decadimento β. In realtà, in
base al principio di indeterminazione di
Heisemberg, non è possibile confinare un
elettrone in una regione di spazio dell'ordine di
-13
10 cm, in quanto esso acquisterebbe una
energia cinetica tale da richiedere, per
mantenere il suo confinamento, una energia
potenziale inammissibile.
Così come il decadimento α dipende
fondamentalmente dall'azione delle forze
nucleari e di quelle elettromagnetiche, il
decadimento β è frutto della cosiddetta
interazione debole (o forza debole).
La fisica ha infatti sino ad ora identificate le
seguenti quattro categorie di interazioni (o forze) fondamentali:
Fig. 2.7 – Spettro β
-13
l'interazione forte, con raggio di azione dell'ordine di 10 cm, responsabile delle forze di attrazione
che trattengono i nucleoni all'interno del nucleo; i suoi quanti (o portatori della forza forte) sono
mesoni (π , κ, ...), con massa di centinaia di MeV;
l'interazione debole, causa, come già accennato, del decadimento β; essa viene trasmessa
mediante i cosiddetti bosoni vettori intermedi (W e Z), dalla massa molto elevata (alcune decine di
GeV), ed ha un raggio d'azione dell'ordine di 10-16 cm;
l'interazione elettromagnetica, presente sia nella fisica macroscopica che in quella nucleare, è
direttamente responsabile dell'attrazione coulombiana tra il nucleo e gli elettroni e del decadimento
γ; viene trasmessa da fotoni, la cui massa a riposo è nulla;
l'interazione gravitazionale, di interesse irrilevante nella fisica atomica e nucleare.
23
Il decadimento β rappresenta una trasformazione nucleare nella quale si verifica l'emissione di una particella
(che può essere costituita da un elettrone o da un positrone) dalle seguenti caratteristiche:
Particella β
z=1
-31
m = 0,511 MeV (9,1 10 kg)
-19
Q = ± 1 (± 1,6 10 C)
EC = 0 ÷ 3 MeV
Tabella 2.5 - Caratteristiche fisiche delle particelle β
Considerato il fatto che esistono due tipi di decadimenti β, uno con segno positivo (β+) e uno con segno
negativo (β-), questo tipo di
decadimento
può
avvenire
secondo due diverse modalità.
131
Fig.
2.82.6
– Schema
Fig.
– Spettrodiβdecadimento dello I
A) n → p + β- + νe
Come si può notare, nella
formula
che
descrive
il
decadimento del neutrone è
stata introdotta una nuova entità
fisica, il neutrino (o meglio,
l'antineutrino νe), particella priva
sia di carica che, verosimilmente,
di massa (studi tendenti a
ricavare
con
tecniche
sperimentali la massa a riposo
effettiva del neutrino sono tuttora
in corso).
La differenza sostanziale tra un
neutrino e un antineutrino deriva
dal fatto che, mentre il primo
appartiene alla materia ordinaria,
il
secondo è
invece un
costituente dell'antimateria (vedi
al proposito il paragrafo 3.2.4).
Poichè
l'energia
a
riposo
dell'elettrone è di 0,511 MeV, la
minima differenza energetica tra
i nuclei padre e figlio deve
risultare almeno uguale a 0,511
MeV, nel qual caso il neutrino
verrebbe emesso con energia cinetica nulla.
Se, al contrario, la differenza di energia tra i due nuclei risulta maggiore di questo valore, l'energia cinetica
massima di β sarà data dall'energia dello stato fondamentale del nucleo padre, diminuita di quella dello stato
energetico del nucleo figlio e di quella corrispondente alla massa a riposo dell'elettrone.
Esempio
59
26Fe
59
→ 27Co + β- + νe
B) p → n + β+ + νe
Un neutrone può decadere secondo lo schema A) anche quando non è contenuto all'interno di un nucleo,
essendo la sua energia a riposo maggiore della somma di quelle del protone e dell'elettrone.
Viceversa, il decadimento di un protone secondo lo schema B) può avvenire solo all'interno di un nucleo, a
spese dell'energia di quest'ultimo, poichè la sua massa a riposo è minore della somma delle masse a riposo
del neutrone e dell'elettrone.
24
+
Poichè per produrre una particella β è necessaria un'energia pari al doppio di quella della massa a riposo
dell’elettrone (0,511 MeV), ossia 1,022 MeV (vedi la teoria dell'antimateria, al paragrafo 3.2), la differenza
energetica tra gli stati dei nuclei padre e figlio deve essere almeno pari a 1,022 MeV per consentire il
decadimento β+.
Esempio
11
6C
11
→ 5B + β+ + ne
Benché la quantità totale di energia liberata in ogni singolo evento sia chiaramente definita, l'energia cinetica
delle particelle β varia da E = 0 ad Emax, per la presenza del neutrino, producendo uno spettro energetico
+
continuo (Fig. 2.6). E' importante notare che le particelle β , essendo costituenti dell'antimateria, una volta
emesse si trovano a dover interagire con particelle di materia ordinaria (principalmente con elettroni atomici).
Nel corso di tale interazione, dopo aver ceduto alla materia tutta la propria energia, esse subiscono quel
fenomeno detto annichilazione, consistente nella ricombinazione tra particelle ed antiparticelle con
produzione di energia, la cui trattazione viene rimandata al capitolo successivo.
2.4.4 - La cattura elettronica
La cattura elettronica rappresenta un meccanismo di decadimento del nucleo che, analogamente ed in
+
competizione con il decadimento β , consente al nucleo A(N,Z) di trasformarsi nel nucleo B(N+1,Z-1)
attraverso la cattura di un elettrone atomico di una delle shell più interne (ad esempio quella K).
La cattura dell'elettrone atomico libera un'energia pari a soli 0,511 MeV, cosa che favorisce questo
fenomeno rispetto alla emissione di particelle β+.
Questo processo determina, a sua volta, l'innesco di ulteriori fenomeni, tra i quali vale la pena di menzionare
i seguenti:
il nucleo figlio si presenta spesso in uno stato eccitato e, di conseguenza, si diseccita attraverso
l'emissione di radiazioni γ, oppure mediante la conversione interna;
quando un nucleo decade per cattura elettronica, si produce una vacanza nella shell elettronica cui
apparteneva l'elettrone catturato ed una successiva transizione verso lo stato fondamentale
(transizione K → L,M) mediante emissione di radiazioni X, dette anche caratteristiche (in quanto
possiedono energia caratteristica di quel particolare atomo), oppure di elettroni, denominati, a
seconda delle modalità con le quali sono prodotti, Auger o Coster-Kronig.
L'effetto Auger si verifica quando, come conseguenza del riassestamento dei livelli elettronici innescato
dalla cattura elettronica (o dalla conversione interna), si ha l'emissione di un elettrone da una shell esterna in
luogo di una radiazione fotonica. Se, per ipotesi, la vacanza in uno strato K viene occupata da un elettrone
proveniente da uno strato L e viene emesso un elettrone M, quest'ultimo avrà energia cinetica Ec pari a:
Ec = (EK - EL) - EM
dove EK, EL ed EM sono le energie di legame degli elettroni appartenenti rispettivamente agli strati K, L e M.
La probabilità dell'effetto Auger
è inversamente proporzionale a
Fig. 2.9 - Produzione di raggi X caratteristici
Z: per Z < 15 (atomi leggeri,
ossia per la quasi totalità degli
atomi di interesse biologico) la
ionizzazione K dà luogo a
produzione di elettroni Auger.
Conseguentemente, l'energia di
Nucleo
legame dell'elettrone K si
trasforma in energia cinetica
dell'elettrone Auger.
El
L'effetto
chiamato
CosterCattura elettronica
Kronig
consiste
invece
nell'emissione
di
elettroni
a
E2
seguito di transizioni tra due
livelli energetici appartenenti
alle stesse sotto-shell, come
El - E2
25
Fotone X caratteristico
risultato di fenomeni precedentemente descritti, quali l'effetto Auger o la conversione interna.
I raggi X caratteristici sono costituiti da fotoni sostanzialmente simili alle radiazioni γ, sia per le loro
proprietà fisiche intrinseche che per i meccanismi attraverso i quali sono prodotti, ad esclusione del fatto che
vengono generati a seguito di transizioni tra stati energetici atomici anzichè nucleari.
La figura 2.8 illustra il meccanismo di emissione di raggi X caratteristici.
Per concludere, come si può constatare dalla precedente argomentazione, la cattura elettronica è in grado di
dare il via ad un processo a cascata, con produzione di radiazioni di diversa natura e con differenti energie.
2.5 - Le catene radioattive
Nel paragrafo 2.3 si è presa in considerazione una tipica situazione in cui un nucleo radioattivo decade in un
nucleo stabile. Occorre però considerare la possibilità che anche il nucleo figlio risulti, a sua volta,
radioattivo, così come può avvenire per il prodotto del suo successivo decadimento e così via.
Si produce in questo modo il fenomeno della formazione delle cosiddette catene radioattive.
Considerando la catena di radionuclidi A → B → C → ... → X, il radionuclide A, progenitore, decade con
costante specifica λA nel radionuclide B, che a sua volta decade in C e così di seguito.
Il nuclide X, in quanto stabile, costituisce il prodotto di decadimento finale.
La variazione nel tempo dei nuclei radioattivi che costituiscono i singoli anelli di questa catena è governata
dalle seguenti equazioni:
dNA / dt = - λA NA
dNB / dt = λA NA − λB NB
dNC / dt = λB NB − λC NC
Questa situazione si verifica nelle tre più importanti famiglie radioattive presenti in natura, che hanno come
capostipiti i seguenti radionuclidi, la cui vita media è paragonabile a quella della terra:
238
U (T½ = 1,4 × 1010 anni) - serie dell'uranio,
U (T½ = 7,13 × 108 anni) - serie dell'attinio,
232
Th (T½ = 4,5 × 109 anni) - serie del torio.
235
Poiché in ciascuna serie A varia solamente per effetto del decadimento α (quello β non modifica il valore di
A), a seguito del quale il numero atomico diminuisce di 4 unità, i numeri di massa dei componenti di
ciascuna di queste serie può essere espresso dalla formula :
A = 4n + C
dove n e C sono numeri interi (0 ≤ C ≤ 3).
Applicando la precedente formula a ciascuna delle catene radioattive si ottiene:
51 ≤ n ≤ 59, C = 2,
51 ≤ n ≤ 58, C = 3,
51 ≤ n ≤ 58, C = 0,
serie dell'uranio
serie dell'attinio
serie del torio
La serie del nettunio, caratterizzata da C = 1, è ottenuta artificialmente in quanto il suo capostipite possiede
una emivita relativamente breve:
237
6
Np (T½ = 2,2 × 10 anni) - serie del nettunio.
Quando la costante di decadimento di tutti i discendenti è maggiore di quella del capostipite, le attività di
questi ultimi crescono progressivamente sino a raggiungere il loro valore massimo.
Tuttavia, dopo un tempo sufficientemente lungo, dette attività iniziano a decrescere nel tempo secondo la
specifica costante di decadimento del capostipite (equilibrio transitorio), in quanto il rapporto tra le quantità
dei diversi radionuclidi si mantiene costante.
Se invece la costante di decadimento del capostipite è molto maggiore di quella di tutti i discendenti, come
accade nelle tre famiglie radioattive naturali, si stabilisce il cosiddetto equilibrio secolare, dove le attività dei
prodotti del decadimento del capostipite si mantengono costanti nel tempo.
Pertanto, ciascuna catena termina con un nuclide stabile, che continuerà progressivamente ad accrescersi
nel tempo.
26
2.6 - Fonti artificiali di radiazioni ionizzanti
Sotto la definizione di fonti artificiali di radiazioni ionizzanti si intende raggruppare tutte quelle fonti radiogene
diverse dai radioisotopi naturali, che sono da mettere in relazione a qualche forma di intervento umano.
Pertanto, vanno considerate tali:
i radioisotopi artificiali, ossia quei materiali radioattivi prodotti artificialmente mediante l'impiego di
reattori nucleari o di acceleratori di particelle, partendo da isotopi già presenti in natura;
gli apparecchi generatori di fasci di particelle cariche e/o di raggi X, che vengono utilizzati sia in
campo radiodiagnostico che radioterapico.
Segue una breve descrizione di queste due differenti applicazioni.
2.6.1 - Radioisotopi artificiali
Come già accennato, si considerano radioisotopi artificiali quei materiali radioattivi prodotti artificialmente,
partendo da sostanze inerti. Le modalità di produzione di tali radioisotopi si basano essenzialmente su due
differenti criteri:
1. la separazione isotopica dei prodotti di fissione ottenuti in un reattore nucleare a seguito delle
reazioni nucleari che vi hanno avuto luogo,
2. l'attivazione di radioisotopi stabili mediante bombardamento con fasci di particelle di alta energia
(prevalentemente protoni o deutoni) prodotti da macchine acceleratrici.
A questo secondo procedimento, chiamato attivazione, è dedicata l'appendice B, in quanto rappresenta il
metodo più comunemente applicato nella produzione industriale di queste sostanze. Nella medicina,
radioisotopi artificiali vengono utilizzati, sotto forma di sorgenti sia sigillate sia non sigillate, tanto in ambito
diagnostico che in quello radioterapico.
2.6.2 - Apparecchi per radiodiagnostica
Un tubo radiogeno (o tubo a raggi X) è un particolare tipo di tubo a vuoto destinato alla produzione di Raggi
X: a differenza dei normali tubi a vuoto, la tensione di lavoro è estremamente elevata, da 40.000 a 135.000
Volt, e non amplifica nulla ma genera soltanto radiazione X.
Esso consiste di una ampolla di vetro sotto vuoto spinto, che contiene un catodo e un anodo ad alta
tensione. Il catodo (o polo negativo), come nelle normali valvole termoioniche, a sua volta è composto dal
filamento riscaldato (alimentato a bassa tensione) e dal catodo vero e proprio collegato al circuito ad alta
tensione. L'anodo (polo positivo) invece, situato al
polo opposto dell'ampolla, è costituito da un disco
obliquo di metallo pesante (tungsteno per i tubi
diagnostici tradizionali, molibdeno o rodio per i tubi
usati in diagnostica senologica. L'anodo viene
anche detto anticatodo.
Il tubo radiogeno è contenuto a sua volta in una
guaina metallica (generalmente di alluminio, con
schermature di piombo) riempita di olio dielettrico
che consente sia di dissipare il calore generato dal
tubo in funzione, che di garantire l'isolamento
elettrico tra i contatti esterni di anodo e catodo.
Scopo della guaina è quindi sia di protezione
meccanica, sia di assorbimento di quei raggi X
emessi dal tubo con caratteristiche spaziali ed
energetiche non ritenute utili agli scopi preposti.
Fig. 2.1 – Spettro dei raggi X prodotti da un tubo
per radiodiagnostica.
I tubi radiogeni emettono radiazioni X di diverse
lunghezze d'onda (policromatiche) che dipendono
sia dal tipo di metallo del disco anodico sia,
soprattutto, dalla tensione di funzionamento:
quanto più la tensione è alta, tanto più breve è la lunghezza d'onda dei raggi X (radiazione più dura, ossia
più penetrante), mentre, a tensione più bassa, si avranno raggi X molli (meno penetranti). Inoltre,
27
aumentando la corrente aumenta proporzionalmente l'intensità della radiazione emessa: l'operatore deve
quindi regolare questi parametri a seconda delle specifiche esigenze diagnostiche.
L'anodo di un tubo a raggi X, colpito da elettroni veloci, emette fotoni per effetto di due distinti fenomeni che
coinvolgono il materiale costituente l’anodo stesso:
1) la produzione di radiazione di frenamento da parte degli elettroni nell'interazione con il campo
coulombiano dei nuclei incontrati;
2) l'emissione di quanti X caratteristici dell'elemento che costituisce l'anodo, generati da parte degli
atomi eccitati e ionizzati dall'interazione elettronica.
Dalla valutazione del rapporto tra poteri frenanti per irraggiamento e collisione di un fascio di elettroni, si può
stimare l'efficienza di produzione dei raggi X emessi per irraggiamento da un fascio di elettroni
monoenergetici di energia E.
Tale rapporto mostra che un apparato che sfrutta questo tipo di fenomeno per generare raggi X può
considerarsi uno strumento estremamente inefficiente come fonte radiogena, poichè, supponendo di
utilizzare fasci monoenergetici di elettroni con energia di 50 keV (0,05 MeV), l'efficienza di produzione di
raggi X su di un anodo di tungsteno è di circa:
74 × 0,05 / 800 = 0,5 %
(per un più puntuale chiarimento di questo procedimento si rimanda al capitolo successivo, paragrafo 3.4.2).
Pertanto, si può stimare che circa il 99,5 % dell'energia cinetica trasportata dagli elettroni viene speso in
collisioni, ovvero si trasforma in energia termica (che deve essere necessariamente asportata dall'anodo,
affinché esso non si danneggi), mentre soltanto lo 0,5 % circa è irraggiato sotto forma di quanti X nello
spettro continuo.
Per quanto riguarda l'emissione dei raggi X caratteristici, occorre rilevare che vengono generalmente presi in
considerazione solamente quelli emessi a seguito della liberazione di elettroni K, mentre, per quanto attiene
agli elettroni meno legati (L, M, N, ...), non rivestono particolare interesse poiché la radiazione caratteristica
ad essi associata viene di solito riassorbita nell'anodo e nel vetro che riveste il tubo radiogeno (tranne in
alcune particolari applicazioni, dove i quanti L attraversano la finestra e contribuiscono allo spettro emesso).
Si osservi che le righe K caratteristiche sono in realtà due (Kα e Kβ): una è dovuta agli elettroni dello
strato L che "saltano" nell'orbita K libera, mentre l'altra è dovuta agli elettroni degli strati più esterni che
effettuano una transizione allo stesso strato K.
2.6.3 - Apparecchi per radioterapia
L'impiego di generatori di raggi X in campo terapeutico è oggi prevalentemente indirizzato al trattamento
delle patologie oncologiche, che richiedono apparecchiature in grado di produrre fasci di elettroni e di fotoni
di energia e intensità particolarmente elevate.
Le apparecchiature elettromedicali che sono state impiegate nella terapia oncologica nel corso di questi
ultimi anni consistono ormai quasi esclusivamente in acceleratori lineari (LINAC) di elettroni.
Si sta tuttavia affacciando alla ribalta la cosiddetta adroterapia, o terapia con particelle pesanti, come
protoni, pioni, neutroni, ioni (per questo dette anche adroni), che rappresenta tuttora una applicazione in fase
di avanzata sperimentazione clinica.
Le caratteristiche strutturali e le prestazioni di un LINAC possono essere molto differenti in relazione sia alle
modalità di accelerazione degli elettroni, sia alle proprietà dei fasci utilizzati per i trattamenti.
Pur essendo presenti analogie con quanto esposto al paragrafo precedente, per una trattazione più
approfondita di questa tematica si rimanda al capitolo 10.
28
CAPITOLO 3. INTERAZIONI CON LA MATERIA
3.1 - Ionizzazione diretta ed indiretta
Le modalità di interazione delle radiazioni ionizzanti con la materia dipendono sia dalle caratteristiche
intrinseche delle radiazioni che da quelle della materia attraversata.
Tra queste caratteristiche, quella che consente di operare una prima distinzione tra i differenti meccanismi di
interazione è rappresentata dalla presenza o meno di carica elettrica associata alle radiazioni stesse.
Le radiazioni elettricamente cariche (quali ioni, particelle α e β, protoni, deutoni, mesoni, ...) sono in grado di
ionizzare la materia attraversata svolgendo una azione diretta su atomi e molecole, mentre quelle prive di
carica elettrica (come fotoni X e γ, neutroni, ...) sono invece indirettamente ionizzanti, in quanto si limitano ad
"innescare" ulteriori meccanismi basati sulle successive interazioni esercitate dalle particelle cariche liberate.
In considerazione delle diverse modalità attraverso le quali queste due categorie di fenomeni si manifestano,
esse verranno trattate separatamente nei successivi paragrafi.
3.2 - Interazione delle radiazioni fotoniche
Le radiazioni elettromagnetiche sono classificate come indirettamente ionizzanti in quanto la materia viene
ionizzata ad opera degli elettroni secondari prodotti a seguito di una interazione fotonica primaria.
Un fotone X o γ può infatti interagire con la materia attraverso meccanismi alternativi del tipo "tutto o niente",
la cui probabilità di accadimento, riferita ad una singola radiazione, viene espressa da una grandezza che
prende il nome di sezione d'urto.
Tale sezione d'urto, che rappresenta la superficie apparente del centro di interazione (elettrone, atomo,
nucleo, ...) utile ai fini dell'interazione stessa, ha le dimensioni di una superficie e, conseguentemente, viene
misurata in barn (1 barn = 10-24 cm2).
L'interazione può riguardare l'intero atomo (diffusione alla Rayleigh ed effetto fotoelettrico), un singolo
elettrone atomico (effetto Compton e produzione di coppie nel campo elettronico) oppure il nucleo atomico
(produzione di coppie nel campo nucleare, fotodisintegrazione e produzione di mesoni).
I fenomeni che caratterizzano l'interazione con la materia delle radiazioni fotoniche che appartengono
all’intervallo delle energie più frequentemente impiegate in campo medico sono quelle al seguito descritti.
3.2.1 − La diffusione alla Rayleigh
Nella diffusione alla Rayleigh si manifesta un urto elastico in cui il fotone incidente viene diffuso ad angoli
molto piccoli (diffusione "in avanti"), senza alcuna reale perdita di energia.
La spiegazione del fenomeno sta nel fatto che l'energia messa a disposizione dal fotone incidente è
insufficiente ad eccitare o ionizzare l'atomo e quindi non può esserne assorbita.
Quest'ultimo si mantiene nel suo stato energetico fondamentale, pur acquisendo una minima quantità di
energia per effetto del rinculo meccanico.
La sezione d'urto della diffusione alla Rayleigh (e quindi anche il coefficiente di attenuazione ad essa
proporzionale σel) diminuisce rapidamente all'aumentare dell'energia fotonica e può quindi stimarsi
approssimativamente proporzionale al quadrato del numero atomico del materiale assorbitore, come risulta
dalla relazione:
σel ∝ Z2,5
Il coefficiente di attenuazione può definirsi, in sostanza, come la probabilità che la radiazione subisca una
interazione per unità di percorso nel materiale attraversato e rappresenta, dal punto di vista dimensionale,
l'inverso di una distanza (cm-1).
Poiché questo fenomeno risulta in diretta competizione con l'effetto fotoelettrico e, inoltre, l'energia ceduta
dal fotone incidente è trascurabile, esso riveste scarsa importanza nel contesto generale delle interazioni
fotoniche. Per questa ragione, nel prosieguo esso verrà trattato nello stesso ambito della diffusione
Compton.
3.2.2 - L'effetto fotoelettrico
L'effetto fotoelettrico avviene quando un fotone X o γ, interagendo con un atomo, viene completamente
assorbito, trasferendogli energia sufficiente ad espellere un elettrone.
29
Il fotoelettrone acquista un'energia
cinetica Ee uguale alla differenza
tra l'energia del quanto incidente
hν o e la propria
energia di
legame El :
Fig. 3.1 - Schema di interazione fotoelettrica
Ee = hν
νo – El
L'angolo
di
emissione
del
fotoelettrone è tanto più prossimo
a 0° quanto maggiore è l'energia
del fotone incidente.
Fotone incidente
La probabilità di interazione per
effetto fotoelettrico (o sezione
K
d'urto) è nulla se l'energia del
quanto è inferiore alla energia di
legame dell'elettrone espulso,
Elettrone diffuso
raggiunge
un
massimo
se
l'energia fotonica è uguale a
quella di legame (tipicamente EK
ed EL, energie di legame
caratteristiche dei gusci K e L),
per poi decrescere all'aumentare
dell'energia fotonica.
Perchè abbia luogo l'effetto fotoelettrico, è necessario che l'elettrone espulso sia legato (per cui il fenomeno
può essere interpretato come una interazione estesa a tutto l'atomo): quindi, la probabilità che un quanto
possa dar luogo a tale effetto, è maggiore se esso interagisce con gli elettroni atomici più legati, in
particolare con gli elettroni appartenenti al "guscio" K. Inoltre, poiché l'energia di legame degli elettroni più
interni cresce con il numero atomico Z, la probabilità di interazione aumenta al crescere di Z.
Più precisamente, la probabilità dell'effetto fotoelettrico è approssimativamente proporzionale a Z4 e a
3
1/(hν) : così essa tende ad aumentare rapidamente, come già affermato, al crescere del numero atomico
dell'elemento con il quale il quanto interagisce, mentre diminuisce quasi altrettanto rapidamente al crescere
dell'energia fotonica.
Indicando con τ il coefficiente di attenuazione fotoelettrico, risulta:
Nucleo
τ ∝ N Z4 / (hν
ν)3
dove N indica il numero di atomi per unità di volume.
Poiché dopo l'emissione di un fotoelettrone viene a mancare all'atomo un elettrone interno (di solito nel
guscio K), un altro elettrone, appartenente ad un guscio più esterno del medesimo atomo, "salta" nell'orbita
rimasta vuota, irraggiando un quanto X.
Analogamente, un elettrone ancora più esterno occupa, a sua volta, la nuova orbita libera, emettendo un
nuovo quanto X (di energia più bassa perché le distanze tra i gusci si avvicinano progressivamente
allontanandosi dal nucleo) e così via.
L'emissione di un fotoelettrone è quindi accompagnata dall'emissione di un certo numero di quanti X, che
sono detti "caratteristici" perchè, come già riportato dal capitolo precedente, le loro energie sono
caratteristiche del tipo di atomo che ha preso parte all'effetto fotoelettrico.
Un processo alternativo all'emissione di quanti X consiste nella già citata emissione di elettroni Auger.
3.2.3 - L'effetto Compton
L'effetto Compton ha luogo quando l'energia del quanto incidente è molto più elevata dell'energia di legame
dell'elettrone con il quale esso interagisce: per questo motivo quest'ultimo può essere considerato libero
(energia di legame nulla).
Così come l'effetto fotoelettrico prevale alle basse energie (inferiori a 25 ÷ 30 keV), l'effetto Compton risulta
predominante per le energie comprese tra 100 keV e 2 MeV e può essere descritto, in base alle regole della
meccanica classica, come l'urto elastico tra due particelle: il fotone e l’elettrone.
Si possono quindi ricavare le relazioni che legano tra di loro gli angoli e le energie sia del quanto diffuso sia
dell'elettrone Compton messo in moto dalla interazione. Infatti, applicando le leggi di conservazione
dell'energia, si ha:
hν
νo + mec2 = hν
ν + Etot
30
che mostra come la somma dell'energia iniziale del quanto e di quella a riposo dell'elettrone sia pari alla
somma dell'energia del fotone secondario e dell'energia totale (massa a riposo più energia cinetica)
dell'elettrone Compton.
Dalla precedente formula si può inoltre ricavare l'ammontare dell'energia finale hν del fotone secondario,
mentre, per quanto riguarda l'angolo di diffusione fotonica, si può generalmente affermare che i piccoli angoli
sono caratterizzati da fotoni secondari più energetici.
Ad un angolo di diffusione α = 0° si ha hνo = hν, ciò che sta a significare che, in questo caso, il quanto non
perde energia, mentre per α = 180° (quanto diffuso all'indietro o retrodiffuso), se l'energia della radiazione
incidente è molto grande l'energia del quanto diffuso è sempre uguale a mec2 / 2 = 0,25 MeV.
Per quanto riguarda invece l'elettrone, esso viene messo in moto con una energia cinetica Ec, che è data da:
Ec = hν
νo − hν
ν.
L'angolo di emissione dell'elettrone Compton è tanto minore quanto più elevate sono l'energia del fotone
incidente e la frazione di tale energia assorbita dall'elettrone.
L'andamento della sezione d'urto (e conseguentemente del coefficiente di attenuazione Compton σC)
dipende sia dal numero atomico Z del materiale attraversato sia dall'energia fotonica, hν, secondo la
relazione:
σC ∝ N Z / hν
ν
essendo N Z il numero di elettroni per unità di volume.
Poiché nell'effetto Compton
l'energia trasportata dal
fotone
incidente
viene
trasferita
in
parte
all'elettrone e in parte al
fotone
secondario,
il
coefficiente di attenuazione
può essere rappresentato
come:
Fig. 3.2 - Schema di interazione Rayleigh e Compton
Fotone diffuso
Fotone incidente
hν
hν
Nucleo
σC = σa + σd
Elettrone diffuso
θ
Fotone incidente
dove i due addendi si
riferiscono rispettivamente
alla
quota
di
energia
assorbita (σa) ed a quella
diffusa (σd).
3.2.4 - La creazione di
coppie
Nella creazione di coppie,
l'interazione di un quanto di
Fotone diffuso energia maggiore di 2mec2 =
1,022 MeV con il campo
elettrico di un nucleo (o di un elettrone atomico) dà luogo alla formazione di una coppia elettrone-positrone
con la scomparsa del quanto incidente.
La spiegazione di questo fenomeno va ricercata nella teoria delle particelle elementari che, con i suoi principi
fondamentali di simmetria, porta a prevedere, accanto a ciascuna delle particelle conosciute, una
corrispondente antiparticella, che ne possiede alcune delle proprietà (massa, vita media, ecc.), mentre altre
ancora risultano essere diametralmente opposte (carica, energia, ecc.).
L'antimateria è pertanto definibile come il complesso delle varie famiglie di antiparticelle, così come la
materia è l'insieme delle particelle ordinarie.
Secondo questa teoria, formulata da P.A.M. Dirac, un fotone di energia sufficientemente elevata (> 1,022
MeV), interagendo con un campo elettromagnetico relativamente intenso, può generare una coppia
elettrone-positrone (materia e antimateria) grazie all’energia che è in grado di liberare.
In tutti i casi in cui interviene questa interazione, uno degli elettroni con energia negativa viene portato nella
regione di energia positiva:
φ
hν
- mec2 → + mec2
31
hν’
2
con un assorbimento di energia ∆E = 2 mec .
Resta così un posto vuoto, un buco, nel mare degli stati di energia negativa, il quale si comporta
esattamente come un elettrone positivo detto positrone o antielettrone, con energia positiva, in pieno
accordo con le consuete leggi della fisica.
Secondo questo modello di interazione, il nucleo svolge un ruolo essenziale, poiché il fenomeno avviene per
effetto della presenza del suo campo elettrico e, inoltre, a causa della sua massa elevata, acquista
un'energia di rinculo del tutto trascurabile.
Il coefficiente di attenuazione per la produzione di coppie, κ, è proporzionale a Z2.
κ ∝ N Z2
Elettrone
a)
Elettrone originario
Fotone incidente
hν > 2,04 ΜeV
Nucleo
Positrone
Fotone incidente
Positrone
hν > 1,02 ΜeV
Elettrone
Fotone diffuso
Fig. 3.3 - a) Schema di interazione con produzione di coppie,
b) Schema di annichilazione di un positrone
Fotone di diseccitazione
b)
hν = ∆Ei
Elettrone diffuso
Elettrone incidente
E
E - ∆Ei
Nucleo
Elettrone espulso
∆E - ∆Ek
E
Elettrone incidente
E - ∆E
Elettrone diffuso
I positroni prodotti nel corso
dell'interazione sono soggetti ad
un progressivo rallentamento fino
a quando, ormai fermi (avendo
ceduto tutta la propria energia
cinetica), si annichilano con un
elettrone (negativo), producendo
due fotoni da 511 keV in direzioni
opposte. Questo fenomeno viene
sfruttato nella metodica di indagine
medico-nucleare
denominata
Tomografia
a
emissione
di
positroni (PET).
L'annichilazione di un positrone
che possiede una energia cinetica
ancora
relativamente
elevata
(annichilazione in volo) è un
fenomeno
maggiormente
improbabile (per effetto della
velocità che ne riduce la sezione
d’urto) che ha per conseguenza la
produzione di tre fotoni.
3.2.5 – Altri meccanismi di
interazione fotonica
Oltre alla produzione di coppie, per
energie fotoniche al di sopra dei
10 MeV si possono manifestare
anche differenti meccanismi di
interazione, di qualche interesse
pratico
nel
campo
della
radioterapia con fasci esterni.
Reazioni
fotonucleari:
che
avvengono quando l'energia del
fotone è superiore a quella di
legame di un neutrone o di un
protone (da 6 a 16 MeV, in
relazione al tipo di nucleo
considerato) e che consistono
principalmente
nelle
seguenti
reazioni nucleari:
(γγ,n), (γγ,p), (γγ,α
α)
Questi fenomeni possono provocare l’attivazione di materiali inerti.
Fotofissione: fissione innescata su nuclei pesanti da parte di fotoni incidenti con energia superiore a 5,5
MeV, che diviene importante solamente per energie di un ordine di grandezza più elevate.
32
Produzione di mesoni: interviene quando un fotone con energia che supera i 140 MeV interagisce con un
+
nucleone, generando particelle sub-nucleari appartenenti alla numerosa famiglia dei mesoni, quali i pioni (π ,
π , π°).
3.3 - Attenuazione ed assorbimento di fotoni
3.3.1 – Coefficienti di attenuazione e assorbimento
Come già riportato precedentemente, l'interazione fotonica si manifesta attraverso meccanismi relativamente
complessi e diversificati. Da un punto di vista dosimetrico è quindi importante distinguere tra:
l'energia effettivamente trasferita dal fotone incidente ad una particella carica
elettrone),
l'energia trasportata da fotoni secondari,
l'energia effettivamente ceduta dall’elettrone secondario alla materia attraversata.
(tipicamente un
Nell'effetto fotoelettrico solo una minima parte dell'energia ceduta dal fotone incidente, ossia la frazione pari
all'energia di legame del fotoelettrone, viene emessa sotto forma di radiazioni X caratteristiche.
Viceversa, una parte non trascurabile dell'energia del fotone incidente viene acquisita dal fotone diffuso
nell'interazione Compton, mentre nella creazione di coppie l'energia trasmessa alle particelle cariche è pari a
(hν o - 1,022) MeV. Se si considera esclusivamente il numero di quei fotoni che, nell'attraversare uno
spessore x di un dato materiale, non hanno subito alcuna interazione, si ottiene una funzione esponenziale
del tipo:
N = No e-µx
dove µ è il coefficiente di attenuazione lineare, che dipende sia dall'energia posseduta dal fotone incidente
sia dal tipo di materiale attraversato. La stessa formula potrebbe essere scritta utilizzando il coefficiente di
attenuazione massico (µ/ρ) e lo spessore massico (ρ/x).
Il coefficiente di attenuazione lineare (come pure quello massico) viene applicato a tutti i differenti tipi di
interazione fotonica, poiché tiene conto dell'energia complessivamente sottratta al fascio fotonico primario ad
opera dei vari meccanismi di interazione. Infatti, in questo bilancio rientrano sia l'energia trasferita alle
particelle cariche messe in moto nel corso della interazione, sia quella trasportata da fotoni secondari.
Essendo la probabilità di ogni singolo meccanismo di interazione indipendente da quella propria di tutti i
rimanenti meccanismi possibili (ossia ciascuna interazione è un evento mutuamente esclusivo, come
descritto nel Capitolo 8), il coefficiente di attenuazione µ è dato dalla somma dei coefficienti di attenuazione
parziali dovuti ai singoli effetti.
µ = σel + τ + σC + κ
Il coefficiente di trasferimento di energia alle particelle cariche (elettroni), trascurando la diffusione elastica, è
invece dato dalla relazione:
µtr = τ (1 - El/ hν
νo) + σa + k (1 - 1,022/hν
νo )
dove i vari simboli rappresentano le grandezze già descritte.
Esso determina l’energia ceduta dai fotoni alla radiazione corpuscolare associata, in quanto fattore di
proporzionalità tra flusso di energia e kerma (energia cinetica rilasciata alla materia) e, quindi, risulta minore
del coefficiente di attenuazione poiché solo parte dell’energia fotonica ceduta dal fascio primario si trasforma
in energia cinetica delle particelle cariche prodotte dall’interazione, ossia:
µtr < µ
Il coefficiente di assorbimento di energia è, infine, dato da:
µen = µtr (1 - g)
dove g indica la frazione dell'energia cinetica ricevuta dalle particelle cariche ed emessa sotto forma di
radiazione di frenamento (vedi paragrafo successivo). Poiché non tutta l’energia cinetica trasferita alla
radiazione corpuscolare è dissipata in collisioni, causa il fenomeno parallelo della perdita di energia per
33
frenamento (nel caso di elettroni secondari particolarmente energetici), il coefficiente di assorbimento risulta
minore o uguale a quello del trasferimento di energia.
µen < µtr
Riassumendo i concetti precedentemente esposti, i tre coefficienti di attenuazione, trasferimento di energia
ed assorbimento di energia sono da porre in relazione rispettivamente a:
l'energia totale sottratta al fascio fotonico primario (comprendendo gli effetti sia della diffusione che
dell'assorbimento),
l'energia trasferita alle particelle cariche del materiale attraversato (escludendo quella associata ai
fotoni secondari),
l'energia assorbita dalla materia (dissipata dagli elettroni secondari attraverso ionizzazioni
secondarie),
come viene esplicitato dalla figura 3.4.
Fig. 3.4 – Curva di interazione fotonica in acqua
Come già precedentemente menzionato, la probabilità di interazione con la materia da parte della radiazione
fotonica dipende, per ciascuno dei singoli meccanismi precedentemente trattati, sia dal tipo di assorbitore
attraversato (in particolare dal numero atomico Z e dalla densità ρ) sia dall'energia dei fotoni stessi.
Nell'interazione con tessuti biologici, considerata la loro particolare composizione, è necessario fare
riferimento al numero atomico medio ed alla densità media delle differenti molecole che vi compaiono.
Poichè i tessuti molli (muscolare, epiteliale e connettivo) sono costituiti in massima parte da acqua, la loro
interazione con la radiazione fotonica è assimilabile a quella dell'acqua, ragione per cui sono indicati come
tessuti acqua-equivalenti.
Un discorso analogo è applicabile anche al tessuto adiposo (la cui composizione può assimilarsi a quella del
tessuto molle), mentre per strutture più complesse quali il polmone e l'osso, bisogna tenere conto della
minore densità (circa 0,3 g cm-3) a carico del primo e della diversa composizione chimica e della maggiore
densità del secondo (circa 1,3 g cm-3 per l'osso trabecolare ed 1,8 g cm-3 per quello corticale). Al seguito
sono riportate una figura che illustra la struttura del tessuto osseo e una tabella che specifica la
composizione dei principali tessuti corporei.
34
Fig. 3.5 – Struttura del tessuto osseo
Muscolo
Polmone
Tessuto adiposo
H
C
N
O
10,2
10,3
11,4
14,3
10,5
59,8
3,4
3,1
0,7
71
74,9
27,8
Tabella 3.1 – Composizione % dei tessuti corporei
3.3.2 – Trasmissione della radiazione fotonica nei materiali
I differenti significati attribuiti ai coefficienti µ e µen fanno sì che la trasmissione della radiazione fotonica
attraverso i materiali vada affrontata considerando sia il fascio di radiazioni primarie (che non hanno subito
alcuna interazione con lo spessore attraversato), che quello diffuso (fotoni secondari). Queste due differenti
componenti dei campi fotonici sono sempre presenti all’interno di un assorbitore attraversato da raggi X o γ e
richiedono un’attenta valutazione per le conseguenze che possono avere sulla distribuzione dell’energia
rilasciata nel mezzo.
Suddetti aspetti saranno trattati in maggior dettaglio nel contesto dell’analisi delle curve di trasmissione in
profondità di dose e kerma. Si vuole tuttavia sottolineare come le modalità di esecuzione delle misure
sperimentali di queste grandezze possano consentire la separazione di queste due componenti, applicando
semplici considerazioni geometriche (buona geometria e cattiva geometria).
3.4 - Interazione delle particelle cariche
Contrariamente alla radiazione fotonica, le particelle cariche interagiscono in modo diretto con atomi,
elettroni e nuclei del materiale attraversato, producendo, tra gli altri processi, il fenomeno della ionizzazione:
pertanto le particelle cariche sono dette direttamente ionizzanti.
I meccanismi di interazione con la materia, ossia i processi attraverso i quali le particelle cariche perdono
energia interagendo con il materiale attraversato, appartengono sostanzialmente a due diverse categorie:
1) perdita di energia per collisioni,
2) perdita di energia per irraggiamento.
35
3.4.1 − Perdita di energia per collisioni
Una particella carica che penetra nella materia, interagisce direttamente con gli elettroni e con gli atomi che
incontra lungo il suo percorso e, a causa di questa interazione di natura elettromagnetica, gli atomi che ne
assorbono l’energia subiscono effetti quali l'eccitazione e la ionizzazione.
Nel corso dell'eccitazione, l'atomo compie una transizione dal livello energetico fondamentale ad un livello
energetico più elevato (stato eccitato).
Nel modello atomico di Bohr questo fenomeno corrisponde al salto di uno degli elettroni atomici dall'orbita
iniziale ad un'orbita più esterna e quindi di energia più elevata: l'energia perduta dalla particella carica
incidente è uguale alla differenza tra le energie di queste due orbite.
Poichè l'orbita più interna risulta mancante di un elettrone, l'atomo tende a ritornare al livello fondamentale
emettendo radiazione fotonica caratteristica oppure espellendo un elettrone Auger (vedi effetto Auger).
La ionizzazione di un atomo si verifica invece quando l'energia cedutagli dalla particella incidente è maggiore
dell'energia di legame di uno dei suoi elettroni, che gli viene quindi strappato, con la conseguente
produzione di due ioni, uno positivo (atomo mancante di un elettrone) ed uno negativo (elettrone rimosso).
La differenza tra l'energia sottratta alla particella incidente e l'energia di legame dell'elettrone strappato
all'atomo compare sotto forma di energia cinetica dell'elettrone emesso.
Infatti, l'energia cinetica acquistata dall'atomo ionizzato, che ha una massa molto maggiore di quella
dell'elettrone, è trascurabile.
Alcuni degli elettroni prodotti a seguito della ionizzazione primaria possono ricevere energia cinetica in
quantità sufficiente ad ionizzare a loro volta gli atomi che incontrano sul loro cammino.
Poichè questi elettroni sono definiti secondari, la ionizzazione da essi prodotta prende il nome di
ionizzazione secondaria.
Gli elettroni secondari con energia relativamente elevata (solitamente maggiore di 1 keV) sono anche
chiamati raggi δ.
Per quanto riguarda il meccanismo di interazione della particella carica con gli atomi del mezzo attraversato,
che viene genericamente (ed impropriamente) definito collisione, possiamo distinguere due differenti
meccanismi:
1) collisioni prossime,
2) collisioni distanti.
Nelle collisioni prossime, la particella incidente passa all'interno, o comunque nelle immediate vicinanze,
dell'atomo a cui strappa uno degli elettroni.
Poichè la cessione di energia è molto maggiore dell'energia di legame dell'elettrone espulso, quest'ultima
può considerarsi praticamente irrilevante agli effetti del bilancio della collisione e gli elettroni atomici
possono, con buona approssimazione, essere considerati liberi.
Se inoltre la velocità della particella è molto maggiore della velocità con cui gli elettroni atomici percorrono le
orbite di loro pertinenza, essi possono essere considerati non soltanto liberi ma anche inizialmente fermi.
Questa categoria di collisioni, in virtù delle rilevanti quote di energia trasferite ad un singolo elettrone, danno
sempre luogo a ionizzazioni.
Nonostante la precedente affermazione in merito al fatto che, nelle collisioni prossime, la particella incidente
penetra o sfiora l'atomo ionizzato, non si deve pensare che ogni situazione di questo tipo provochi sempre
una ionizzazione: questo fenomeno ha infatti una probabilità (o sezione d'urto) relativamente piccola e, in
condizioni tipiche, un elettrone veloce attraversa migliaia di atomi prima di produrre una ionizzazione al loro
interno.
Nelle collisioni distanti la traiettoria della particella incidente passa ad una distanza dell'ordine di qualche
raggio atomico (ossia dell'ordine di qualche Ängstrom) dal centro dell'atomo con il quale interagisce.
Il passaggio della particella in questa regione di spazio produce un campo elettrico che, data la distanza tra
l'atomo e la traiettoria della particella veloce, assume, per un brevissimo tempo, all'incirca lo stesso valore
sull'intero volume atomico, cosicché l'atomo reagisce a questa perturbazione come un tutt'uno ed assorbe
energia passando dallo stato fondamentale ad uno stato eccitato o ionizzato.
Infatti, causa l’elevato ammontare dell'energia ceduta, gli elettroni non possono essere più considerati liberi
e l'atomo si comporta come un'unica entità. Le collisioni distanti sono molto più frequenti di quelle prossime,
perchè esse avvengono anche quando la particella passa a varie centinaia di Ängstrom dagli atomi e le
cessioni di energia sono conseguentemente più piccole ma più numerose, per cui, nel loro complesso, le
perdite di energia dovute a ciascuno dei due fenomeni possono considerarsi dello stesso ordine di
grandezza (se le collisioni prossime sono circa 10 volte meno probabili di quelle distanti, l'energia ceduta nel
primo caso è circa 10 volte maggiore rispetto al secondo).
Si definisce perdita di energia per collisioni o anche potere frenante per collisioni (Sc) l'energia cinetica
che la particella incidente spende lungo un breve tratto del suo percorso (o della sua traccia) nella materia.
Il calcolo di questa grandezza è molto complesso, perchè esso deve tenere conto di aspetti quantistici e
relativistici.
36
Rimandando ad altri testi per una trattazione più approfondita di questo argomento, si sottolinea unicamente
che Sc è inversamente proporzionale all'energia cinetica della particelle in moto, mentre è direttamente
2
proporzionale sia al numero atomico Z dell'assorbitore che al quadrato di quello della particella stessa (z ):
Sc ∝ Z z2 / Ec
Considerazioni pratiche inducono ad utilizzare il potere frenante massico (anzichè quello lineare), così
definito:
potere frenante massicocollisioni = Sc / ρ
dove ρ è il peso specifico del materiale attraversato.
Tale scelta deriva dal fatto che il potere frenante massico risulta essere poco influenzato dalle caratteristiche
del materiale attraversato, essendo Z/ρ approssimativamente costante per ogni tipo di materiale.
-1
Il potere frenante per collisioni Sc ha come unità di misura il J m , anche se nella pratica vengono usati
anche il MeV/cm e il keV/µm, mentre, per il potere frenante massico Sc/ρ, l'unità di misura di uso corrente
2 -1
consiste ovviamente nel MeV cm g .
Per quanto riguarda il potere frenante massico dei diversi tipi di particella, bisogna notare che, essendo Sc/ρ
2
proporzionale a z ed essendo z = 2 per le particelle α e z = 1 per i protoni e per gli elettroni, Sc/ρ, a parità
di velocità, è 4 volte maggiore per le particelle α rispetto a quello di protoni e di elettroni. Nella tabella 3.2
sono riportati alcuni esempi di potere frenante totale massico (per collisioni ed irraggiamento) in funzione
dell’energia degli elettroni e del materiale attraversato.
Energia
(MeV)
0,01
0,05
0,1
0,5
1
1,5
2
5
10
50
100
Potere frenante massico (MeV cm2 g-1)
Cu
Pb
H2O
Aria
13,29
4,27
2,74
1,44
1,35
1,38
1,42
1,66
2,04
4,98
8,76
8,46
3,05
2,02
1,17
1,17
1,24
1,32
1,78
2,49
8,30
15,99
23,21
6,75
4,20
2,07
1,89
1,88
1,89
2,01
2,18
3,28
4,61
19,71
5,81
3,63
1,81
1,68
1,68
1,71
1,91
2,16
3,44
4,81
Tabella 3.2 - Potere frenante massico elettronico totale (per collisioni e irraggiamento)
3.4.2 − Perdita di energia per irraggiamento
Una particella carica in moto che subisce l'effetto di un campo elettromagnetico è soggetta ad una
decelerazione a, in conseguenza della quale essa irraggia energia sotto forma di radiazione di frenamento
(bremsstrahlung), in misura proporzionale ad a2.
Questa energia, secondo l'interpretazione quantistica, viene trasportata dai quanti del campo
elettromagnetico a discapito dell'energia cinetica della particella, che pertanto diminuisce di una quantità pari
all'energia del quanto emesso.
Poichè l'entità di questo fenomeno è tanto maggiore quanto più elevata è la velocità della particella (e quindi
quanto è maggiore la sua energia cinetica), il fenomeno dell'irraggiamento è rilevante soprattutto per
elettroni e radiazioni β che, a parità di energia cinetica rispetto alle particelle cariche di massa maggiore,
raggiungono le velocità più elevate in virtù della loro massa ridotta. Al contrario, esso risulta trascurabile per
le particelle pesanti, come i protoni e le particelle α, più lente pur in possesso della medesima energia
cinetica, per le quali la perdita di energia nella materia avviene essenzialmente attraverso il fenomeno delle
collisioni precedentemente descritto.
La perdita di energia per emissione di radiazioni di frenamento, Si (potere frenante per irraggiamento),
ovvero l'energia cinetica che l'elettrone spende per irraggiamento in un piccolo tratto del suo percorso, è
2
proporzionale al quadrato del numero atomico del materiale attraversato, Z .
37
Si ∝ Z2
Come stabilito per la perdita di energia per collisioni, l'unità di misura usata per indicare la perdita di energia
ad opera dell’irraggiamento è il MeV/cm.
In generale, si osserva che, per velocità piccole, Si non dipende dalla energia dell'elettrone, mentre, per le
velocità relativistiche (ossia non trascurabili rispetto alla velocità della luce), esso diviene proporzionale
all'energia cinetica dell'elettrone stesso.
Questo comportamento è
esattamente
l'opposto
dell'andamento
delle
a)
perdite energetiche per
collisioni che, alle basse
velocità, diminuiscono in
modo
inversamente
Nucleo
proporzionale al quadrato
della
velocità
stessa,
mentre si mantengono
El
all'incirca costanti quando
Cattura elettronica
l'energia cinetica è pari a
due o tre volte l'energia di
E2
riposo della particella
carica.
Il rapporto tra i due poteri
El - E2
frenanti Si e Sc, per
quanto attiene sia agli
elettroni che alle particelle
β (che rappresentano i
Fotone X caratteristico
casi più comuni nel
contesto delle particelle
cariche) è dato dalle due
seguenti
espressioni
Fig. 3.6 – a) radiazione di frenamento
approssimate:
b) radiazione caratteristica
Elettrone incidente
E - ∆El
b)
Si / SC = ZE(Mev) / 400
(elettroni non relativistici)
Si / SC = ZE(Mev) / 800
(elettroni relativistici)
Nucleo
Elettrone incidente
E
hν = ∆El
Fotone di frenamento
La figura 3.6 fornisce una
rappresentazione grafica
delle
due
differenti
interazioni
elettroniche
precedentemente trattate.
Dalle relative formule si
ricava l'indicazione che Si
diviene
tanto
più
importante (rispetto a SC)
quanto maggiore è in
numero atomico Z del
materiale
attraversato
(come si può facilmente
dedurre dal fatto che Si
risulta proporzionale a Z2 ed Sc a Z).
La seconda relazione permette inoltre una valutazione approssimativa dell'energia critica, ovvero di quella
energia per cui Si = Sc:
Energia cinetica critica (MeV) = 800 / Z
38
Esempio
Per il piombo (Z = 82) l'energia critica vale 800 / 82 ≈ 10 MeV.
Per il ferro (Z = 26) l'energia critica vale 800 / 26 ≈ 31 MeV.
3.5 - Percorso delle particelle cariche
Il comportamento cinematico delle particelle cariche interagenti con la materia varia significativamente in
relazione alle caratteristiche delle particelle stesse, ancorché del materiale attraversato.
Tuttavia, si può ritenere che, in generale, le particelle cariche perdano la maggior parte della propria energia
in collisioni con gli elettroni, anziché con i nuclei atomici, per la maggior frequenza di queste interazioni.
Inoltre, la deviazione subita dalla particella incidente rispetto alla sua direzione iniziale è tanto più grande
quanto minore è la sua massa.
Per particelle non-relativistiche, l'energia massima che può essere trasferita ad un elettrone è data dalle
relazioni:
Emax = 4 mE / M (valida per particelle pesanti)
Emax = E / 2
(valida per elettroni)
dove M ed E rappresentano rispettivamente la massa e l'energia della particella incidente ed m la massa
dell'elettrone.
Esempio
Per una particella α da 4 MeV, Emax è di circa 2 keV.
Per queste ragioni si può affermare che:
la diffusione delle particelle cariche pesanti attraverso la materia è dovuta principalmente agli urti con i
nuclei,
l'angolo di deflessione subito dalle traiettorie iniziali degli elettroni risulta essere generalmente molto
maggiore rispetto a quello riportato dalle particelle pesanti cariche (protoni, particelle α, ioni, ...).
Infatti, nel caso delle particelle cariche pesanti, l'angolo medio di diffusione dovuto ad una singola
interazione con un nucleo atomico è abbastanza piccolo, cosicché la sua traiettoria nella materia risulta
relativamente poco distorta rispetto ad un andamento rettilineo, lungo tutto il suo percorso.
Viceversa, le traiettorie degli elettroni vengono distorte in misura molto maggiore che non nel caso
precedente, per effetto delle molteplici interazioni subite.
Allorché un fascio di elettroni monoenergetico e parallelo attraversa un piccolo strato di materia, la traiettoria
dei singoli elettroni che lo compongono rimane praticamente rettilinea, e, solo in rarissimi casi, si ha una
sensibile variazione della sua direzione. E’ infatti solo negli strati sottostanti (cioè a profondità maggiori) che
il grande numero di urti successivi dà luogo a deflessioni rilevanti, orientate a caso nello spazio (modello a
rallentamento continuo).
Perciò, superato uno spessore di materiale sufficientemente grande in relazione all'energia cinetica e al tipo
di assorbitore, gli elettroni sono completamente diffusi e la loro traiettoria non conserva più alcuna traccia
della direzione iniziale.
Per quanto riguarda la lunghezza dei percorsi, è evidente che le particelle pesanti cariche, a causa del loro
maggior potere frenante, riescono a percorrere distanze sensibilmente inferiori a quelle descritte per gli
elettroni.
Inoltre, dato che tutta la loro energia viene spesa lungo un breve tratto, le particelle pesanti mostrano un
elevato valore di trasferimento lineare di energia (LET = Linear Energy Transfer) e quindi sono in grado di
formare un numero molto elevato di coppie di ioni per unità di percorso.
La densità di ionizzazione tende ad aumentare (dapprima lentamente, successivamente in modo ben più
marcato) in funzione della profondità di penetrazione nell'assorbitore e quindi al progressivo rallentare della
39
particella carica pesante, in quanto il LET risulta essere inversamente proporzionale alla velocità della
particella stessa.
Si determina quindi il tipico andamento, rappresentato graficamente dalla cosiddetta curva di Bragg,
riportata nella figura successiva, dal quale si può
osservare il rapido incremento del numero di coppie
di ioni per unità di percorso nella porzione finale del
percorso delle particelle cariche pesanti (picco di
Fig. 3.7 - Tipica curva di
Bragg).
Bragg
Il successivo brusco calo della ionizzazione nel tratto
terminale della stessa curva sopravviene quando la
particella è così rallentata da catturare elettroni
atomici, i quali parzialmente ne neutralizzano la
carica, riducendone progressivamente la sua
capacità di ionizzare.
3.5.1 - Attenuazione delle particelle cariche
pesanti
Se un fascio parallelo monoenergetico di particelle
cariche pesanti, quali protoni e particelle α, viene
intercettato da un assorbitore di spessore via via
crescente, il numero di particelle rivelate nell'unità di
tempo, a valle dell'assorbitore, è indipendente dallo
spessore lungo tutto il primo tratto iniziale.
Questo andamento si riscontra fino a che non viene
raggiunto lo spessore massimo, oltre il quale il
conteggio si riduce rapidamente a zero, come viene
chiaramente illustrato nella figura 3.8, che mostra
come, per spessori minori di x, tutte le particelle
raggiungano il rivelatore, pur con un'energia che si
riduce progressivamente al crescere dello spessore stesso.
Viceversa, ad ogni ulteriore straterello dx di assorbitore che viene aggiunto allo spessore iniziale x, un certo
numero progressivo di particelle viene arrestato, fino al rapido raggiungimento del completo arresto
dell'intero fascio.
Questo risultato sperimentale si spiega tenendo conto della traiettoria quasi rettilinea lungo la quale le
particelle perdono energia con continuità.
A causa di queste piccole, ma tuttavia
numerose diffusioni (e di meno
frequenti
perdite
energetiche
Fig. 3.8 - Attenuazione di
relativamente
grandi),
il
fascio
particelle cariche pesanti
monoenergetico di particelle diviene,
all'uscita dall'assorbitore, un fascio di
particelle
con
una
distribuzione
continua
di
energia
(straggling
energetico).
Si definisce come percorso medio delle
particelle lo spessore mediamente
attraversato da queste ultime, che
viene indicato con la lettera R (range).
Tale spessore è solitamente misurato
sotto forma di spessore massico,
espresso in g cm-2: per un dato
spessore x, misurato in centimetri, di
un materiale qualsiasi di densità ρ (g
-3
cm ), si ottiene lo spessore massico (g
cm-2) moltiplicando x per ρ.
Esempio
Un assorbitore di 2 cm di piombo, la cui densità vale 11,3 g/cm3, ha uno spessore massico di 22,5
g/cm2.
40
Fissata l'energia cinetica iniziale delle particelle, il loro percorso medio è legato al potere frenante totale del
materiale usato come assorbitore e, quindi, al quadrato della carica trasportata dalla particella, in modo che
più grande è il potere frenante più ridotto è il percorso stesso.
Espressioni approssimate del percorso delle particelle α nella materia in funzione dell'energia sono:
Rα = 0,56 E 1,226 10-3 (per E < 4 MeV)
Rα = 0,318 E3/2 1,226 10-3 (per 4 < E < 7 MeV)
2
dove Rα è espresso in g/cm ed E in MeV.
3.5.2 - Attenuazione degli elettroni
Le curve di attenuazione di elettroni monoenergetici nella materia hanno, per il grande numero di diffusioni
che essi subiscono, un andamento del tutto diverso da quello mostrato dalle particelle pesanti.
Poiché la precedente definizione di percorso medio per particelle cariche pesanti non è applicabile agli
elettroni, per questi ultimi si ricorre a definizioni empiriche, la più usata delle quali è il percorso pratico RP,
detto anche percorso estrapolato.
Esso si ottiene estrapolando la
parte lineare della curva di
attenuazione e ricavando il punto
nel quale questa retta interseca
l'asse delle ascisse.
Fig. 3.9 – Percorso di elettroni
monoenergetici nella materia
Si
definisce
invece
come
percorso massimo assoluto
RO il massimo fra tutti i percorsi
compiuti dagli elettroni nella
materia. Il percorso pratico è
chiaramente più breve del
percorso effettivo, che consiste
in una linea poligonale spezzata
a causa delle diffusioni nucleari e
delle possibili grosse perdite di
energia in collisioni prossime.
Nell'interazione di fasci di particelle β con la materia, la casuale combinazione di fattori diversi, quali sono sia
l'andamento dello spettro delle radiazioni β sia quello delle curve di attenuazione dei fasci di elettroni
monoenergetici, produce una curva di attenuazione approssimativamente di tipo esponenziale.
Tale curva può essere rappresentata dalla formula empirica:
I (x/ρ
ρ) = Io e -(µmx/ρρ)
dove:
µm = 17/(Emax)1,14, oppure 22/(Emax)1,33
x = spessore attraversato,
ρ = densità del materiale.
Anche per la determinazione del percorso massimo degli elettroni si utilizzano formule empiriche, quali:
Rmax = 0,407 × (Emax)1,38 [g cm-2], per 0,15 < Emax < 0,8 MeV
Rmax = 0,542 × Emax - 0,133 [g cm-2], per 0,8 < Emax < 3 MeV.
Sia per tracciare la curva di attenuazione che per il calcolo del valore di Rmax, l'energia Emax deve essere
espressa in MeV.
Nel caso di elettroni monoenergetici, percorso massimo e percorso estrapolato possono essere definiti con
sufficiente precisione mentre, per fasci di particelle β, si ricorre generalmente alla determinazione di Rmax che
coincide sostanzialmente con Rp di elettroni monoenergetici con energia Emax.
41
Range massimo Rmax (mm)
Energia
10 keV
50 keV
100 keV
500 keV
1 MeV
5 MeV
10 MeV
60
310 keV ( Emax di Co )
137
510 keV ( Emax di Cs )
131
610 keV ( Emax di I )
963 keV ( Emax di 198Au )
1,70 MeV ( Emax di 32P )
2,24 MeV ( Emax di 90Y )
aria
acqua
0,25
4
13,5
165
408
2274
4308
0,003
0,43
0,143
1,76
4,36
25,2
49,2
66
125
168
165
600
900
0,75
1,52
1,92
3,56
7,5
11,2
Tabella 3.3 - Range massimi di elettroni e particelle β in acqua
3.5.3 - Interazioni nucleari delle particelle cariche
Le particelle pesanti cariche, cioè protoni (p), deutoni (d, particelle costituite da un neutrone più un protone),
α, ..., a differenza degli elettroni e delle particelle β, possono dar luogo a reazioni nucleari ed essere sottratte
al fascio per interazione con i nuclei della materia attraversata.
A causa del breve raggio d'azione delle forze nucleari, perchè avvenga questa reazione occorre che la
particella passi molto vicina al nucleo. E' quindi evidente che la probabilità di interazione tra particella e
nucleo risulta molto piccola, date le dimensioni del nucleo rispetto a quelle dell'atomo.
Inoltre questa probabilità aumenta con l'aumentare della lunghezza del percorso compiuto dalla particella
nella materia, in quanto con essa si accresce la probabilità per la particella stessa di passare abbastanza
vicino ad un nucleo.
Queste interazioni diventano statisticamente apprezzabili quando i percorsi delle particelle nella materia
sono maggiori di qualche decina di g/cm2, ciò che avviene per energie cinetiche particolarmente elevate.
Nel caso di un fascio di protoni da 200 MeV, all'incirca il 20% di essi viene sottratto causa interazioni di tipo
nucleare.
E' quindi necessario tenere conto di queste categorie di interazioni solamente per fasci di particelle che
vengono accelerate fino a raggiungere grandi energie (ossia a quelle energie prodotte da macchine
acceleratrici di ragguardevoli dimensioni), mentre possono essere trascurate per energie relativamente
basse.
3.6 - Interazione neutronica
Anche se di minore rilevanza pratica rispetto ai fenomeni trattati precedentemente, è tuttavia doveroso
dedicare un breve esame alle interazioni con la materia da parte della radiazione neutronica.
La dosimetria dei neutroni rappresenta un capitolo particolarmente arduo della fisica delle radiazioni
ionizzanti, in relazione alla vastità e alla complessità dei fenomeni che caratterizzano l’interazione della
radiazione neutronica con la materia. Pertanto, la dose impartita alla materia da un fascio di neutroni non
può essere calcolata se non considerando l’energia assorbita da parte di ciascun elemento del volume con il
quale il fascio interagisce.
Tale energia, a sua volta, dipende dai meccanismi di interazione che vengono innescati e che variano in
funzione delle caratteristiche del fascio e della composizione del materiale attraversato.
Infatti, mentre per neutroni da 20 MeV il meccanismo principale di trasferimento di energia è rappresentato
dalle collisioni elastiche, con dissipazione di energia nelle immediate vicinanze del punto di interazione del
neutrone primario, per neutroni termici esso consiste nelle reazioni nucleari, con produzione di fotoni di
energia elevata. Da tutto ciò è lecito attendersi una logica variazione dell’efficacia biologica della radiazione
neutronica, in relazione all’energia in possesso di quest’ultima.
Considerando questi presupposti, lo scopo di queste annotazioni vuole essere quello di fornire alcune
basilari indicazioni riguardo a questi complessi fenomeni, che indubbiamente si riveleranno utili in ambito
dosimetrico.
42
3.6.1 - La fisica del neutrone
Il neutrone è una particella elementare (Zn = 0, Mn ≅ 940 MeV/c2) che, quando è libera, decade secondo la
reazione n → p + e + ν e (con T ½ = 12,8 minuti ed Emax (e) = 0,78 MeV). La sua interazione con la materia
dipende fortemente dalla sua energia, dalla quale si può procedere alla seguente classificazione:
neutroni relativistici
neutroni veloci
neutroni intermedi
neutroni termici
neutroni freddi e ultrafreddi
(En > 10 MeV),
(10 keV ≤ En < 10 MeV),
(0,5 eV ≤ En < 10 keV),
(0,01 eV < En < 0,5 eV),
(En < 0,01 eV).
anche se taluni autori classificano come termici i neutroni con energie ~ 0,025 eV ed introducono la
categoria dei neutroni epitermici tra i neutroni termici e quelli intermedi. I neutroni con energie < 100 eV
vengono anche definiti neutroni lenti. Le principali sorgenti di neutroni sono costituite da :
reattori nucleari, capaci di produrre flussi neutronici molto intensi,
acceleratori di particelle, quando si bombardano elementi leggeri con protoni e deutoni,
sorgenti radioattive, ottenute sia mescolando radionuclidi α emittenti con berillio, sia irraggiando
berillio e deuterio con
sorgenti di raggi γ.
Fig. 3.10 – Contributi dei vari meccanismi di interazione dei neutroni
A.
B.
C.
D.
E.
F.
3.6.2 – Interazioni con la
materia
I campi neutronici coesistono
solitamente con i campi fotonici ,
ciò
che complica ulteriormente il
calcolo
dell’interazione
neutronica con la materia, che,
comunque,
necessita
della
conoscenza
dello
spettro
neutronico,
ai
fini
della
determinazione della sezione
d’urto e della dose assorbita.
L’andamento della dose in
profondità è sostanzialmente
simile a quello fotonico: in
generale, all’aumentare della
profondità
si
ha
una
degradazione
dello
spettro
energetico del fascio neutronico,
accompagnata da un aumento
della produzione dei fotoni γ di
cattura. Le interazioni dei
neutroni con la materia sono
riconducibili
ai
seguenti
meccanismi:
scattering elastico,
scattering anelastico,
scattering non elastico,
cattura neutronica,
spallazione,
fissione.
A - Scattering elastico (n,n)
Il neutrone cede una parte della propria energia al nucleo con il quale interagisce (che resta nel suo stato
fondamentale) seguendo la relazione:
Emax = 4 A En / (A +1)2
43
valida per En ≤ 14 MeV. Per energia oltre i 14 MeV lo scattering con l’idrogeno è isotropo rispetto al sistema
di coordinate del centro di massa: questo assunto viene adottato anche per gli elementi più pesanti.
La sezione d’urto diminuisce con l’energia (più rapidamente alle basse energie, < 1 MeV, e più lentamente
alle
alte)
e
con
Z.
Nell’interazione con i tessuti
biologici,
il
contributo
dell’idrogeno costituisce oltre
l’85%
dell’intero
scattering
elastico. In questo tipo di
collisione viene ceduta circa il
50% di En, poiché i nuclei di
idrogeno hanno massa pari a
quella del neutrone.
Fig. 3.11 – Sezione d’urto elastica per H, O, C e N nei tessuti
B - Scattering anelastico
(n,n+ γ)
γ
La transitoria cattura di un
neutrone è seguita dalla sua
riemissione accompagnata da un
fotone γ di energia elevata.
Questa interazione presenta una
soglia energetica solitamente
maggiore di 2,5 MeV (4 MeV per
12
16
C e 6 MeV per O). Nei nuclei
leggeri (A < 30) lo scattering
anelastico è meno importante di
quello elastico per quanto
riguarda il trasferimento di
energia, per effetto della quota
ceduta ai fotoni γ.
C - Scattering non-elastico (n,2n)
Il processo avviene ad energie neutroniche superiori a 5 MeV e la sua sezione d’urto tende ad aumentare
con l’energia sino a 15 MeV. Nel corso di questa reazione, il nucleo colpito emette particelle diverse da un
singolo neutrone. Oltre i 20 MeV, pur non osservandosi un marcato incremento di σne, il contributo di questo
fenomeno alla dose totale diviene più importante per la crescente energia delle particelle prodotte, che sono
emesse isotropicamente e con energie equiprobabilmente distribuite tra 0 ed En (per la presenza dell’energia
del nucleo di rinculo).
D - Cattura neutronica (n, γ),
γ (n,p),
(n,d), (n,α
α)
Il nucleo composto (X + n) si
diseccita
emettendo
fotoni
o
particelle cariche. Il fenomeno
riguarda principalmente neutroni a
bassa
energia
e,
nell’ambito
dell’interazione con tessuti biologici,
14
14
1
2
le reazioni: N(n,p) C e H(n, γ) H.
Il protone ed il nucleo di rinculo
trasferiscono 0,62 MeV al punto di
cattura (0,58 MeV al protone) nel
primo caso e il fotone γ sottrae 2,2
MeV nel secondo.
Pertanto, la maggiore frazione di
energia assorbita in piccoli campioni
14
biologici è dovuta allo N , mentre, in
tessuti od organi di dimensioni
maggiori, è importante il contributo
della cattura neutronica da parte
dell’idrogeno.
Tra i materiali, particolarmente
elevata è la sezione d’urto di cattura
Fig. 3.12 – Sezione d’urto non-elastica da rezioni con N
44
di boro e cadmio, con σC che tende a ridursi drasticamente oltre i 100 eV.
E - Spallazione (n,p), (n,d), (n,α
α), (n,F)
La spallazione produce l’emissione dal nucleo di nucleoni o gruppi di nucleoni, in conseguenza della
diseccitazione del nucleo stesso (evaporazione a media energia). Essa avviene per energie neutroniche
oltre i 100 MeV, in corrispondenza delle quali la sezione d’urto aumenta gradatamente sino a 400 MeV, per
poi stabilizzarsi. Quando il nucleo si spezza in due frammenti carichi, il fenomeno viene chiamato “fissione
ad alta energia”, mentre prende il nome di “frammentazione” se si ha la produzione di numerosi ioni leggeri.
F - Fissione (n,F)
La fissione nucleare è una reazione nucleare in cui atomi di uranio 235, plutonio 239 o di altri elementi
pesanti adatti vengono divisi in frammenti in un processo che libera energia: il nucleo composto si scinde in
due frammenti di fissione, che sono accompagnati da uno o più neutroni. Nel modello a goccia, il nucleo
consiste in una sfera nella quale i nucleoni sono costantemente in moto e che, in conseguenza di questo
moto, può venire distorta. Nel caso di deformazioni rilevanti, il nucleo può scindersi in più componenti,
secondo la relazione:
Ef = (Mo – M1 – M2 – Mn) c
2
dove Ef è l’energia di fissione e i rimanenti termini sono le masse del nucleo iniziale, dei due frammenti di
2
fissione e dei neutroni. Se Z /A ≥ 15, la fissione spontanea è possibile, anche se l’evento è estremamente
raro (può però dare luogo ad una criticità accidentale, innescando una reazione a catena non desiderata).
Se invece Z2/A ≥ 49, il nucleo è instabile rispetto alla fissione e, se prodotto artificialmente, darebbe
immediatamente origine ad una fissione spontanea.
Perché avvenga la fissione, è necessario fornire al nucleo una energia sufficiente a separare i due frammenti
per almeno due raggi nucleari, superando gli effetti delle barriere di potenziale.
I nuclei con un numero dispari di nucleoni sono più instabili di quelli pari - pari e quindi sono più facilmente
fissionabili.
Esempio
235
U + ntermico → fissione
U + ntermico → 239U + γ
238
I due differenti canali di
reazione imboccati dai nuclei
composti si spiegano in
termini di bilancio energetico:
l’energia di legame del
neutrone
catturato
è
maggiore nel primo caso
rispetto al secondo.
Pertanto, per fissionare il
238
U
è
necessario
un
neutrone veloce (En > 1,1
MeV) che fornisca l’energia
mancante alla reazione 238U
252
+ ntermico. Il C (α emettitore)
è
soggetto
a
fissione
spontanea (10 fissioni ogni
313 decadimenti α) con una
energia di picco di circa 0,7
MeV.
Come
si
evince
dagli
argomenti
precedentemente
Fig. 3.13 – Sezione d’urto per reazioni anelastiche e non-elastiche nel C
riportati,
l'interazione
neutronica con la materia è
soggetta a fenomeni molto differenti rispetto a quelli che intervengono per le particelle cariche (α, β , p, …) e
per i fotoni X e γ. A causa della sua assenza di carica, il neutrone non risente in alcun modo dell'effetto delle
forze coulombiane e interagisce con la materia solo tramite forze nucleari, quando si trova in prossimità dei
nuclei atomici.
45
La tipica reazione neutrone - nucleo atomico è data da:
A
A+1
X+n →
Z
Z
X*
dove X* rappresenta il nucleo composto (costituito dal nucleo bersaglio e dal neutrone assorbito) in uno
stato eccitato. L'energia di eccitazione può essere rimossa per la successiva emissione di una o più
particelle (p, n, d e α). Riassumendo quanto precedentemente esposto, la probabilità relativa a ciascuna
delle singole reazioni dipende, in ultima analisi, dall'energia del neutrone incidente e dal tipo di nucleo
bersaglio (in particolare dai suoi livelli energetici).
3.6.3 - Percorsi dei neutroni nella materia
Neutroni epitermici e veloci che attraversano la materia, tendono a subire un progressivo rallentamento
dovuto a processi di diffusione, sia elastica che anelastica, fino al raggiungimento dell'equilibrio termico con
il mezzo attraversato (prima di subire un eventuale successivo assorbimento).
I materiali più idonei a rallentarne il moto sono definiti moderatori, tra i quali i più efficienti risultano essere
quelli con minore numero di massa A (in particolare l'idrogeno e i suoi composti). Infatti, in questo caso,
l'energia sottratta nelle collisioni elastiche risulta necessariamente più elevata, essendo le masse delle
particelle interagenti (n e H) molto più simili tra di loro rispetto a quanto avviene nell’interazione con nuclei
più pesanti. Per questo motivo, tutti i materiali contenenti elevate frazioni di idrogeno (come acqua e
paraffina) vengono comunemente utilizzati come assorbitori di neutroni.
Nel caso particolare di neutroni veloci, un ruolo fondamentale nel loro rallentamento viene svolto dalla
diffusione anelastica, la cui sezione d'urto aumenta con l'energia e con il numero atomico del materiale
utilizzato. Anche per l'interazione neutronica, è possibile utilizzare la sezione d'urto per descrivere la
dipendenza della probabilità di reazione dalle caratteristiche peculiari dei nuclei bersaglio e dei neutroni
incidenti.
Infatti, analogamente alle radiazioni fotoniche ed alle particelle cariche, nota la sezione d’urto microscopica
σ, si ricava quella macroscopica Σ, da:
Σ=Nσ
dove N è il numero di nuclei bersaglio per cm2 di superficie. Sempre in analogia alla radiazione fotonica, la
relazione che descrive l’assorbimento di un fascio collimato di neutroni risulta dalla formula:
I(x) = Io e-ΣΣx
dove x rappresenta lo spessore dell’assorbitore. Poiché le reazioni nucleari che concorrono all’assorbimento
del fascio neutronico sono numerose, si può facilmente comprendere come la sezione d'urto microscopica σ
si ricavi dalla somma delle sezioni d'urto σi delle singole reazioni:
σ = Σi σ
3.6.4 – Aspetti dosimetrici
La necessità di valutare l’energia trasferita dalla radiazione neutronica agli individui esposti e di prevederne
gli effetti sanitari, suggerisce l’opportunità di formulare alcune semplici considerazioni, di validità generale.
Per energie comprese tra 0,1 e 14 MeV, il contributo dovuto alla cattura neutronica resta trascurabile e la
dose massima in un fantoccio antropomorfo è sostanzialmente uguale a quella rilevata in una piccola massa
di tessuto, in assenza di fantoccio. Stime della dose assorbita in oggetti di dimensioni estese possono
essere condotte mediante metodi matematici (Monte Carlo).
In letteratura esistono calcoli relativi a semplici geometrie (basata su un fantoccio cilindrico con r = 15 cm e h
= 60 cm, realizzato in materiale tessuto equivalente), sia per la dose che per la dose equivalente, dai quali,
in generale, risulta che:
1) per En ≥ 2,5 MeV una frazione considerevole della dose totale è dovuta alle particelle ad alto LET
prodotte dall’interazione neutronica,
2) per En < 2,5 MeV la dose dovuta ai fotoni di cattura predomina nella porzione distale del fantoccio
(rispetto al punto di incidenza del fascio),
3) per En ≤ 1,0 keV la dose fornita dai fotoni di cattura predomina a tutte le profondità.
Per quanto riguarda il contributo rispetto al kerma in tessuto molle, si può affermare che:
46
a. lo scattering elastico sull’idrogeno è dominante tra 100 eV e 10 MeV,
b. le reazioni (n,p) prevalgono alle energie minori (cattura neutronica).
L’energia ceduta dai neutroni ai fotoni, a seguito della reazione (n,γ), non può ovviamente essere compresa
nel calcolo del kerma.
47
48
CAPITOLO 4. EFFETTI BIOLOGICI
4.1 - Danni da radiazioni
L'uomo è una delle creature viventi più sensibili agli effetti dannosi provocati dalle radiazioni ionizzanti: ciò fa
di lui uno degli anelli più deboli della catena biologica naturale. In altri termini, tutelare la salute dell’uomo
significa tutelare l’ambienbte naturale.
Il meccanismo attraverso il quale questi danni si producono nell'uomo (e negli organismi viventi in genere)
risulta essere estremamente complesso ed ancora oggi non del tutto chiarito.
-18
Si può tuttavia affermare con sufficiente attendibilità che, già dopo un intervallo di tempo compreso tra 10
secondi ed 1 secondo dall'interazione della radiazione ionizzante con i tessuti corporei, si manifesta un
danno che è rappresentato da modificazioni alle strutture molecolari.
A tale danno fa seguito l'intervento di meccanismi specifici di recupero in un arco di tempo compreso tra 10-5
secondi (meccanismi di natura chimica) ed ore o giorni (meccanismi di natura biochimica).
Quando però tali meccanismi falliscono, il danno non viene riparato ed i suoi effetti si manifestano attraverso
la seguente catena di eventi:
danno molecolare (DNA, RNA, enzimi),
danno subcellulare (cromosomi, nucleo, membrana),
danno cellulare (inibizione della suddivisione, morte cellulare, cancerogenesi),
danno ad organi o tessuti (distruzione di sistemi),
danno all'organismo (morte, accorciamento della vita),
danno alla popolazione (modifica di caratteristiche genetiche).
Il danno finale ricevuto da un essere umano può essere classificato in base al seguente schema:
effetti stocastici
danni somatici
effetti deterministici
(reazioni tessutali)
IRRADIAZIONE
danni genetici
Fig. 4.1 - I danni da radiazione
I danni somatici si manifestano direttamente a carico dell'individuo irradiato e si possono, a loro volta,
suddividere in:
A) Effetti stocastici: quando l'individuo irradiato è soggetto ad una probabilità di subire un danno tardivo
(neoplasie o leucemia) direttamente proporzionale alla dose efficace ricevuta ed estrapolabile a zero alla
dose zero (modello dose-risposta lineare e senza soglia o LNT). Poiché non è dimostrata l'esistenza di una
soglia di dose, ciò fa ritenere che almeno talune forme di tumore radioindotto possano originare dal danno
ricevuto da una singola cellula (l'ipotesi di linearità della risposta e di assenza di soglia risulta inoltre
sicuramente cautelativa). Malgrado le difese immunitarie, vi è una piccola probabilità che questo danno
cellulare, a causa di sinergie con altri agenti non necessariamente associabili alle radiazioni, possa condurre
all'insorgere di effetti dannosi. Si può ragionevolmente asserire che, per esposizioni al di sotto di circa 0,1
Sv, possono comparire solamente effetti stocastici.
49
B) Effetti deterministici (anche indicati come danni ai tessuti): si manifestano nell'individuo irradiato al di
sopra di una data soglia di irradiazione (dell'ordine di 0,5 Gy, ma comunque dipendente dal tessuto
irradiato) e presentano una tipica relazione di causa-effetto tra l'entità della dose ricevuta e la gravità del
danno, che può quindi essere sostanzialmente messa in relazione con il numero di cellule danneggiate. Per
dosi al corpo intero di circa 3 Gy la probabilità di morte è di circa il 50% mentre, per dosi acute sopra i 6 Gy,
impartite in brevi periodi di tempo, compare una sindrome acuta da irradiazione con conseguenze letali. Si
elencano brevemente alcuni degli effetti che si manifestano in funzione della dose ricevuta.
D > 30 Gy - Sindrome del sistema nervoso centrale, che consiste in lesioni patologiche delle cellule nervose
e dei vasi sanguigni cerebrali;
D > 10 Gy - Sindrome gastro-intestinale, che origina da lesioni delle cellule delle mucose intestinali;
D > 4 Gy - Sindrome del midollo emopoietico, con danni del midollo osseo e morte emopoietica (ossia,
l'interruzione del processo di produzione di cellule ematiche).
Dose soglia
(Gy)
Effetto atteso
0.10
0.25
0.30
0.75
1.00
2.00
3.00
4.00
5.00
20.0
danni embrionali
manifestazioni ematologiche
sterilità transitoria
malattia da raggi
sindrome emopoietica (panirradiazione)
cataratta
eritema semplice
dose letale media al 50%
sindrome gastroenterica (panirradiazione)
sindrome cerebrale
Tabella 4.1 – Schema riassuntivo del rapporto tra dose ed effetto
Le reazioni dei tessuti all’esposizione alle radiazioni possono genericamente suddividersi in precoci, se
compaiono nell’arco di giorni o settimane (principalmente su base infiammatoria), o tardivi, quando si
manifestano dopo mesi o anni.
I danni genetici riguardano invece la progenie dell'individuo irradiato e si ritiene che essi possano
manifestarsi sino alla seconda (o alla quarta) generazione, a seguito del danno subito dalle cellule germinali,
assumendo principalmente la forma di malformazioni e anomalie della prole, e altre ancora. Sono considerati
di tipo stocastico.
Le principali manifestazioni di effetti dannosi di carattere tanto generale quanto locale, sia stocastici che
deterministici, prodotti sull'uomo dalle radiazioni ionizzanti possono così riassumersi:
effetti superficiali (danni alla cute ed eritema),
effetti generali sul corpo intero (organi emopoietici) ed accorciamento generalizzato della durata
della vita,
induzione di tumori,
effetti vari, come cataratta o riduzione della fertilità,
effetti genetici.
Escludendo ovviamente gli effetti genetici, tutti i rimanenti danni sono annoverabili tra quelli di tipo somatico.
4.2 - Biologia dell'azione delle radiazioni ionizzanti
4.2.1 - La radiolisi
La radiolisi può definirsi come l'insieme delle trasformazioni chimiche prodotte nella materia a seguito
dell'assorbimento di radiazioni ionizzanti.
La radiochimica descrive ed interpreta quei fenomeni radiolitici che sono alla base della radiobiologia.
50
L'effetto radiolitico primario consiste nella interazione coulombiana tra i campi elettrostatici delle particelle
cariche in movimento e quelli degli elettroni della materia (attraverso eccitazioni e ionizzazioni).
Gli elettroni secondari, prodotti nel corso di tale interazione, vengono a loro volta rallentati per eccitazione e
ionizzazione, creando zone di eterogeneità radiolitiche che, in base all'energia acquisita, E, si suddividono
convenzionalmente nel seguente modo:
E < 100eV
100 eV < E < 500 eV
500 eV < E < 5 keV
E > 5 keV
grappoli
guaine
traiettorie corte
traiettorie lunghe
Nelle traiettorie descritte da tali elettroni, dalla traccia principale prodotta dal passaggio di una sola particella
primaria (porzione centrale o cuore della traiettoria) si diramano le traiettorie degli elettroni secondari di
energia sufficiente a determinare una zona anulare di deposito di energia di minor densità (penombra).
Nel cuore della traiettoria di una particella carica, le ionizzazioni primarie e quelle secondarie tendono a
sovrapporsi, per cui la loro densità risulta particolarmente elevata, mente, nella circostante penombra,
dovuta ai già noti raggi δ (elettroni secondari dotati di energia cinetica sufficientemente elevata da produrre
ionizzazioni lungo traiettorie che si
distaccano
nettamente
da
quella
principale), la densità di ionizzazione è
minore.
Fig. 4.2 – Tracce prodotte in acqua da
radiazioni α con energie di 1 MeV e di 3
MeV
Si può considerare infatti che la frazione
di energia dissipata nella penombra
ammonti a circa il 35 % del totale. Nel
caso di mezzi eterogenei, l'energia
assorbita da ciascun componente è
proporzionale alla sua concentrazione.
In una soluzione, l'azione esercitata dalle
radiazioni sul soluto costituisce l'effetto
diretto, mentre quella relativa al solvente
rappresenta l'effetto indiretto.
Nelle soluzioni acquose a bassa
concentrazione di soluto, come è il caso
dei tessuti molli, l'effetto indiretto
acquisisce un'importanza fondamentale.
L'effetto
principale
della
radiolisi
dell'acqua consiste nella decomposizione
in prodotti radicali quali OH˙, e˙, H˙ e
molecolari, quali H2O2 e H2.
Un radicale libero può essere definito
come un atomo od una molecola
elettricamente neutro, ma dotato di un
elettrone spaiato nell'orbita più esterna,
per cui risulta chimicamente molto reattivo a causa della sua spiccata tendenza ad accoppiare l'elettrone
spaiato (accettore di elettroni od ossidante), oppure ad eliminarlo (donatore di elettroni o riducente). La
concentrazione dei radicali liberi si riduce secondo i tre seguenti meccanismi:
1) ricombinazione, che consiste in un'interazione radicale – radicale (come H˙ + H˙ → H2)
2) diffusione nel mezzo liquido,
3) reazioni con eventuali soluti, come molecole organiche od inorganiche.
Come risultato di questi fenomeni radiolitici, si può assistere alla comparsa di specie radicali e molecolari
distribuite in modo omogeneo nel mezzo, a partire da qualche nanosecondo dal passaggio della radiazione.
Quando invece la concentrazione di soluto è elevata, la sua ionizzazione diretta non è più trascurabile,
sommandosi all'effetto indiretto.
51
4.2.2 - Gli effetti delle radiazioni ionizzanti
Gli effetti biologici delle radiazioni ionizzanti dipendono da una serie di fattori, i principali dei quali sono
riassumibili in:
natura e caratteristiche delle deposizioni di energia nella materia,
radiolisi dell'acqua,
proprietà fisico / chimiche dei radicali e dei prodotti molecolari,
modificazioni radiolitiche dei composti di interesse biologico.
L'efficacia dell'irradiazione è dovuta, quindi, a cause strutturali, poichè i centri biologicamente più importanti
sono quelli dove le lesioni radiolitiche producono i danni più rilevanti alla cellula.
Dal meccanismo di trasporto dei radicali in questi centri, unitamente a cause dinamiche quali la fase del ciclo
cellulare, può conseguire una morte immediata oppure una morte mitotica (impossibilità di riprodursi) della
cellula. La perturbazione radiolitica della cinetica di una popolazione cellulare è differente nel caso di una
popolazione stazionaria oppure nel caso di una popolazione in rapida crescita (come avviene per la
proliferazione di cellule tumorali).
Mentre nel primo caso le curve di sopravvivenza cellulare mostrano un minimo, seguito successivamente da
un ritorno alla condizione iniziale dello stato stazionario, nel secondo caso al minimo fa seguito una crescita
esponenziale.
La figura 4.4 mostra il tipico andamento delle curve di sopravvivenza di una popolazione cellulare
all'aumentare della dose ricevuta e delle modalità della sua somministrazione.
Le cellule in mitosi non sono le sole a
poter essere distrutte, pur essendo le
più sensibili alle radiazioni; i modelli di
Fig. 4.3 − Curve di
morte cellulare prevedono infatti effetti
sopravvivenza cellulare
diretti del tipo:
1) una
sola
ionizzazione
interessa un solo bersaglio
all'interno della cellula (come
ad esempio il DNA),
2) un certo numero di bersagli
sono interessati da una sola
ionizzazione all'interno della
stessa cellula (è questo il
caso
dell'inattivazione
di
organuli cellulari),
3) un solo bersaglio cellulare
subisce due o più ionizzazioni
(azione duale).
Di notevole importanza risulta, a
questo
fine,
l'andamento
delle
deposizioni lineari di energia o LET
(Linear Energy Transfer), per la cui
definizione si rimanda al paragrafo
5.3, così come presentato nella
successiva tabella.
LET e danni cellulari
- LET piccoli provocano, in media, non più di una ionizzazione per bersaglio, tranne nella regione ove si
verifica la formazione di grappoli di ionizzazioni (clusters), come avviene al termine della traccia degli
elettroni secondari. E' quindi necessario l'incrocio con un'altra traiettoria per provocare la morte cellulare.
- LET intermedi forniscono mediamente due ionizzazioni per bersaglio lungo una stessa traiettoria, con la
conseguente morte cellulare.
- LET elevati, producendo più di due ionizzazioni per bersaglio, fanno sì che una parte dell'energia rilasciata
a quest'ultimo sia superflua (over−killing).
Tabella 4.2 - Incidenza del LET nel danno cellulare
52
La figura successiva rappresenta graficamente gli effetti prodotti dall'interazione con la materia da parte di
radiazioni a basso e alto LET: le ionizzazioni isolate non possono indurre primariamente che effetti sub-letali,
mentre elevate densità locali di ionizzazione possono provocare lesioni letali.
La possibilità di riparazione delle sub-lesioni dipende dal tempo medio che intercorre tra la successiva
comparsa di due sub-lesioni in sequenza: infatti, se questo è troppo lungo, una lesione primaria sarà riparata
prima che ne possa sopraggiungere una seconda (influenza dell'intensità di irradiazione nei riguardi del
danno radioindotto).
Le lesioni potenzialmente letali possono essere in parte riparate, ma tutto ciò richiederebbe un tempo troppo
lungo perchè il meccanismo sia in grado di produrre qualche effetto nel corso della irradiazione.
Il frazionamento della dose consente sia la riparazione delle sub-lesioni intermedie che, in misura minore, di
quelle potenzialmente letali. Il meccanismo di riparazione cellulare tende quindi a favorire i tessuti sani,
caratterizzati da tempi di riparazione più brevi, rispetto a quelli cancerogeni a riparazione più lenta.
Inoltre, gli effetti del frazionamento della
Fig. 4.4 - Interazioni di radiazioni a basso ed alto LET
dose sono più efficaci se:
1) le dosi successive alla prima
sono somministrate in fase con
il ciclo mitotico (defasamento
cinetico);
2) dopo ciascuna frazione del
trattamento radioterapico, si
consente alle cellule tumorali di
riossigenarsi (le cellule sane
colpite lasciano a disposizione
delle cellule tumorali una
maggior quantità di ossigeno).
4.2.3 - Bersagli cellulari
Le radiazioni ionizzanti presentano una particolare efficacia nell'interagire con i seguenti bersagli cellulari,
che rappresentano altrettanti componenti fondamentali della cellula.
A − Membrana. Per effetto di una data irradiazione, l'attività enzimatica viene incrementata a seguito della
variazione di permeabilità della membrana cellulare, come conseguenza di lesioni primarie della membrana
stessa, ciò che può comportare effetti secondari quali l'idrolisi dei legami del DNA.
B − DNA. Poiché la posizione centrale dell'acido nucleico DNA nel controllo dell'attività cellulare fa sì che il
danno a suo carico venga amplificato considerevolmente, la radiosensibilità di una cellula o di un organismo
varia in base al contenuto di DNA.
Fig. 4.5 - Azione diretta ed
indiretta delle radiazioni
ionizzanti
Radiazione ionizzante
Bersaglio biologico
Danno
EFFETTO DIRETTO
Radiazione ionizzante
H2O
Bersaglio biologico
H
.
.
OH
Diffusione di radicali
liberi nel bersaglio
Danno
EFFETTO
INDIRETTO
53
C
−
Cromosomi.
La
mutazione
cromosomica proviene da lesioni del DNA
che non vengono (o sono solo
parzialmente) riparate. Esse possono
risultare di tipo genetico (modificazione dei
caratteri controllati dai cromosomi sui quali
si esercitano le lesioni) o di tipo
cromosomico
(che
interessano
i
cromosomi).
In realtà, il meccanismo attraverso il quale
si esplica l'effetto biologico delle radiazioni
è certamente più complesso di quello
consistente nel doppio urto provocato
direttamente dalle particelle ionizzanti in un
dato bersaglio, a causa degli effetti ossidoriducenti dovuti alla radiolisi dell'acqua.
La differenza tra gli effetti diretti e quelli
indiretti viene illustrata nella figura
successiva.
In generale, oltre che tra effetti diretti ed
indiretti, è utile operare una distinzione tra
gli effetti endogeni, che riguardano i
radicali liberi prodotti all'interno della
struttura biologica, e quelli esogeni, dovuti ai radicali liberi formati all'esterno. L'azione delle radiazioni sulle
cellule viventi è prevalentemente endogena.
4.2.4 - Fattori modificanti la radiosensibilità cellulare
L'effetto delle radiazioni indirettamente ionizzanti decresce considerevolmente allorchè la pressione parziale
dell'ossigeno cade al di sotto del 2−3 %.
Questo fenomeno può risultare di notevole rilevanza in campo radioterapico poichè, nella maggior parte dei
tumori solidi, una certa porzione delle cellule diviene ipossica, mentre i tessuti sani circostanti (soprattutto
quelli prossimali), che vengono inevitabilmente irradiati, risultano normalmente ossigenati.
Due metodi possono essere adottati, in linea di principio, per ridurre la differenza di sensibilità tra le cellule
anossiche e quelle ossigenate:
1) la sensibilizzazione delle cellule anossiche, mediante somministrazione di farmaci con effetto simile
a quello dell'ossigeno;
2) la radioprotezione delle cellule ossigenate, aumentando la concentrazione tissutale di prodotti capaci
di riparare i danni radioindotti.
I radiosensibilizzatori sono sostanzialmente riconducibili a tre classi:
a)
radicali liberi organici stabili,
b)
inibitori della riparazione
c)
composti donatori di elettroni.
I radioprotettori sono composti chimici (quali cisteina e cistamina) contenenti un gruppo SH, che reagisce
molto rapidamente con i radicali in soluzione, fornendo idrogeno alle lesioni radicalari.
Risulta di dubbio interesse pratico, in radioterapia, la somministrazione congiunta di un radioprotettore delle
cellule sane (normalmente ossigenate) e di un sensibilizzatore delle cellule anossiche (tumorali).
4.3 - Il danno biologico
Come già riportato in precedenza, pochi eventi (e qualche volta anche un singolo evento, come ad esempio
il frenamento di un particella carica), possono produrre un danno cellulare subletale e perfino la morte della
cellula, in quanto la concentrazione di energia a livello cellulare può essere sostanzialmente diversa dalla
dose assorbita, ossia dal valore della concentrazione media di energia nell'unità di massa (vedi teoria
dell'azione duale della radiazione al paragrafo 4.5).
Infatti, l'energia specifica Z = dε/dm, varia sensibilmente al variare della massa considerata dm (e del
volume), per cui essa si può rapportare alla dose solo se si considera il limite del suo valore medio, per dm
che tende a zero. In tale caso è valida la relazione:
D = Zm
La conoscenza della dose D ha rappresentato per anni l'obiettivo principale degli studi sugli effetti
radioindotti in relazione alla distribuzione dell'energia trasferita alla materia vivente dalle radiazioni ionizzanti
(dosimetria).
Tuttavia appare ormai chiara l'importanza dello studio dell'andamento di Z in masse e volumi dello stesso
ordine di grandezza di quello dei bersagli cellulari precedentemente discussi (parti a qualche µm).
Questo nuovo campo di indagine, che rappresenta l'attuale frontiera della dosimetria e viene generalmente
indicato come microdosimetria, nasce dalla necessità di superare i limiti insiti nel concetto di dose (inteso
come valore medio dell'energia depositata nel mezzo), quando si considerano distanze dell'ordine delle
dimensioni cellulari o subcellulari.
Il suo obiettivo è quello di quantificare il processo casuale di trasferimento di energia nel mezzo e di
individuare i meccanismi molecolari che regolano la relazione dose - effetto osservata.
Infatti, l'energia trasferita alle singole cellule a seguito di uno o più "urti" occorsi durante l'irradiazione di un
tessuto è soggetta ad un'ampia dispersione di valori.
Se zm è l'energia media per unità di massa, o energia specifica media, trasferita alle cellule in un singolo urto
(ossia la media di εc/mc) e se NT è la popolazione cellulare totale, si ha:
54
D = εc NC / mc NT = zm NC / NT
dove NC rappresenta il numero di cellule colpite, εc NC l'energia ad esse trasferita ed mc NT la massa totale
della popolazione cellulare.
Dalle precedente relazione si può ipotizzare che l'efficacia biologica della radiazione possa essere messa in
relazione alla efficienza relativa per unità di energia trasferita alla cellula in un singolo urto.
Le misure microdosimetriche combinate con la risposta biologica cellulare suggeriscono la possibilità di
individuare un metodo alternativo, orientato alla cellula, per correlare l'esposizione agli effetti radiobiologici.
Pertanto, dalla microdosimetria si attendono nuovi sostanziali passi avanti nella comprensione degli effetti
biologici delle radiazioni.
La grandezza che ancora viene impiegata per descrivere l'interazione delle radiazioni ionizzanti con la
materia resta pur sempre la dose, sulla quale si basano i vari modelli matematici per la determinazione del
danno biologico.
Volendo sinteticamente riassumere i criteri generali sui quali tali modelli si fondano, si riportano i seguenti
assunti:
1) una data energia assorbita in un volume dell'ordine del µm é biologicamente più efficace se è
depositata su una traccia breve, ossia se la radiazione ha un LET elevato (le dimensioni della cellula
sono di circa 5 µm);
2) esiste un limite all'aumento dell'efficacia biologica (RBE) in funzione della concentrazione locale di
energia (effetto di saturazione);
3) il danno a carico del DNA può essere prodotto sia direttamente dalle radiazioni ionizzanti (danno
diretto) sia da prodotti altamente reattivi (radicali liberi) che diffondono dal punto di origine fino al
DNA stesso (danno indiretto);
4) esiste probabilmente un altro importante effetto che influenza l'azione combinata delle radiazioni,
che dipende dal grado di concentrazione di energia su distanze dell'ordine del nanometro e che può
provocare alterazioni molecolari.
4.3.1 – Il modello LQ
Uno dei più importanti tra questi modelli sostiene che, se una dose a basso LET è fornita in frazioni
temporalmente separate, le sub-lesioni prodotte ad ogni frazione sono parzialmente o totalmente riparate e
quindi non potranno più combinarsi con le sub-lesioni prodotte nelle frazioni successive.
Questa teoria, detta dell'azione duale delle radiazioni (che verrà ripresa al paragrafo successivo), si applica
più appropriatamente a cellule singole ed autonome, poichè la complessità di organi e di tessuti possono
fortemente modificare gli effetti cellulari (come è riscontrabile dai risultati sperimentali).
Da essa si ricava che la curva S di sopravvivenza cellulare in funzione della dose D, somministrata alla
popolazione di cellule, è data dalla seguente relazione, che esprime matematicamente il cosiddetto modello
lineare-quadratico (LQ):
2
S = e-(ααD+ βD
)
dove α e β sono coefficienti che dipendono dal tipo di cellule irradiate, dalle caratteristiche delle radiazioni
impiegate e dalle modalità di
irradiazione.
La
suddetta
relazione è in buon accordo con
l'andamento delle curve di
sopravvivenza
sperimentali,
relative a colture cellulari, e
viene adottata per descrivere la
dipendenza della probabilità di
induzione dei tumori dalla dose
(curve dose - risposta).
Fig. 4.6 – Modelli di relazione
dose-risposta:
a) lineare (LNT)
b) lineare-quadratico (LQ)
c) a soglia
d) sopralineare alle basse dosi
e) ormesi
La
figura
4.6
illustra
l'andamento dell'incidenza di tumori radioindotti in funzione della dose somministrata, sulla base delle
55
previsioni teoriche riconducibili a differenti modelli di risposta biologica, tra i quali il più interessante è
certamente quello lineare-quadratico.
A conferma di ciò, molti degli effetti stocastici studiati su animali da laboratorio mostrano che la relazione tra
l'effetto radioindotto E e la dose D è data dalla relazione:
E = αD + β D2
nella quale compare una
componente
lineare (α
αD) e
2
una quadratica (β
βD ), da cui il
nome
di
legge
lineare−quadratica. Il termine
quadratico prevale per dosi e
per ratei di dose elevati,
essendo dovuto alla probabilità
che nello stesso bersaglio
cellulare
compaiano,
e
successivamente si combinino
tra di loro, due sub−lesioni
provocate da due differenti
radiazioni (basso LET). Quello
lineare, dominante per bassi
livelli di dose e per ridotti ratei
di dose, considera la probabilità
che le due sub−lesioni siano
prodotte dal medesimo evento
ionizzante (elevato LET), nel
corso dell'attraversamento di
bersagli cellulari.
Fig. 4.8 - Sub-lesioni in
bersaglio cellulare prodotte
Fig. 4.7 – Relazione intercorrente tra RBE e LET
4.3.2 – Il modello LNT
Il modello LNT (curva dose-risposta ad andamento lineare e priva di soglia) risponde al “principio di
precauzione” ed è basato principalmente sulle osservazioni epidemiologiche inerenti esposizioni a dosi
elevate, i cui risultati sono stati estrapolati alle piccole dosi.
Esso ipotizza che, anche per esposizioni < 100 mSv, un incremento di dose produca un proporzionale
aumento del rischio, implicando che la condizione di rischio 0 deve corrispondere ad un’esposizione nulla:
ciò sottende che non è prevista alcuna soglia di dose per la comparsa di effetti radioindotti.
Poiché il modello risente della incertezza statistica attinente allo studio degli effetti di esposizioni a basse
dosi, non si dimostra sufficientemente attendibile per calcolare l’entità dei danni radioindotti dovuti a
esposizioni di popolazioni numerose a dosi molto piccole e per tempi molto lunghi.
Considerato il suo approccio conservativo, il suo campo di applicazione è essenzialmente quello
radioprotezionistico, non potendosi escludere “a priori” la possibilità di ricorrere ad altri modelli, tra i quali il
modello “a soglia” che ipotizza l’esistenza di una soglia di dose al disotto della quale la probabilità di subire
danni radioindotti è nulla.
4.4 - L'efficacia biologica delle radiazioni
L'efficacia biologica di una data radiazione può essere valutata mediante una grandezza specifica
denominata RBE (Relative Biological Effectiveness), che consiste nel rapporto tra la dose di una data
radiazione in esame e quella di una radiazione di riferimento che produca lo stesso grado di un determinato
effetto biologico.
Come standard di confronto per definire il valore dell'RBE si utilizzano raggi X generati con tensioni di
approssimativamente 250 kV, che hanno una ionizzazione specifica in acqua pari a 100 coppie di ioni per
mm. Tale efficacia biologica è evidentemente correlabile al LET poichè, in base alle precedenti
argomentazioni, radiazioni ad alto LET sono suscettibili di produrre ionizzazioni specifiche più elevate e
quindi possiedono una maggior efficacia biologica. La figura 4.8 presenta un tipico andamento dell'RBE in
funzione del LET.
56
L'RBE, del quale le prime formulazioni risalgono al 1931, viene espressamente usato in radiobiologia poichè
è dipendente, oltre che dallo specifico sistema biologico esaminato e dal tipo e grado di danno prodotto, da
variabili quali:
il rateo ed il frazionamento della dose,
la temperatura,
la pressione parziale dell'ossigeno,
il pH,
la distribuzione spaziale del campo di radiazione nel sistema biologico.
Esso viene utilizzato per ottenere una stima delle risposte biologiche per un particolare tipo di effetto, a
seguito dell'assorbimento di una data dose di un determinato tipo di radiazione da parte di una specifica
struttura anatomica.
Da quanto sopra, appare chiaro che l'utilità dell'RBE è di prevalente pertinenza radiobiologica, mentre un
suo utilizzo a scopo radioprotezionistico è da ritenersi almeno parzialmente arbitrario.
Per questo motivo, le commissioni internazionali competenti, quali l'ICRU e l'ICRP, hanno deciso
congiuntamente di stabilirne dei valori standard di riferimento, finalizzati esclusivamente al campo della
radioprotezione, indicandoli dapprima con il termine di fattore di qualità, QF (ICRP 26/77), e
successivamente come fattore peso della radiazione, W R (ICRP 60/90), come verrà meglio specificato nel
successivo Capitolo 5.
4.5 - Modelli radiobiologici
Come già ricordato in precedenza, uno dei modelli radiobiologici di maggior interesse è quello espresso
dalla teoria dell'azione duale delle radiazioni (Keller e Rossi), che sostiene che il danno cellulare è dovuto
alla formazione di lesioni letali che, a loro volta, nascono dalla combinazione di coppie di sub-lesioni. La
distanza media iniziale tra le due
sub-lesioni, affinchè esse possano
combinarsi tra di loro, viene
valutata in circa 1 µm.
Sublesioni
Fig. 4.8 – Combinazioni di
sublesioni prodotte in un bersaglio
cellulare a) da una singola
radiazione, b) da due differenti
radiazioni
a)
Bersaglio cellulare
E’
quindi
di
fondamentale
importanza
l'energia
specifica
ceduta alle strutture cellulari di
Sublesioni
dimensioni dell'ordine del µm
(ossia dalle dimensioni delle
strutture sub-nucleari), ciò che
avvalora
l'importanza
della
b)
microdosimetria
nello
studio
dell'interazione delle radiazioni
ionizzanti con la materia vivente. In
questa ottica, anche i danni
somatici
(tumori)
radioindotti
Bersaglio cellulare
sarebbero quindi riconducibili alle
conseguenze dei danni arrecati al
DNA della cellula, come risultato della sua inefficienza a riparare correttamente i danni prodotti da sublesioni concomitanti.
Considerando anche quanto esposto nel paragrafo precedente, si possono avanzare le seguenti conclusioni:
1) per radiazioni a basso LET è predominante la componente lineare della dose dovuta all'azione di
eventi singoli, nel qual caso le cellule possono essere attraversate al più da una singola radiazione e
non vi sono effetti legati al rateo di dose;
2) per radiazioni a LET elevato la componente quadratica risulta rilevante, perchè gli attraversamenti
multipli delle cellule risultano più probabili; l'entità di questa componente dipende dal rateo di dose e
risulta assente per valori di rateo molto bassi.
57
Questo modello, già definito come lineare-quadratico nel paragrafo 4.3, seppure con una serie di limitazioni
a carattere sia teorico (dovute alla maggiore complessità nel comportamento di strutture cellulari organizzate
rispetto alle semplici colture cellulari) che pratico (necessità di definire i fattori α e β per i diversi effetti e per i
vari tessuti), viene sempre più utilizzato per prevedere gli effetti biologici nel trattamento radioterapico delle
neoplasie. La sua maggior efficacia è, tuttavia, confinata al campo della radiobiologia, dove è in grado di
descrivere in modo accurato l’andamento dei dati sperimentali che rappresentano il comportamento di
colture cellulari “in vitro”.
Il rapporto α/β, che dimensionalmente corrisponde a una dose (valore in corrispondenza del quale il
contributo della componente lineare eguaglia quello della componente quadratica), è in grado di determinare
l’andamento della curva di sopravvivenza cellulare. Infatti, valori elevati di α/β (7 – 20 Gy) si traducono in
una marcata pendenza della stessa (risposta cellulare precoce), mentre i tessuti che rispondono in modo
tardivo sono caratterizzati da una ridotta pendenza della curva di sopravvivenza causata da bassi valori di
α/β (< 6 Gy).
Tutte le precedenti considerazioni possono, ovviamente, applicarsi ai comportamenti sia dei tessuti sani che
di quelli tumorali.
Poiché l'irradiazione fotonica rappresenta il caso più frequente di esposizione sia dei lavoratori sia dei
pazienti, si è ritenuto utile presentare uno schema che sintetizzi visivamente le varie fasi attraverso le quali si
produce il danno biologico.
Fotoni
Fotoni γ diffusi
Raggi X
caratteristici
Effetto fotoelettrico
Raggi X di
frenamento
Fotoni di
annichilazione
Materiale biologico
Effetto Compton
Produzione coppie
Elettroni
Rallentamento da:
Ionizzazione
Eccitazione
Rott. leg. mol.
Danno chimico
(radicali liberi)
Danno biologico
(rottura DNA, danni cellulari)
Fig. 4.9 – Catena di formazione del danno biologico
58
Calore
4.6 - Fattori influenzanti la risposta cellulare
Recenti studi hanno messo in discussione uno dei più importanti dogmi della radiobiologia, rappresentato
nell’affermazione che il danno biologico radioindotto è una conseguenza della deposizione di energia
all’interno del nucleo della cellula.
A supporto di tale affermazione vengono presentate evidenze sperimentali di effetti che compaiono in
localizzazioni spazio-temporali distinte da quelle direttamente irradiate e che sono indici di fenomeni che
possono sviluppare comportamenti non lineari nella risposta cellulare rispetto alla dose assorbita. Tali
fenomeni sono:
la risposta adattativa,
l’instabilità genomica,
l’ipersensibilità alle basse dosi,
l’effetto bystander.
Risposta adattativa - E’ stata avanzata una teoria a seguito della quale l’esposizione a basse dosi di
radiazioni ionizzanti rende l’organismo meno sensibile a successive esposizioni a dosi più elevate.
Le dosi che inducono tale fenomeno sono dell’ordine di 5 – 200 mGy per radiazioni a basso LET, con effetto
transiente, che perdura per circa tre cicli cellulari. La risposta adattativa potrebbe essere in parte
ricollegabile al concetto di ormesi, che teorizza un beneficio biologico dovuto alla stimolazione indotta dalle
basse dosi.
lnstabilità genomica - Fenomeno per il quale si manifestano danni consistenti in:
comparsa di nuove mutazioni,
aberrazioni cromosomiche,
effetti genomici,
per molte generazioni successive alla progenie della cellula irradiata. Anche se le cellule figlie della prima
generazione post-irradiazione possono apparire normali, si può osservare la comparsa di danni persistenti
nelle successive divisioni.
Ipersensibilità alle basse dosi - Nelle curve di sopravvivenza cellulare sono state evidenziate deviazioni
dall’andamento atteso (che è quello di decrescita monotonica) nell’intervallo tra 0,2 e 1 Gy. Ad una riduzione
iniziale della frazione cellulare sopravvivente, che compare tra 0,2 e 0,5 Gy, segue un recupero di
radioresistenza nell’intervallo compreso tra 0,5 - 1 Gy.
Effetto bystander - Consiste nella comparsa di aberrazioni cromosomiche in un numero di cellule superiore
a quelle realmente soggette ad irradiazione. Le ipotesi relative ai meccanismi che stanno alla base di questo
fenomeno riguardano:
la presenza di fattori inducenti un aumento dei radicali reattivi dell’ossigeno,
l’azione di meccanismi di comunicazione intercellulare.
59
60
CAPITOLO 5. LE GRANDEZZE DELLA RADIOPROTEZIONE
5.1 - La dosimetria e le sue implicazioni
Come sin qui emerso, lo scopo della dosimetria è quello di individuare delle grandezze fisiche da porre in
relazione quantitativa con gli effetti indotti dall'interazione con la materia vivente da parte delle radiazioni
ionizzanti.
Tali effetti, che sono il risultato di complessi fenomeni di natura fisica, chimica, biochimica e biologica,
dipendono essenzialmente dalle modalità di trasferimento di energia alla materia da parte delle radiazioni
stesse, espresse dalle seguenti variabili:
a)
b)
c)
d)
caratteristiche fisiche delle radiazioni (tipo di radiazione ed energia),
distribuzione spazio-temporale dei campi di radiazione,
meccanismi di interazione con la materia,
risposta delle differenti strutture biologiche all'ingiuria prodotta dalle radiazioni.
Ne consegue che le principali grandezze ed unità di misura di cui si avvale la radioprotezione possono
concettualmente suddividersi in quattro grandi categorie:
grandezze radiometriche, che sono riferibili direttamente alle caratteristiche intrinseche dei campi
di radiazioni ionizzanti,
grandezze dosimetriche, che risultano dalla combinazione delle grandezze radiometriche con
quantità correlate all'interazione delle radiazioni con la materia,
grandezze radioprotezionistiche, utilizzate per esprimere i limiti fondamentali per la protezione
degli individui,
grandezze operative, che soddisfano a specifiche esigenze di ordine pratico.
Tutte queste grandezze sono da porre in relazione alle procedure radioprotezionistiche che riguardano sia
l'esposizione del singolo individuo, sia quella della popolazione o di alcuni suoi gruppi particolari.
5.2 - Grandezze radiometriche
Le grandezze radiometriche sono quelle che descrivono le caratteristiche proprie del fascio di radiazioni, in
un dato punto dello spazio ed in un dato istante, prescindendo dalle successive interazioni con la materia
che attraversano. Tra di esse vanno annoverate le seguenti grandezze.
La fluenza di particelle Φ è il rapporto dN su da, dove dN è il numero di particelle incidenti su di una sfera
avente sezione trasversale di area da, integrato sull’intera durata del periodo di osservazione.
Φ = dN / da (unità di misura: m-2)
La fluenza di energia è il quoziente di dE su da, dove dE è l'energia radiante incidente su di una sfera
avente sezione trasversale di area da, integrato sull’intera durata del periodo di osservazione.
Ψ = dE / da (unità di misura: J m-2)
Il flusso di particelle (o rateo di fluenza) φ consiste nel rapporto tra dN ed il prodotto da per dt, dove dN è il
numero di particelle che attraversano la superficie da nell'intervallo di tempo dt.
φ = dN / (da dt) = dΦ
Φ / dt (unità di misura: m-2 s-1)
Il flusso di energia ψ rappresenta l'energia dE trasportata dalla radiazione attraverso la superficie da
nell'intervallo di tempo dt.
ψ = dE / (da dt) = dΨ
Ψ / dt (unità di misura: J m-2 s-1)
61
5.3 - Grandezze dosimetriche
Il trasferimento lineare di energia o LET (acronimo di Linear Energy Transfer), detto anche potere frenante
lineare ristretto per collisioni, dipende dal materiale attraversato e dalle caratteristiche della radiazione
esaminata. Esso consiste nel quoziente di dE su dl, dove dE è la perdita di energia da parte di una particella
carica nel percorrere una breve distanza dl, che è dovuta a quelle collisioni con elettroni secondari che
acquistano una energia cinetica minore di ∆.
LET∆ = (dE / dl)∆ (unità di misura: J m-1)
Poiché E viene solitamente espresso in eV, ne consegue che anche il LET∆ viene espresso in eV m-1 (o
-1
meglio in keV µm ). L'energia ceduta lungo il percorso della particella carica viene anche definita come
"energia trasferita localmente".
E’ importante sottolineare che, per ∆ = ∞, il LET coincide con l potere frenante per collisioni, ossia:
LET∞ = Sc
L'energia media spesa in un gas per formare coppie di ioni, W, è il quoziente di E su Ñ dove Ñ è il numero
di coppie di ioni formate quando l'energia cinetica iniziale E della particella carica si è completamente
dissipata nel gas.
W = E / Ñ (unità di misura: J, pur essendo normalmente espressa in eV)
Questo parametro risulta di particolare interesse nelle procedure di taratura dei rivelatori a gas, poiché da
essa dipende l’ampiezza dell’impulso elettrico generato dal rivelatore (a parità di E, al diminuire di W
aumenta Ñ).
La dose assorbita (o semplicemente dose) D è il quoziente di dε su dm, dove dε è l'energia media (ottenuta
da misure sperimentali ripetute) impartita dalle radiazioni ionizzanti ad un volume di materia di massa dm.
D = dεε / dm (unità di misura: J Kg-1)
Il nome specifico dell'unità della dose assorbita è il gray (Gy).
1 Gy = 1 J Kg-1
Questa grandezza consente implicitamente di tenere conto sia del campo di radiazioni sia delle sue
interazioni dentro e fuori il volume specificato, pur non considerando la struttura atomica della materia e la
natura statistica delle interazioni che vi avvengono.
Il kerma K è il quoziente di dEtr su dm, dove dEtr è la somma delle energie cinetiche iniziali di tutte le
particelle cariche liberate da radiazioni indirettamente ionizzanti, in un volume di materiale di massa dm.
K = dEtr / dm (unità di misura: J Kg-1)
Il nome specifico attribuito all'unità di misura del kerma, allo stesso modo che per la dose assorbita, è il gray
(Gy). Si ricordi che la relazione che intercorre tra dose e kerma è data da:
D = (1 – g) K
analogamente a quanto riportato al paragrafo 3.3 per quanto concerne i coefficienti di assorbimento e di
trasferimento di energia. Nella figura seguente è mostrato il tipico andamento della dose e del kerma, in
funzione della profondità in acqua.
Per le radiazioni ionizzanti non cariche, dotate di energia E (escludendo le energie di massa a riposo), la
relazione che intercorre tra la fluenza di energia, Ψ, ed il kerma, K, può essere così riassunta:
K = Ψ (µtr / ρ)
62
dove (µtr/ρ) è il coefficiente massico di trasferimento di energia.
Quindi, il kerma dipende sia dalla fluenza di energia fotonica, sia dalla quota di energia trasferita agli
elettroni secondari. Infatti, come si è già discusso nei precedenti capitoli, la cessione di energia alla materia
da parte dei fotoni avviene in due distinti passaggi:
1) trasferimento di energia alla radiazione corpuscolare,
2) dissipazione di questa energia in collisioni.
Così, mentre il flusso ed il kerma risultano direttamente proporzionali, dEtr ed ε non sono esattamente uguali,
poiché
non
tutta
l'energia ceduta alla
radiazione corpuscolare
entro il volumetto di
massa
dm
viene
dissipata
all'interno
dello stesso.
Fig. 5.1 - Andamento
della dose in funzione
della
profondità
in
acqua
Quando le dimensioni
del volumetto sono
molto
maggiori
del
massimo percorso dagli
elettroni secondari, da
questo volume esce
solo una frazione del
tutto trascurabile delle
particelle cariche in
esso prodotte (K = D).
Questa situazione può
applicarsi
a
campi
elettromagnetici
di
energia minore di qualche centinaio di keV, come avviene per i raggi X utilizzati nella diagnostica per
immagini.
Ad energie più elevate l'uguaglianza tra dose e kerma avviene solo in condizioni di equilibrio delle particelle
cariche (equilibrio elettronico): l'energia che entra nel volumetto di riferimento, trasportata dalle particelle
cariche messe in moto al di fuori di esso, deve eguagliare quella che ne esce e che è trasportata dagli
elettroni e dai positroni prodotti all'interno del volumetto stesso.
Nella figura 5.2 sono esplicitati questi
concetti.
La condizione di equilibrio delle particelle
Fig. 5.2 - Condizioni di equilibrio elettronico
cariche risulta soddisfatta, in pratica, solo
quando sono entrambe verificate le
seguenti condizioni:
Assorbitore
Fascio
il volumetto di osservazione è
fotonico
immerso in una porzione di
materia di dimensioni superiori al
percorso massimo degli elettroni
Volume di
(detto
anche
spessore
di
misura
build−up);
il flusso di energia fotonica non
varia
apprezzabilmente
su
distanze dell'ordine del percorso
Elettroni
massimo
elettronico
(come
secondari
avverrebbe, ad esempio, per
fasci molto divergenti).
L'esposizione X (riferita solo a radiazioni
X e gamma) è il quoziente di dQ su dm, dove il valore di dQ è il valore assoluto della carica totale degli ioni
63
di uno stesso segno, prodotti in una massa d'aria dm, quando tutti gli elettroni liberati dai fotoni sono
completamente fermati nell'aria stessa.
X = dQ / dm (unità di misura: C Kg-1)
L'unità di misura "storica" dell'esposizione, ossia il roentgen (R), tuttora temporaneamente usata, definito
come la quantità di radiazione che produce in un campione di aria di 1ml a 0°C e 1 atmosfera, una
ionizzazione corrispondente ad una carica elettrica pari a 2,08×109 coppie di ioni.
1 R = 2,58 × 10-4 C Kg-1
In alternativa, la definizione di esposizione è:
X = Ψ·(µen/ρ
ρ)·(e/W)
dove Ψ è la fluenza di energia, µen/ρ è il coefficiente di assorbimento dell'energia di massa in aria, e
rappresenta la carica elettrica elementare, W è l'energia media spesa in aria per formare una coppia di ioni.
L'esposizione ed il kerma in aria risultano essere due grandezze tra loro direttamente proporzionali, in
quanto dipendono entrambe dall'energia delle particelle cariche secondarie messe in moto dalle radiazioni
indirettamente ionizzanti, indipendentemente dalla presenza dell'equilibrio elettronico.
Pertanto, valgono anche per l'esposizione le stesse considerazioni già riportante al riguardo del kerma, del
quale può considerarsi indubbiamente il precursore storico.
5.3.1 – Trasmissione nella materia di fasci fotonici
Le differenti prerogative proprie delle grandezze dose e kerma si manifestano nel loro diverso
comportamento riguardo alle modalità con cui i fasci di fotoni X e γ si trasmettono attraverso i materiali
irraggiati, rappresentate graficamente dalle cosiddette curve di trasmissione in profondità. Mentre il kerma
segue un andamento esponenziale (in funzione del variare dello spessore attraversato) per l’intero percorso
del fascio fotonico nell’assorbitore, la dose presenta un andamento analogo solo a partire da una data
profondità, condizione necessaria perché si stabilisca l’equilibrio elettronico.
Nei primi straterelli attraversati, dove questa condizione non è ancora raggiunta (in quanto detto spessore è
inferiore al percorso massimo degli elettroni secondari), la dose registra infatti un progressiva e rapida
crescita, alla quale segue un massimo e, per spessori maggiori, un andamento esponenzialmente
decrescente simile a quello del kerma.
Le dimensioni dello spessore in corrispondenza del quale la dose raggiunge il proprio massimo (dmax), detto
spessore di build-up, dipendono dall’energia della radiazione fotonica, dalle caratteristiche geometriche del
fascio e dalla composizione del materiale attraversato.
Esempio
Profondità di build-up della radiazione fotonica emessa dal 60Co:
Profondità di build-up della radiazione fotonica emessa un linac da 18-20 MeV:
5 mm
40-50 mm
5.4 - Grandezze radioprotezionistiche
La dose D è una grandezza insufficiente di per se stessa a predire sia la severità sia la probabilità degli
effetti dannosi all'organismo dovuti a una irradiazione avvenuta sotto specifiche condizioni.
Nelle Raccomandazioni 60/90, l'ICRP propose di introdurre una particolare grandezza meglio correlabile agli
effetti radioindotti (modificando parzialmente la precedente analoga definizione contenuta nelle
Raccomandazioni 27/76), con particolare riguardo agli effetti stocastici tardivi.
Questa nuova entità, chiamata dose equivalente, si ottiene moltiplicando la dose assorbita per un opportuno
fattore peso dovuto alla specifica radiazione R, W R.
La dose equivalente HT nel tessuto od organo T, è quindi ricavata dall'equazione:
HT = ΣR DT,R WR
dove DT,R è la dose media trasferita dalla radiazione R nell'organo o nel tessuto T, e W R è il fattore peso
della radiazione R, consistente in un valore standard di riferimento di efficacia biologica. L'unità di misura
della dose equivalente è il sievert (Sv),
64
1 Sv = 1 J Kg-1
che dimensionalmente è identico al Gy, ma dal quale tuttavia può differire numericamente quando il fattore
peso della radiazione considerata è diverso da 1 (W R è infatti adimensionale).
Si noti che recenti proposte di utilizzare per questa grandezza la denominazione di dose pesata per la
radiazione (in un organo o tessuto), in luogo della precedente definizione di dose equivalente, non avuto
alcun seguito.
Nella tabella 5.1 sono riportati i valori di W R per i differenti tipi di radiazione contenuti nelle Raccomandazioni
ICRP 103 del 2007.
Tipo di radiazione e range di energia
Fattore peso WR
Fotoni (tutte le energie)
Elettroni e muoni (tutte le energie)
Neutroni
Pioni carichi (tutte le energie)
Protoni (tutte le energie)
Particelle α, frammenti di fissione, nuclei pesanti
1
1
funzione continua dell’energia
2
2
20
Tabella 5.1 - Fattori peso W R relativi ai differenti tipi di radiazione (Raccomandazioni
ICRP 2007)
I valori di W R sono stati sviluppati a partire da quelli dell’RBE per effetti stocastici. Quindi, le grandezze dose
pesata per la radiazione e dose efficace, con le relative unità di misura (Sv), non possono essere utilizzate
per quantificare le dosi ove si
producono reazioni dei tessuti.
I fattori peso dei neutroni sono
estrapolati dalla curva
successivamente riportata.
Fig. 5.3 – Fattori peso WR
relativi ai neutroni, in funzione
dell’energia. (A) funzione a
gradini e (B) funzione continua
tratte dalle Raccomandazioni
ICRP
1990,
(C)
nuova
funzione continua tratta dalle
Raccomandazioni ICRP 103
del 2007
La dose efficace E consiste
nella somma pesata delle dosi
equivalenti relative ai tessuti
ed agli organi del corpo umano
che
vengono irradiati
e
rappresenta quindi l'effetto
combinato dell’esposizione differenziata ricevuta da un individuo:
E = ΣT HT WT
dove i fattori peso dei singoli tessuti, W T, sono al seguito elencati nella tabella 5.2, che riporta i valori previsti
sia dalle Raccomandazioni ICRP 1990 che in quelle del 2007.
In entrambi i casi i fattori W T sono normalizzati in modo tale da fornire la somma totale di 1 per il corpo
intero.
Si noti come, nelle nuove Raccomandazioni ICRP, un fattore W T = 0,12 viene diviso tra i 14 seguenti tessuti:
ghiandole adrenali, regione extratoracica, vescica, cuore, reni, linfonodi, muscolo, mucosa orale,
pancreas, prostata, intestino tenue, milza, timo, cervice uterina.
Pertanto, a ciascuno di questi organi viene implicitamente assegnato un fattore peso medio pari a 0,008.
65
Organo o tessuto irradiato
WT (ICRP 1990)
WT (ICRP 2007)
Corpo intero
Gonadi
Colon
Midollo osseo rosso
Polmoni
Stomaco
Mammella
Vescica
Fegato
Esofago
Tiroide
Superficie ossea
Cute
Cervello
Ghiandole salivari
Rimanenti organi e tessuti
1
0,20
0,12
0,12
0,12
0,12
0,05
0,05
0,05
0,05
0,05
0,01
0,01
0,05
1
0,08
0,12
0,12
0,12
0,12
0,12
0,04
0,04
0,04
0,04
0,01
0,01
0,01
0,01
0,12
Tabella 5.2 - Fattori peso W T relativi a differenti organi e tessuti corporei
In caso di contaminazione interna, si ricorre alla dose equivalente impegnata HT(τ) ed alla dose efficace
impegnata E(τ), che rappresentano rispettivamente gli integrali delle due grandezze precedentemente
definite, eseguiti su di un tempo τ successivo all'introduzione dell'agente contaminante nel corpo umano al
tempo t = 0, date da:
τ
HT(ττ) =
.
∫ H T(t) dt
o
τ
E(ττ) = ∫ Ė(t) dt
o
dove i simboli che compaiono nel calcolo integrale rappresentano rispettivamente i ratei di HT(t) e di E(t).
Nel caso in cui τ non sia espressamente specificato, esso viene posto pari a 50 anni per gli adulti e 70 anni
per i bambini.
La dose impegnata può essere ricavata dalla formula matematica:
E = Σj ej,inh(t) Aj,inh + Σj ej,ing(t) Aj,ing
che prende in considerazione separatamente le dosi efficaci impegnate dovute all’inalazione Aj,inh e
all’ingestione Aj,ing. I vari coefficienti utilizzati sono dati da:
ej,inh(t) coefficiente per il calcolo della dose impegnata dovuta all’ingestione del radioisotopo j,
ej,ina(t) coefficiente per il calcolo della dose impegnata dovuta all’inalazione del radioisotopo j.
Detti fattori sono stati calcolati dall’ICRP per i vari radioisotopi, utilizzando modelli matematici che
rappresentano un individuo (Cristy 1980). Sono allo studio nuovi modelli computazionali a voxel basati su
immagini tomografiche (fantocci computazionali). Nei casi più generali, alla dose impegnata dovuta
all’introduzione di un’attività Aj di un radionuclide j, occorre sommare quella dovuta all’irradiazione esterna.
Si avrà quindi:
HT(tot) = HT + HT(ττ)
66
E(tot) = E + E(ττ)
La figura successiva rappresenta graficamente le relazioni esistenti tra alcune delle grandezze
precedentemente indicate.
Sorgente
Radiazione
Dose
DT
Dose
equivalente
HT
WR
ORGANI
ORGANI
WT
Dose
efficace
E
CORPO INT.
Fig. 5.4 - Relazioni esistenti tra dose, dose equivalente e dose efficace
Le predette grandezze, quando vengono riferite ad una data popolazione di individui, danno luogo
rispettivamente alla dose equivalente collettiva ed alla dose efficace collettiva, entrambe volte a valutare
l'esposizione della popolazione o di gruppi di individui. Esse si ricavano dal prodotto del valore medio delle
dosi ricevute dai singoli componenti, per il loro numero complessivo. Tuttavia, per evitare aggregazioni di
dati eccessivamente dispersi, di scarso significato pratico, nel computo della dose collettiva S conviene
indicare sia l’intervallo di tempo considerato ∆T che l’intervallo di dose efficace E1 – E2 considerato. Si
ottiene quindi:
E2
S( ΔT, E1, E 2 )= ∫ E
E1
dN
dE
dE
dove dN/dE rappresenta il numero degli individui esposti ad una dose efficace compresa tra E ed E+dE nel
tempo ∆T.
5.5 - Grandezze operative
Nell'ambito delle misure e delle valutazioni relative alla radioprotezione è spesso utile ricorrere a grandezze
e a parametri ideati espressamente per risolvere o per semplificare specifici problemi di natura operativa.
Alcune tra queste grandezze sono al seguito riportate, in considerazione della indubbia utilità pratica che
esse rivestono.
5.5.1 - Costante gamma
Quando il decadimento di un radioisotopo è accompagnato da produzione di radiazioni γ, è sicuramente utile
determinare le caratteristiche di questa emissione attraverso la definizione di un'apposita grandezza
denominata costante gamma o gamma specifica (Γ).
Essa indica il rateo di esposizione (o, più recentemente, il rateo di kerma in aria) che si rileva alla distanza di
1 m da una sorgente puntiforme e di attività unitaria (in Ci o Bq) di un dato radioisotopo.
La determinazione della costante gamma di un radioisotopo dipende dalla soglia di energia prescelta, che
può variare in relazione all'applicazione considerata.
Esempio
Nel caso del
201
Tl, la costante Γ può assumere due diversi valori:
0,0127 R/MBq h cm2
0,127 R/MBq h cm2
a seconda che si voglia tralasciare od includere nella misura il contributo dei raggi X da 10 KeV
dell'orbita L del 201Hg. Infatti, l'abbondanza di questi fotoni (che è pari a circa il 46 %), unitamente al
loro elevato coefficiente di assorbimento in aria, sono i responsabili della differenza tra i due
precedenti valori.
67
Realisticamente, nelle applicazioni di fisica sanitaria risulta utile ed appropriato considerare solo energie
superiori a 20 keV, poichè radiazioni di energia inferiore verrebbero facilmente assorbite dalle pareti di vetro
di un flacone o da un adeguato spessore di aria. Segue un elenco delle costanti Γ di alcuni tra i radionuclidi
più frequentemente utilizzati in campo sanitario (ICRP 25/1977).
Costante Γ
Radionuclidi
51
Cr
Co
67
Ga
75
Se
60
99
Mo
99m
Tc
I
125
I
131
I
201
Tl
123
Emissioni Fotoniche (MeV)
(R mCi−1 h−1 cm−2)
(mSv MBq−1 h−1 m−2)
( E ≤ 10 keV )
( E totale )
4,25
0,16
12,9
0,95
6,32
0,0047
0,36
0,022
0,056
1,69
0,041
0,76
1,57
1,36
2,04
4,7
0,017
0,044
0,034
0,057
0,012
0,323 (9%)
1,17 − 1,33 (100%)
0,09 (42%) − 0,18 (24%)
0,3
22% ) −
− 0,14
0,39 (54%)
( 7% )
0,12( (15%)
0,27 ( 56% ) − 0,28 ( 25% )
0,14 (82%) − 0,74 (14%)
0,25
0,14 (90%)
0,16 (84%)
0,035 (7%)
0,36 (79%) − 0,64 (9%)
0,068 / 0,082 (95%) − 0,167 (10%)
0,17
0,84
1,31
0,04
4,2
incluso 99mTc
Tabella 5.3 - Costanti Γ specifiche (espresse in unità di misura SI e tradizionali) di alcuni dei radionuclidi di
più frequente impiego in campo sanitario
5.5.2 − Spessore emivalente (SEV) e decivalente (SDV)
Lo spessore emivalente, comunemente abbreviato in SEV, indica lo spessore di un determinato materiale
assorbente in grado di dimezzare l'intensità di un fascio fotonico di una data energia (o di una data
distribuzione spettrale).
Tale grandezza richiede che la misura venga effettuata seguendo particolari condizioni definite di "buona
geometria di misura", che consistono sostanzialmente in:
fascio ben collimato,
assenza di radiazione diffusa dall'assorbitore.
La figura 5.5 presenta un classico esempio di misura eseguita in condizioni di buona geometria.
La conoscenza del SEV consente di determinare la qualità del fascio stesso, ossia di descrivere le sue
caratteristiche dal punto di
Collimatore
vista energetico, e permette,
inoltre, di valutare la capacità
di attenuazione di determinati
materiali nei suoi confronti.
Radiazione diffusa
Fig. 5.5 − Condizioni di
buona geometria di misura
Sorgente
Fascio primario
Rivelatore
Assorbitore
relazione:
1 SDV = 3,3 SEV
68
Di utilizzo analogo è lo
spessore decivalente (SDV),
che prende in considerazione
una attenuazione pari a un
fattore 10 anzichè 2. Di
conseguenza, tra i due
parametri in questione si
applica
la
seguente
Seguono le tabelle (5.4.a e 5.4.b) che riportano i SEV relativi materiali più comunemente utilizzati per
realizzare protezioni anti X e γ (ossia piombo e calcestruzzo), in funzione delle differenti energie fotoniche
prodotte sia da apparecchi radiogeni che da sorgenti radioattive.
FONTE RADIOGENA
Spessore Emivalente (SEV)
Piombo (mm)
Spessore Emivalente (SEV)
Calcestruzzo (cm)
X da 50 keV
X da 70 keV
X da 100 keV
X da 125 keV
X da 150 keV
X da 200 keV
X da 500 keV
X da 1 MeV
X da 2 MeV
X da 10 MeV
0,06
0,17
0,27
0,28
0,30
0,52
3,6
7,9
12,5
16,6
0,43
0,84
1,6
2,0
2,24
2,5
3,6
4,4
6,4
11,9
Tabella 5.4.a - Valori approssimativi di spessori emivalenti di alcune tra le più comuni fonti di radiazioni
fotoniche
FONTE RADIOGENA
137
Cs
Co
131
I
99m
Tc
198
Au
192
Ir
226
Ra
60
Spessore Emivalente (SEV)
Piombo (mm)
Spessore Emivalente (SEV)
Calcestruzzo (cm)
6,5
12,0
3,0
0,3
3,3
6,0
16,6
4,8
6,2
3,1
2,1
4,1
4,3
6,9
Tabella 5.4.b - Valori approssimativi di spessori emivalenti di alcune tra le più comuni fonti di radiazioni
fotoniche
5.5.3 − Indici di dose
Allo scopo di definire grandezze operative di facile impiego, quindi misurabili direttamente, capaci di
rappresentare le grandezze che esprimono i limiti primari (come la dose efficace), sono stati a più riprese
proposti dei cosiddetti "indici di dose", variamente definiti.
Tali grandezze vengono assunte a garanzia del non superamento della dose efficace e quindi, poichè esse
risultano dipendenti dalle caratteristiche geometriche dell'esposizione, è necessario utilizzare fattori di
conversione riferiti alla geometria più conservativa.
Tuttavia, sia gli indici di equivalente di dose superficiale e profondo proposti dall'ICRP, sia gli equivalenti di
dose (ambientale, direzionale ed individuale) proposti dall'ICRU, non hanno incontrato l’atteso consenso da
parte dei settori operativi della radioprotezione. In particolare, gli indici di equivalente di dose inizialmente
proposti dall'ICRP risultano non additivi rispetto all'energia, alla distribuzione spaziale ed al tempo, in
completo contrasto con le procedure operative di misura.
Per questo motivo l'ICRU ha successivamente formulato indici di dose più direttamente correlabili alla
grandezza effettivamente misurata da uno strumento, che sono stati definitivamente adottati dalle direttive
comunitaria e, recentemente, dalla normativa di legge italiana, per la sorveglianza dell’esposizione esterna,
sia ambientale che individuale. Esse consistono in:
equivalente di dose ambientale H*(d), equivalente di dose in un punto di un campo di radiazioni
che sarebbe prodotto dal corrispondente campo espanso e unidirezionale nella sfera ICRU ad una
profondità d, sul raggio opposto alla direzione del campo unidirezionale (unità di misura: sievert);
69
equivalente di dose direzionale H’(d,Ω), equivalente di dose in un punto di un campo di radiazioni
che sarebbe prodotto dal corrispondente campo espanso, nella sfera ICRU, ad una profondità d, su
un raggio in una determinata direzione Ω (unità di misura: sievert). Questa grandezza non viene
usata nella pratica poichè non sono reperibili in commercio strumenti che ne consentano la misura
diretta.
equivalente di dose personale Hp(d), equivalente di dose nel tessuto molle, ad una profondità d, al
di sotto di un determinato punto del corpo (unità di
misura: sievert).
Tutte le suddette grandezze si basano su misurazioni
effettuate utilizzando la sfera ICRU, corpo introdotto dalla
ICRU allo scopo di riprodurre approssimativamente le
caratteristiche del corpo umano per quanto concerne
l’assorbimento di energia dovuto a radiazioni ionizzanti.
Essa consiste in una sfera di 30 cm di diametro, costituita
da materiale tessuto equivalente (76,2% di ossigeno,
11,1% di carbonio, 10,1% di idrogeno e 2,6% di azoto).
Fig. 5.6 − Sfera ICRU all’interno di un campo di radiazioni
espanso
La scelta delle grandezze dosimetriche e dei parametri di
riferimento è da porre in relazione alle finalità delle
valutazioni previste, nonché alla particolare strumentazione
utilizzate. La principale utilità di questo approccio, e più
specificamente di H*(10) e Hp(10), è legata alla possibilità di usufruire di dispositivi di misura (ambientali e
individuali) direttamente tarati nelle predette grandezze e di tradurre la lettura del dato sperimentale
direttamente in HT ed E.
5.5.4 − Dose (kerma) incidente e d’ingresso
Queste grandezze rappresentano la dose D (o il kerma in aria k), misurata sull’asse centrale del fascio
radiologico in corrispondenza della superficie del paziente, rispettivamente in assenza e in presenza della
radiazione retrodiffusa dal paziente.
La relazione che intercorre tra le due grandezze è data semplicemente dal fattore di backscattering.
5.5.5 − Prodotto dose-area (kerma-area)
Il prodotto dose area (o kerma-area) consiste nell’integrale della dose D (o del kerma in aria) sull’intera
superficie del fascio radiologico intercettata da un piano perpendicolare al suo asse.
DAP = ∫ D(x, y) dx dy
S
Per ovvie ragioni geometriche, tale prodotto, genericamente indicato come DAP, risulta indipendente (e
invariante) rispetto alla distanza dal fuoco del tubo radiogeno in corrispondenza della quale viene collocato il
punto di misura.
70
CAPITOLO 6. LA STRUMENTAZIONE RADIOPROTEZIONISTICA
6.1 - Considerazioni generali
Un rivelatore di radiazioni rappresenta un discontinuità del mezzo all’interno del quale esso è inserito e
quindi perturba le caratteristiche fisiche sia del mezzo che del campo di radiazione. La procedura seguita
nell’effettuare una misura deve considerare questi effetti, apportando le modifiche richieste in relazione alle
specifiche finalità della misura stessa. Quando un mezzo è irraggiato da un fascio di fotoni o elettroni, la
dose nel punto P può essere ricavata sulla base di un modello teorico specifico (teoria della cavità di BraggGray). Il problema può essere idealizzato postulando che:
il mezzo all’interno del quale è posto il rivelatore sia omogeneo e infinito,
lo strumento di misura costituisca una cavità riempita con un materiale omogeneo, differente per
numero atomico e densità dal mezzo esterno.
In generale, una cavità può essere riempita da un materiale solido, liquido o gassoso e può essere più o
meno densa del mezzo che la circonda.
Per comodità, viene fatto esplicito riferimento ai rivelatori a gas: nel caso in cui siano realizzate le condizioni
per l’equilibrio elettronico, l’energia trasferita alla radiazione secondaria (kerma) risulta pari a quella ceduta
alla materia (dose).
Poiché la misura riguarda generalmente la dose nel mezzo M (aria, acqua, …) nel punto in cui è posizionato
il rivelatore, è fondamentale conoscere i meccanismi attraverso i quali si è prodotta la ionizzazione del gas
contenuto nella cavità C.
Le dimensioni lineari del rivelatore sono basilari per il calcolo della dose del mezzo M, condotto a partire
dalla risposta del rivelatore stesso. Detta Φ la fluenza di fotoni, E la loro energia, µtr/ρ il coefficiente massico
di trasferimento di energia, si ottiene:
1. DM = Φ E (µtr/ρ)M se le dimensioni della cavità sono trascurabili rispetto al range degli elettroni
secondari nel mezzo (la perturbazione del mezzo fisico e del campo di radiazioni è trascurabile e la
raccolta ionica è dovuta quasi esclusivamente agli elettroni secondari provenienti da M),
2. DM = DC (µtr/ρ)M / (µtr/ρ)C se le dimensioni della cavità sono molto maggiori del range degli elettroni
secondari nel mezzo (la ionizzazione è prodotta dall’interazione diretta della radiazione fotonica con
il gas della cavità).
La presenza di un mezzo p, costituente le pareti del rivelatore che si interpongono tra il mezzo esterno e il
gas della cavità, complica ulteriormente i meccanismi di produzione e trasmissione della radiazione
secondaria. Nelle condizioni reali, la dose assorbita è quindi data dagli elettroni secondari prodotti:
a) dal mezzo esterno M,
b) dalle pareti del rivelatore p,
c) dal gas della cavità C.
Come già ricordato, tali criteri trovano applicazione soprattutto per i rivelatori a gas (camere a ionizzazione e
contatori proporzionali) dove, in molti casi pratici, gioca un ruolo importante lo spessore della parete del
rivelatore in quanto:
1. nella cavità di piccole dimensioni viene misurata l’energia depositata al suo interno principalmente
dagli elettroni secondari generati nell’interazione con le pareti stesse,
2. nella cavità di grandi dimensioni, la dose è quella prodotta dall’interazione della radiazione fotonica
direttamente con il gas di riempimento.
Nelle misure dosimetriche ambientali si opera generalmente nelle condizioni previste al punto 2.
71
Questi differenti meccanismi di interazione trovano riscontro nel fattore di taratura dello strumento, che
rappresenta la sintesi operativa di tutte quelle variabili che concorrono a generare il segnale del rivelatore e
che consente di trasformare tale segnale nella grandezza fisica appropriata.
Infatti, sarebbe estremamente riduttivo se per rivelazione di radiazioni ionizzanti si intendesse unicamente
l'indicazione della loro presenza o meno all’interno di un ambiente di lavoro o attorno a un determinato
campione, poichè è di fondamentale importanza poter conoscere, a seconda dei casi, la misura della loro
quantità, della loro energia e delle proprietà ad esse correlate.
Di conseguenza, la strumentazione di cui si avvalgono la dosimetria e la protezionistica fisica presenta
caratteristiche costruttive e tecniche estremamente diversificate in relazione al particolare campo di impiego
cui essa è dedicata, sia per quanto concerne l'elemento di rivelazione vero e proprio, sia per quanto riguarda
l'apparato di misura nel suo complesso.
In generale, si può comunque affermare che essa risulta strettamente dipendente dall'elemento sensibile
impiegato, secondo quanto illustrato dal seguente schema.
SISTEMI DI RIVELAZIONE DI RADIAZIONI IONIZZANTI
a) Rivelatori a gas
camere a ionizzazione
contatori proporzionali,
contatori Geiger−Muller
b) Scintillatori
cristalli solidi inorganici attivati
materiali organici solidi e liquidi
materiali plastici
c) Rivelatori a semiconduttore
d) Rivelatori a termoluminescenza
e) Rivelatori calorimetrici e chimici
f) Rivelatori a film
Tabella 6.1 - Principali sistemi di rivelazione di radiazioni ionizzanti
I vari tipi di rivelatore si basano, come verrà ampiamente descritto nei successivi paragrafi, sui differenti
meccanismi di interazione della radiazione con l'elemento sensibile del rivelatore stesso.
Da ciò derivano le caratteristiche principali che contraddistinguono le prestazioni di ogni singolo tipo di
rivelatore e che sono così riassumibili:
risoluzione temporale, ossia la capacità di distinguere due segnali rilevati in rapida successione
temporale; essa dipende dal tempo morto τ, ossia dall'intervallo di tempo durante il quale il rivelatore
è cieco, non essendo più in grado di produrre ulteriori segnali (che varia in base al tempo di salita
del segnale stesso);
risoluzione energetica, capacità di discriminare particelle o radiazioni fotoniche di differente
energia, che può essere determinata misurando lo spessore a metà altezza (FWHM) della curva
gaussiana, che rappresenta la distribuzione energetica del picco fotoelettrico dello spettro
corrispondente ad una data radiazione monoenergetica (ad esempio il picco associato ai fotoni da
661,6 keV prodotti dal 137Cs);
proporzionalità, capacità di generare un segnale con ampiezza proporzionale all'energia ceduta al
rivelatore dall'evento ionizzante.
Per quanto riguarda invece il tipo di impiego cui un sistema di rivelazione può essere finalizzato, si può
generalmente distinguere tra:
rivelatori di tipo pulse-type (od a singolo impulso), dove l'output del rivelatore consiste in una serie
di impulsi di tensione, risolti temporalmente (ossia registrati come eventi distinti in successione
temporale), ciascuno dei quali rappresenta l'interazione di una singola radiazione ionizzante;
72
rivelatori di tipo non pulse-type, nei quali l'output consiste in un segnale costituito dall'integrale
temporale dell'ampiezza dei singoli impulsi registrati nel corso dell'intervallo di tempo di integrazione
(generalmente dell’ordine del secondo).
6.2 - Rivelatori a gas
Un rivelatore a gas può essere considerato, in linea di principio, come un condensatore il cui dielettrico sia
costituito dal gas di riempimento ed al quale sia stata applicata una tensione Vo che genera un campo
elettrico all'interno del gas stesso. Il "segnale" di rivelazione è fornito dalla carica elettrica generata nel gas,
per effetto della ionizzazione atomica prodotta dalla radiazione ionizzante, che viene raccolta sui due opposti
elettrodi.
La forma più comune di un rivelatore a gas è quella di un cilindro con un elettrodo centrale, anche se non
mancano esempi di rivelatori a diversa geometria (come la camera di Markus, a geometria parallela).
Di solito, il cilindro esterno, che costituisce la parete del rivelatore, è collegato a terra, mentre l'elettrodo
centrale si trova a tensione. Se, come avviene frequentemente, la tensione applicata è positiva, la parete e
l'elettrodo centrale costituiscono rispettivamente il catodo e l'anodo.
Come già ricordato, il processo di ionizzazione è un processo di collisione atomica, il cui effetto risulta
essere la produzione di coppie elettrone-ione: gli ioni positivi sono raccolti sul catodo, gli elettroni sull'anodo.
Il tipo e la pressione del gas, nonchè la tensione applicata e la forma geometrica del rivelatore, hanno
importanza fondamentale nel funzionamento del rivelatore stesso.
Un rivelatore a gas può contenere nel suo interno la sorgente di radiazione, come avviene in alcune camere
a ionizzazione per particelle α, oppure, come avviene più frequentemente, essa viene posta al suo esterno.
In questo secondo caso, sulla superficie esterna del rivelatore viene creata una finestra, costituita
generalmente da un sottile foglio generalmente di mylar (all'incirca 10 mg/cm2), che permette alle particelle α
o β di raggiungere l'interno del contatore. Nei rivelatori per fotoni, questo accorgimento non risulta più
necessario poichè le radiazioni interagiscono
+H.T.
prevalentemente con le pareti, dove hanno una
maggiore probabilità di produrre un fotoelettrone
che può successivamente essere rivelato.
Se, comunque, la radiazione elettromagnetica
possiede un'energia dell'ordine di (o minore di) 10
Rc
keV (raggi X molli), vi è una non trascurabile
Co
probabilità che il fotone interagisca direttamente
con un atomo del gas. Da un punto di vista
elettrico, un rivelatore è montato, come già
accennato, nel modo schematizzato dalla figura
Cc
6.1.a.
Rg
Fig. 6.1.a − Schema elettrico di un tipico
rivelatore a gas
La funzione del condensatore Co è quella di
isolare l'alta tensione dall'ingresso della catena
elettronica di conteggio. Poichè di solito Co >> CC, il circuito equivalente è quello riportato nella figura
successiva.
In genere, è possibile misurare o la corrente media oppure la carica Q prodotta da un singolo evento di
ionizzazione.
In pratica, ciò dipende dal rapporto tra
il numero di radiazione al secondo e
l'inverso della costante di tempo
CC [RC Rg / (RC + Rg)]
Cc
data dal prodotto della capacità CC per
il parallelo delle resistenze RC ed Rg,
che assume infatti le dimensioni di un
tempo, che caratterizza la risposta di
un circuito elettrico.
Rc
Fig. 6.1.b − Circuito equivalente di un
rivelatore a gas
73
Rg
Esempio
-9
Posto C = 4 nF ed R = 200 kΩ, la costante di tempo è: 4 10
-4
F x 2 105 Ω = 8 10 s = 0,8 ms.
Se viene misurata la grandezza Q (o, se si preferisce, dV = Q / CC) ai capi del rivelatore, dove Q è la carica
totale prodotta da una radiazione ionizzante di un certo tipo e di una data energia, facendo variare la
tensione Vo, si ottiene il grafico seguente, che riporta le curve relative alle due diverse radiazioni 1 e 2. In
questo grafico è possibile riconoscere schematicamente quattro diverse zone, contrassegnate
rispettivamente da I a IV.
Regione I (o di ricombinazione). In questo intervallo domina il processo definito come ricombinazione
ionica (cattura di elettroni da parte degli ioni positivi), che ostacola la raccolta di carica agli elettrodi. Questo
effetto tende a diventare trascurabile quando il campo elettrico aumenta oltre pochi Volt/cm e diviene in
grado di contrastare la forza coulombiana attrattiva che si esercita tra gli ioni dei due segni.
Regione II (della camera a ionizzazione). In questa zona tutta la carica prodotta è raccolta agli elettrodi.
Poichè il numero di coppie elettrone-ione è direttamente proporzionale alla energia inizialmente ceduta
dall'evento ionizzante, essendo l'energia media di ionizzazione costante, la misura di Q rappresenta
direttamente l'energia ceduta al gas. Questa regione, che caratterizza il funzionamento della camera a
ionizzazione, è anche detta di proporzionalità diretta.
Regione III (o regione di proporzionalità). La caratteristica fondamentale di questa regione sta nel fatto
che, al suo interno, cominciano a prodursi effetti di moltiplicazione delle cariche per il manifestarsi del
fenomeno della ionizzazione secondaria. Infatti gli elettroni primari, accelerati dal campo elettrico, producono
ionizzazione a loro volta. La carica finale è proporzionale alla carica iniziale, pur entro limiti di solito non
migliori di un 10 ÷ 20 % (contatori proporzionali).
Regione IV (o regione Geiger). La dipendenza della carica finale dalla ionizzazione iniziale tende ad essere
sempre meno sensibile, fino a che, nel punto G, la carica Q è indipendente dalla ionizzazione iniziale, ossia
il rivelatore produce solo impulsi di ampiezza standard. Questo fenomeno di cosiddetta ionizzazione a
valanga caratterizza il funzionamento del contatore Geiger. Una ionizzazione a valanga consiste in una
scarica elettrica, dovuta alla capacità
degli elettroni secondari di ionizzare
il gas fino al punto in cui le cariche
prodotte attorno all'anodo (carica
spaziale)
annullano
il
campo
elettrico. Per questo motivo, il
contatore Geiger non è in grado di
distinguere tra i differenti tipi di
radiazione ionizzante e le differenti
energie.
Fig. 6.2 - Andamento dell'ampiezza
dei segnali generati da un rivelatore
a gas in funzione della tensione
applicata
Da
quanto
sopra
possiamo
concludere che la camera a
ionizzazione ed il contatore Geiger
rappresentano due casi particolari di
contatori a gas: nel primo la
moltiplicazione secondaria è del tutto
trascurabile, mentre nel secondo
risulta dominante. Si noti che
quest'ultima condizione si può
ottenere non solo aumentando la
tensione Vo, ma anche utilizzando
per il contatore Geiger la forma
cilindrica.
In tal caso, infatti, il campo elettrico
E(r), e quindi la forza F(r) che agisce sulle cariche elettriche degli ioni, ha la forma:
74
E(r) = (Vo/r) ln(R2 / R1)
dove R2 ed R1 sono rispettivamente i raggi esterno ed interno.
Pertanto E(r) tende all'infinito per r che tende a zero (ossia in vicinanza dell'elettrodo centrale).
Per questo insieme di motivi, gli impulsi elettrici prodotti da un contatore Geiger hanno ampiezza
notevolmente maggiore di quelli prodotti da una camera a ionizzazione (e da altri tipi di rivelatore) e dunque
richiedono catene elettroniche di conteggio più semplici e resistenti e meno costose.
Occorre anche sottolineare che sia la composizione che la pressione del gas variano in funzione del tipo di
rivelatore, poichè esse ne determinano il campo di applicazione e le caratteristiche di funzionamento.
Per quanto concerne la pressione, questa risulta determinante per quanto riguarda la velocità di migrazione
ionica, VI, così come per quella degli elettroni, Ve: a parità di miscela gassosa, la mobilità degli elettroni è di
circa 10 mila volte maggiore rispetto agli ioni, mentre la pressione del gas modifica quindi direttamente il
tempo di salita dell'impulso.
Il valore della pressione è determinato partendo da considerazioni di diverso tipo, come dalle dimensioni
della camera a ionizzazione (poichè si richiede che il percorso delle particelle vi sia contenuto per intero).
Quindi, minori sono le dimensioni della camera a ionizzazione, maggiore deve risultare la pressione del gas
al suo interno.
Riguardo al tipo di gas, un aspetto fondamentale che ne condiziona i criteri di scelta consiste nel problema
della cattura elettronica da parte degli atomi neutri, cioè della possibilità che si formino ioni negativi.
Uno ione negativo è caratterizzato da una mobilità ridottissima in confronto a quella dell'elettrone e quindi,
nel caso del contatore Geiger, è importante che il gas di riempimento abbia il più piccolo coefficiente di
cattura elettronica possibile.
Infatti, ciò che caratterizza il contatore Geiger è la "valanga" prodotta dalla ionizzazione secondaria: se gli
elettroni fossero sostituiti dagli ioni negativi, ciò limiterebbe la probabilità di innescare tale fenomeno.
Altre importanti considerazioni sul gas di riempimento verranno svolte nell'ambito della descrizione del
problema dello spegnimento della scarica nei contatori Geiger.
Al seguito sono trattati in maniera specifica rivelatori quali le camere a ionizzazione ed i contatori Geiger.
6.2.1 − Le camere a ionizzazione
Evitando inutili generalizzazioni, si consideri il caso più comune, ossia quando l'anodo è posto a tensione
positiva ed il catodo a massa. Si supponga inoltre che, al tempo t = 0, siano generate N coppie ioneelettrone lungo una traccia di ionizzazione all'interno della camera. Per t > 0, all'uscita dell'anodo si produce
un variazione di tensione ∆V(t), che è data dalla espressione numerica:
∆V(t) = [q+i(t) + q-i(t)] / C
dove q+i(t) e q-i(t) rappresentano rispettivamente le cariche positive dovute all'induzione degli ioni positivi che
non hanno ancora raggiunto il catodo e le cariche negative raccolte all'anodo al tempo t più le cariche
negative dovute all'induzione degli ioni negativi che non hanno ancora raggiunto l'anodo
A questo proposito, si ricordi che per ogni
carica indotta in uscita si avranno cariche
indotte di segno opposto sul collettore
Q
centrale. Se è trascorso un tempo t
sufficientemente lungo affinchè gli ioni
negativi siano stati tutti raccolti all'anodo e
q+i
tutti quelli positivi al catodo, si ha che q+i =
0 e q-i = -N e, e cioè che la variazione di
tensione finale all'anodo vale:
tt+
t
O
∆V = − Ne / C
dove e è la carica elettronica, C la capacità
intrinseca della camera.
Si può quindi asserire che la relazione
precedente descrive una situazione di
raccolta completa della carica negativa
−Ne.
q+i + q-i
-Ne
Fig. 6.3 - Andamento della raccolta di
carica anodica in funzione del tempo
75
Nella figura successiva è rappresentato il tipico andamento della carica all'uscita anodica in funzione del
tempo, dove:
con la linea tratteggiata si è rappresentata la carica prodotta sull'anodo dagli ioni positivi,
con la linea tratto-punto la carica corrispondente agli ioni negativi,
la spezzata continua rossa ne rappresenta la somma,
+
t e t rappresentano i tempi di raccolta delle cariche positive e negative.
Si può constatare l'importante risultato che, in una camera a ionizzazione, il segnale finale, corrispondente
alla raccolta completa della carica Ne, non dipende dalla posizione della traccia all'interno del rivelatore.
+
Questa condizione, in pratica, è verificata se RC >> t , ciò che implica la scelta di costanti di tempo
dell'ordine di diversi millisecondi.
E' inoltre evidente che le caratteristiche (in particolare l'ampiezza) dell'impulso di tensione, essendo
strettamente dipendenti dalla carica raccolta Ne, variano in funzione delle proprietà fisiche del gas contenuto
nel rivelatore.
Generalmente, nelle camere a ionizzazione non sigillate si ricorre ad aria a pressione ambiente (soprattutto
quando vengono utilizzate per misure di esposizione, di kerma in aria o di dose in aria), mentre in quelle
sigillate, oltre all'aria possono essere impiegati altri gas (come i gas nobili), ad alta pressione.
Si può infatti affermare che le caratteristiche del gas di riempimento e delle pareti del rivelatore
(composizione e spessore) dovrebbero essere finalizzate al particolare tipo di misura.
Esempio
Se la camera a ionizzazione viene utilizzata per misure di kerma in aria, deve essere resa ariaequivalente, ossia deve avere un numero atomico il più possibile prossimo a quello dell'aria.
6.2.2 − I Contatori Geiger
Riguardo al funzionamento di un contatore Geiger, si affronteranno successivamente due problemi di
particolare rilevanza:
a) la forma dell'impulso,
b) lo spegnimento del rivelatore,
che inquadrano gli aspetti più caratteristici di questo tipo di rivelatore a gas.
6.2.2.1 − La forma dell'impulso
Si può asserire che il segnale prodotto da un Geiger è equivalente a quello che si otterrebbe mettendo
direttamente a contatto, per un istante, anodo e catodo:
se si suppone che la costante di tempo RC del circuito esterno sia infinita, si ottiene un segnale di
tensione negativo, dal tipico andamento esponenziale che è mostrato dalla figura 6.5;
se RC ha un valore finito (come avviene nella realtà), il segnale mostra un fronte negativo seguito da
una ricarica esponenziale (con costante RC), come viene evidenziato dalla figura successiva.
La forma effettiva dell'impulso di un
contatore Geiger può essere dedotta,
pur con qualche semplificazione, dalle
seguenti ipotesi:
1) la presenza della carica
spaziale,
dovuta
alla
moltiplicazione
secondaria,
non "distorce" in modo
determinante il campo elettrico
all'interno del contatore;
2) la ricombinazione ionica è
trascurabile
durante
la
migrazione delle cariche;
3) la carica si sviluppa entro una
ristretta zona attigua all'anodo
e, di conseguenza, la raccolta
degli
elettroni
(pressochè
+ Vo
∆V
+Vo- ∆V
76
Fig. 6.4 – Tipico impulso di un contatore
Geiger (t = ∞)
istantanea) non contribuisce a determinare la forma dell'impulso, la quale è invece determinata dalla
migrazione e dalla successiva raccolta degli ioni positivi al catodo.
Risulta dunque evidente che, per t = 0, la carica totale sull'anodo è nulla, poichè le cariche indotte dei due
segni si equivalgono esattamente.
Per t = t- essa vale q+i(t-) - Ne, poichè nel loro moto verso l'anodo gli elettroni inducono una carica di
entrambi i segni sempre maggiore e, giuntivi infine, neutralizzano le cariche positive, lasciando libere le
cariche negative.
Per t = t+, la carica indotta dagli ioni positivi, poichè il catodo è collegato a terra, diventa zero e pertanto la
carica netta sull'anodo è quella corrispondente alla raccolta degli ioni negativi.
In definitiva, mentre l'ampiezza degli impulsi non risente eccessivamente del valore della costante RC, il
tempo di discesa ne è molto più drasticamente influenzato.
6.2.2.2 − Lo spegnimento del Geiger
Durante la migrazione della carica positiva verso il catodo (quella negativa essendo già stata raccolta
all'anodo) il campo elettrico, contrariamente a quanto supposto per il calcolo della forma dell'impulso, viene
ridotto per effetto della presenza della carica spaziale, che esercita un'azione schermante.
Per tutta la durata di questo fenomeno, il Geiger non è in condizioni di dare inizio ad alcun impulso e resta
interdetto per un conseguente tempo morto τ la cui tipica durata è dell'ordine di 200 ÷ 400 µsec (problema
che si presenta, pur con una diversa durata di τ, per tutti i diversi tipi di rivelatori).
Si consideri ora il fenomeno della neutralizzazione degli ioni sul catodo, cioè il processo in cui uno ione
positivo del gas di riempimento (come argon o neon) si combina con un elettrone già presente sul catodo
stesso. L'energia di legame di un elettrone, in un atomo di uno di questi due gas, è dell'ordine di 20 eV,
mentre l'energia di legame degli elettroni di conduzione nel metallo che costituisce il catodo è di circa 1 eV.
La forte differenza in energia tra lo stato finale e quello iniziale (corrispondenti al passaggio di un elettrone
dalle pareti del rivelatore ad una molecola di gas, carica positivamente) si trasforma in eccitazione dell'atomo
del gas e la susseguente diseccitazione avviene con l'emissione di un fotone che ha una altissima
probabilità di estrarre un elettrone dal catodo.
L'insieme di questi fotoelettroni viene accelerato verso l'anodo, e, poichè il campo elettrico è tornato al suo
valore iniziale in concomitanza
con l'arrivo degli ioni positivi al
catodo, si ha l'inizio di una
nuova "valanga".
Si ottiene cioè un processo di
scarica continua, che oscilla
con una frequenza dell'ordine di
1 kHz, cosicché il contatore non
sarebbe altro allora che un
"tubo a scarica", risultando
assolutamente inutilizzabile per
le misure.
Fig. 6.5 – Ionizzazioni a
valanga in un contatore Geiger
Per questo motivo sorge il problema dello spegnimento del Geiger, cioè di fare in modo che ogni scarica
attraverso la quale viene generato il segnale sia limitata al tempo di raccolta degli ioni. Il risultato può essere
raggiunto ricorrendo semplicemente all'utilizzo di una miscela contenente un gas autospegnente, che si
ottiene aggiungendo una piccola percentuale (~ 1%) di molecole organiche, tipicamente alcool etilico, al gas
nobile di riempimento. La funzione di queste molecole organiche può essere così spiegata:
1) la sezione d'urto di collisione ione-molecola è grandissima, a causa delle notevoli dimensioni della
molecola stessa,
2) nella collisione avviene, con elevata probabilità, un processo di scambio di carica nel quale lo ione
del gas nobile si neutralizza e si forma uno ione molecolare, il quale si muove, per effetto del campo
elettrico, verso il catodo,
3) la neutralizzazione dello ione molecolare si svolge mediante un processo nel corso del quale la
differenza di energia per l'elettrone (che comunque è minore rispetto al caso dello ione atomico) si
converte in energia di dissociazione della molecola, impedendo la produzione di fotoni e la
successiva emissione di elettroni dal catodo.
77
Si noti che, dopo il processo di scambio di carica ione-molecola organica, viene emesso un fotone di
diseccitazione da parte dell'atomo del gas, essendo (analogamente al processo di neutralizzazione al
catodo) l'energia di legame dell'elettrone nello stato finale (atomo) maggiore di quella iniziale (molecola).
Tuttavia, quando questi fotoni raggiungono il catodo, i fotoelettroni prodotti trovano il campo interno al
contatore fortemente ridotto dalla nuvola di ioni positivi che non hanno ancora raggiunto il catodo (carica
spaziale) e quindi non si generano facilmente processi di ionizzazione secondaria. Inoltre, il gas assorbe
fortemente i fotoni, riducendo il numero di quelli che effettivamente raggiungono il catodo.
Infine, questo processo di produzione di elettroni è distribuito nel tempo di migrazione degli ioni e non
concentrato intorno al tempo di arrivo degli ioni al catodo.
Lo svantaggio fondamentale dello spegnimento organico è che in ogni impulso si dissociano un certo
4
8
9
numero di molecole (~ 10 ), per cui, dopo una vita massima di 10 ÷ 10 impulsi, il contatore è inutilizzabile.
Suddetta limitazione intrinseca può essere superata sostituendo le molecole organiche con atomi di
sostanze alogene (per esempio cloro) che tendono a ricostituirsi spontaneamente dopo il processo di
ionizzazione.
Il vantaggio dello spegnimento a gas alogeni è dato dalla possibilità di produrre segnali relativamente alti,
corrispondenti ad una elevata alimentazione, senza accorciare la vita del tubo, che è virtualmente infinita.
6.3 - Rivelatori a scintillazione
6.3.1 − Materiali scintillatori
Viene definito scintillazione il fenomeno che si manifesta attraverso la produzione di scintille luminose
quando delle radiazioni ionizzanti colpiscono particolari sostanze fluorescenti (o fosforescenti) dette appunto
"scintillatori". Esso si basa sull'eccitazione degli atomi di queste sostanze da parte delle radiazioni incidenti e
sul successivo fenomeno di diseccitazione
per fluorescenza (o per fosforescenza),
che viene accompagnato dalla emissione
di scintille di luce aventi intensità
proporzionale al numero di atomi eccitati.
L'emissione di radiazione luminosa
(luminescenza) da parte degli scintillatori
segue un andamento esponenziale
caratterizzato da una costante 1/λ, detta
tempo di decadimento, che corrisponde
alla emissione del 63% dei fotoni luminosi.
Fig. 6.6 – Spettri della radiazione fotonica
emessa da 137Cs ottenuti da rivelatori a
scintillazione di dimensioni (ed efficienza)
differenti.
Poiché la durata dell'emissione può
variare in funzione del tipo di scintillatore,
quelli che hanno un tempo di decadimento
inferiore al microsecondo sono detti
materiali fluorescenti, quelli con un tempo
di decadimento superiore sono i materiali
fosforescenti.
Gli strumenti basati sui rivelatori a
scintillazione, per la loro grande praticità,
sensibilità e velocità di conteggio, possono venire utilmente impiegati anche per rivelare bassi livelli di
irradiazione dovuti sia a radiazioni corpuscolate che a fotoni X e γ, per i quali il rendimento è particolarmente
elevato, come pure per analisi spettrometriche.
6.3.2 − Struttura dei rivelatori a scintillazione
I rivelatori a scintillazione, poichè sostanzialmente rivelano singoli eventi ionizzanti, sono strutturalmente dei
contatori di radiazioni, sebbene il loro impiego sia frequente anche per finalità diverse.
Un rivelatore a scintillazione è costituito dalle seguenti componenti principali:
scintillatore,
sistema di concentrazione della luce,
fotocatodo,
78
fotomoltiplicatore,
catena elettronica di conteggio.
In uno scintillatore avviene, attraverso i fenomeni sopra accennati, la trasformazione in energia luminosa
della energia trasportata dalla radiazione incidente.
Gli scintillatori utilizzati più comunemente sono costituiti da cristalli solidi inorganici (di solito ioduro di sodio,
meno frequentemente solfuro di zinco o di sodio) attivati, cioè contenenti impurità che rappresentano i centri
di scintillazione, che determinano lo spettro delle radiazioni luminose prodotte e che ne aumentano
l'intensità.
Si possono inoltre utilizzare sostanze organiche solide (quali antracene e stilbene) o liquide (come soluzioni
di toluolo o xilolo), oppure ancora sostanze plastiche (ad esempio cesio, antimonio e bismuto, in solvente
plastico solido).
In un cristallo puro i livelli energetici permessi sono raggruppati nella banda di valenza, generalmente
riempita di elettroni, e nella banda di conduzione, normalmente vuota (vedi figura 6.8).
Le due bande sono separate da un intervallo di energia, detto banda proibita, nel quale non esistono livelli
energetici permessi agli elettroni.
L'introduzione nel reticolo cristallino di piccole quantità di impurità (~ 0,1%), costituite da opportuni elementi
detti attivatori, crea nuovi livelli energetici che si collocano all'interno della banda proibita.
Esempio
NaI(Tl) − Ioduro di sodio attivato al tallio
ZnS(Ag) − Solfuro di zinco attivato all'argento
A seguito dell'interazione prodotta dalle radiazioni ionizzanti, una parte degli elettroni eccitati va ad occupare
suddetti livelli appartenenti alla banda proibita: se la transizione tra questi livelli energetici e la banda di
valenza è permessa, si ottiene l'emissione di radiazione luminosa.
In sostanza, gli atomi dell'impurità assorbono una parte dell'energia ceduta dalle radiazioni ionizzanti al
cristallo e la trasformano in energia luminosa, ragione per cui vengono anche detti centri di luminescenza.
Le grandezze e i parametri che caratterizzano uno scintillatore, oltre al già citato tempo di decadimento per
l'emissione luminosa, sono:
il rendimento luminoso, ossia il rapporto tra l'energia luminosa prodotta e quella dissipata dalla
radiazione ionizzante;
il potere di trasmissione della luce emessa attraverso lo scintillatore stesso;
la composizione spettrale della luce emessa.
I materiali che, a temperatura ambiente, presentano una migliore combinazione tra rendimento luminoso e
potere di trasmissione sono NaI(Tl) e ZnS(Ag). La seguente tabella riporta, in forma schematica, le principali
caratteristiche dei materiali scintillatori più comunemente utilizzati.
Materiali
Densità
(g/cm3)
Radiazioni
rivelate
Tempo di
decadimento
(µs)
Ampiezza
relativa
di impulso
NaI(Tl)
CsI(TI)
ZnS(Ag)
Antracene
Trans−Stilbene
( plastico−liquido
Fosfori liquidi )
Fosfori plastici
3,67
4,51
4,10
1,25
1,16
0,86
1,06
Xeγ
Xeγ
α
β
β
β deboli
β deboli
2,25
1,1
0,04 − 0,01
0,03
0,003 − 0,008
0,002 − 0,008
0,003 − 0,005
210
55
200
100
30 − 60
40 − 60
30 − 50
Tabella 6.2 - Caratteristiche dei principali materiali scintillatori
Il sistema di concentrazione della luce serve a raccogliere sul fotocatodo la luce emessa in tutte le
direzioni dallo scintillatore. Esso è realizzato, oltre che dal rivestimento esterno riflettente dello scintillatore,
da una guida di luce, costituita da una sostanza trasparente (per lo più quarzo o ioduro di sodio),
opportunamente sagomata, che serve a convogliare la luce verso il fotocatodo e che è interposta tra lo
scintillatore ed il fotocatodo stesso. La luce, concentrata sulla finestra di uscita dello scintillatore, entra così
nella guida e viene avviata al fotocatodo. Le due coppie di finestre contrapposte (scintillatore - guida di luce
79
e guida di luce - fotocatodo) sono congiunte mediante un accoppiamento ottico, cioè mediante sostanze (ad
esempio siliconi) che consentono di ridurre al minimo la perdita di energia luminosa, minimizzando l'effetto
riflettente dell'interfaccia che separa i due componenti.
Il fotocatodo raccoglie i fotoni luminosi emessi dallo scintillatore e, fungendo da cellula fotoelettrica, li
trasforma in fotoelettroni mediante un processo di fotoemissione. Consiste di un sottile strato
semitrasparente di materiale fotosensibile, generalmente realizzato con composti di antimonio e cesio,
depositato sulla superficie interna della finestra del fotomoltiplicatore, al quale viene richiesta una elevata
probabilità di estrazione elettronica (fino al 15%) e una bassa emissione di fondo.
Il tubo fotomoltiplicatore è costituito, oltre che dal fotocatodo, da una serie di elettrodi in successione
(dinodi), posti a potenziale positivo crescente. Tali dinodi, generalmente in numero compreso tra 10 e 15,
sono inseriti in un tubo sottovuoto, secondo una particolare geometria che li affaccia in progressione
sequenziale.
I fotoelettroni catodici, che sono
attratti ed accelerati dal campo
elettrico, vengono moltiplicati ad
ogni urto contro i successivi
dinodi, attraverso un processo di
emissione
secondaria
che
consente di raggiungere un
elevato fattore di moltiplicazione
(sino ad un ordine di grandezza
10
di 10 ). Ciò è dovuto al fatto che
la superficie di un dinodo è
ricoperta con particolari sostanze
(quali cesio ed argento) che,
colpite da un elettrone di energia
superiore ad un centinaio di eV,
emettono 2 o più elettroni
secondari.
La figura 6.7 mostra lo schema
di tubo fotomoltiplicatore.
Fig. 6.7 – Schema di tubo fotomoltiplicatore
Si ottiene così un guadagno elettrico costante per ogni dinodo, mentre il guadagno totale del
fotomoltiplicatore corrisponde al guadagno ottenuto ad ogni singolo dinodo elevato per il numero totale di
dinodi. Sul collettore anodico vengono raccolti i fotoelettroni emessi dall'ultimo dinodo della serie,
determinando un impulso elettrico che successivamente viene inviato alla catena elettronica di conteggio. Di
quest'ultima si tratterà più diffusamente nel capitolo successivo.
6.4 - Rivelatori a semiconduttore
I rivelatori a semiconduttore possono essenzialmente essere considerati come una versione allo stato solido
delle camere a ionizzazione convenzionali: infatti una particella ionizzante, che interagisce con il volume
sensibile di un rivelatore di questa tipologia, produce coppie elettroni-lacune (atomi privi di un elettrone) la
cui raccolta dà luogo ad un impulso di corrente di ampiezza proporzionale all'energia che viene depositata
nel rivelatore dall'evento ionizzante.
La principale caratteristica dei rivelatori a semiconduttore consiste nella bassa energia necessaria per la
produzione di una coppia elettrone-lacuna (3,6 eV nel silicio e 2,9 eV nel germanio).
6.4.1 − Principio di funzionamento
Come si è già ricordato nel precedente paragrafo riguardo ai solidi a struttura cristallina, i livelli energetici
degli elettroni più esterni sono raggruppati in due bande:
la banda di valenza, nella quale gli elettroni maggiormente legati contribuiscono al mantenimento
della struttura molecolare del cristallo,
la banda di conduzione, all’interno della quale gli elettroni (di conduzione) sono liberi di migrare
attraverso il cristallo.
80
mentre la banda proibita, o gap, che rappresenta un intervallo di energia privo di livelli energetici consentiti,
separa le due bande precedenti.
Se la banda proibita è larga (> 3 eV), come nel caso degli isolanti, l'agitazione termica non è in grado di
trasferire gli elettroni dalla banda di valenza a quella di conduzione e quindi il cristallo si comporta da
isolante: la banda di valenza è completamente piena e quella di conduzione è completamente vuota.
Se, viceversa, la banda proibita è praticamente inesistente, come per i conduttori, la banda di conduzione è
parzialmente riempita di elettroni ed il cristallo si comporta da conduttore elettrico a seguito della parziale
sovrapposizione delle due bande. In questo caso risultano infatti energeticamente favoriti i livelli inferiori
della banda di conduzione rispetto a quelli superiori della banda di valenza.
Fig. 6.8 - Bande di conduzione
e di valenza
I semiconduttori, la cui banda
proibita ha una larghezza
intermedia rispetto alle due
situazioni
precedenti,
presentano un certo grado di
conducibilità poichè il moto di
agitazione
termica
può
trasferire elettroni dalla banda
di valenza a quella di
conduzione (la conducibilità
elettrica
aumenta
all'aumentare
della
temperatura).
Quando un elettrone, per
agitazione termica o per
interazione con una particella carica, viene trasportato nella banda di conduzione, resta vacante un livello
energetico corrispondente nella banda di valenza (detto lacuna).
Applicando un campo elettrico al cristallo, l'elettrone si muove all'interno della banda di conduzione e la
lacuna in quella di valenza, in senso opposto (moto apparente della lacuna) e con una velocità di migrazione
che è più elevata a bassa temperatura. L'aggiunta di piccole quantità di impurità nel reticolo cristallino (o
drogaggio) può influenzare fortemente la conducibilità del cristallo.
Sostituendo in un cristallo di germanio o di silicio alcuni atomi del reticolo con elementi del V gruppo
(caratterizzato da 5 elettroni di valenza, ossia uno in più di quelli richiesti dai legami interatomici), si hanno
atomi con un elettrone debolmente legato, in grado di passare facilmente nella banda di conduzione.
In tal caso, la larghezza della banda proibita si riduce a 0,04 eV per il silicio e 0,01 eV per il germanio: questi
atomi di impurità si dicono donatori.
Se il drogaggio si effettua invece mediante elementi del III gruppo (con 3 elettroni di valenza), si avranno
atomi con un elettrone in meno rispetto a quelli necessari per saturare i legami di valenza, che quindi
accettano facilmente un elettrone da un atomo circostante, con la conseguente produzione di una lacuna
nelle banda di valenza (accettori).
Se un semiconduttore ha più donatori che accettori si dice di tipo n (la conduzione è dovuta agli elettroni), se
invece ha un maggior numero di accettori è detto di tipo p (la conduzione è dovuta alle lacune).
Ponendo a contatto due materiali semiconduttori di tipo diverso, la zona di transizione dal materiale di tipo p
a quello di tipo n si dice giunzione p-n.
Esempio
Il transistore è costituito da una giunzione del tipo p-n o n-p-n.
In questa regione si avrà una diffusione di elettroni dalle zone di tipo n a quelle di tipo p e di lacune in
senso opposto, in modo da produrre ai lati della stessa una distribuzione di cariche che impedisce un
ulteriore passaggio di elettroni e di lacune. Si avrà quindi nella zona p un eccesso di accettori (carichi
negativamente) e, nel contempo, un eccesso di donatori (carichi positivamente) nella contrapposta zona n.
Applicando una tensione esterna tale da polarizzare la giunzione in senso inverso (ossia una tensione
orientata in direzione opposta a quella generata dalla distribuzione di cariche), i portatori di entrambi i segni
sono allontanati dalla giunzione stessa, producendo così una zona praticamente priva di portatori di cariche
(zona impoverita o depleted region) dalle caratteristiche di un perfetto isolante, la cui larghezza dipende
dalla tensione applicata. Tale zona rappresenta il volume sensibile del rivelatore poichè, se una particella
ionizzante penetra al suo interno, gli elettroni e le lacune prodotte migreranno verso gli elettrodi di raccolta,
per effetto del campo elettrico applicato.
81
Ogni particella ionizzante darà quindi origine ad un impulso la cui ampiezza dipende dal numero di coppie
elettrone-lacuna generate nel corso del suo attraversamento della zona impoverita, ossia dall’energia ceduta
al rivelatore.
6.4.2 − Rivelatori a giunzione
Un rivelatore a giunzione si può ottenere montando su di un anello ceramico un disco di silicio o di germanio
(tipo n altamente puro) che, esposto all'aria per parecchi giorni, acquista uno strato di ossido sulla superficie
libera. Sopra di questo viene evaporato un sottile strato d'oro, che forma il contatto p, mentre sull'altra faccia
viene evaporato dell'alluminio, realizzando così
un rivelatore a giunzione superficiale.
Mentre i rivelatori al silicio possono funzionare a
temperatura ambiente, quelli al germanio
possono invece essere impiegati solo a
temperature
molto
basse,
raggiungibili
utilizzando idonei sistemi di raffreddamento,
come quelli basati sull'azoto liquido.
In quelle applicazioni in cui è necessario avere
un volume sensibile maggiore (radiazioni
penetranti) si fa diffondere un materiale di tipo n
in uno di tipo p (come ad esempio il litio ed il
germanio) fino alle profondità volute. Un esempio
di rivelatore a giunzione superficiale viene
presentato nella figura 6.9.
Fig. 6.9 - Schema di rivelatore a giunzione n-p
La principale caratteristica dei rivelatori a
semiconduttore è quella di richiedere una
quantità di energia estremamente ridotta per
produrre una coppia elettrone-lacuna (3,6 eV per il silicio e 2,9 eV per il germanio contro, ad esempio, i circa
28 eV necessari per produrre una coppia di ioni in argon).
Per questo motivo, a parità di energia depositata dalla particella ionizzante nel volume sensibile, l’ampiezza
dell'impulso elettrico prodotto dal semiconduttore è circa 10 volte maggiore rispetto a quello prodotto da una
camera a ionizzazione. Ciò determina una drastica riduzione della deviazione standard della distribuzione
delle ampiezze dei segnali prodotti (che dipende dal numero di cariche raccolte), con il conseguente
miglioramento della risoluzione energetica del sistema di rivelazione.
Il tempo di raccolta dei portatori di carica, a causa della loro elevata mobilità, è molto breve (nell'ordine del
nanosecondo), ciò che consente di ridurre l'effetto pile up (sovrapposizione di segnali singoli) quando si
opera con frequenze di impulsi elevate.
Esso dipende, oltre che dal rateo di conteggio, dalla durata della raccolta di carica: riducendo il rateo di
conteggio e la durata temporale dei
segnali, diminuisce la possibilità che
essi si sovrappongano.
Si sottolinea inoltre come l'elevata
densità e l'alto numero atomico di
Banda di conduzione
questi materiali conferiscano ai
rivelatori a semiconduttore un'ottima
Riscaldamento
efficienza intrinseca di rivelazione.
∆E
Trappole per elettroni
Banda proibita
6.5 - Rivelatori a
termoluminescenza
Fig. 6.10 - Principio di funzionamento
di un rivelatore a termoluminescenza
(TLD)
Elettrone
Buca
Esponendo
un
fosforo
termoluminescente alle radiazioni
ionizzanti, vengono creati elettroni
liberi e lacune, che sono facilmente intrappolati dalle imperfezioni reticolari del solido cristallino essendo
Banda di valenza
82
liberi di viaggiare nel solido (nella banda energetica di conduzione) finchè non cadono nuovamente nella
banda di valenza, previa emissione di luce, o vengono catturati nei livelli energetici prodotti dalle
imperfezioni e presenti all'interno delle bande proibite.
Poichè questi elettroni (o lacune) non possono compiere una transizione diretta dal centro di
intrappolamento alla banda di valenza (in quanto proibita), è necessario che essi acquistino una energia
sufficiente a migrare nella banda di conduzione, dalla quale potranno successivamente tornare nella banda
di valenza. Ciò si ottiene semplicemente aumentando la temperatura del solido cristallino, onde aumentare
anche la probabilità di sfuggire dalle trappole e ritornare ad uno stato stabile, con emissione di luce.
La quantità totale di luce emessa durante il riscaldamento del materiale termoluminescente è proporzionale
al numero di elettroni rilasciati dalle trappole, quando viene raggiunta la temperatura opportuna.
In tal caso, essa risulterà perciò proporzionale all'energia (e quindi alla dose) ceduta dalle radiazioni
ionizzanti al cristallo. Una rappresentazione di questo fenomeno viene riportata nella figura 6.10.
Benché esistano differenti tipi di materiali termoluminescenti, quelli utilizzati in campo dosimetrico devono
possedere una emissione luminosa elevata e devono essere in grado di trattenere gli elettroni intrappolati
per periodi di tempo ragionevolmente lunghi, ossia il rilascio termico (dovuto agli effetti del moto di
agitazione termica) degli elettroni intrappolati deve risultare trascurabile alla temperatura ambiente.
I principali materiali utilizzati per realizzare rivelatori termoluminescenti (TLD) che meglio soddisfano a questi
requisiti sono:
Solfato di Calcio attivato con manganese CaSO4( Mn),
Fluoruro di Calcio CaF2,
Fluoruro di Litio LiF.
Il ciclo di riscaldamento cui viene sottoposto un
TLD dopo l'esposizione alle radiazioni (con
particolare riferimento al fluoruro di litio)
comprende le seguenti fasi:
il preriscaldamento (55°C),
la lettura (190°C),
la cancellazione (300°C).
rappresentate graficamente dalla cosiddetta glow
curve di figura 6.11.
Fig. 6.11 – Glow curve
Dopo aver subito questo trattamento completo,
nel corso del quale viene ricavato il dato
quantitativo relativo alla esposizione, il rivelatore
può essere riutilizzato per una nuova misura dosimetrica.
I dosimetri a radiofotoluminescenza si basano su di un funzionamento analogo a quello dei TLD, con la
differenza che l'eccitazione degli elettroni si ottiene mediante l'impiego di radiazioni ultraviolette (UV).
Come già ricordato in precedenza, l'emissione di luce da parte di un elettrone (o lacuna) intrappolato in un
centro dal quale è possibile una transizione allo stato fondamentale, prende il nome di luminescenza, come
è descritto dalla figura 6.11.
fluorescenza (t < 1 µsec) : transizione permessa
luminescenza
fosforescenza (t > 1 µsec) : transizione proibita
Fig. 6.12 - Fluorescenza e fosforescenza
83
6.6 - Rivelatori calorimetrici e chimici
I rivelatori calorimetrici si basano sulla rilevazione del calore prodotto dalla trasformazione dell'energia
trasportata dalle radiazioni ionizzanti in energia termica, a seguito della interazione con la materia
attraversata. Ciò è reso possibile dalla registrazione delle variazioni di temperatura, dell'ordine di 10-6 °C,
che avvengono all'interno del calorimetro (per una descrizione più approfondita di questo strumento si
rimanda a testi ove viene trattata la calorimetria).
Benchè di limitato utilizzo, sono anche disponibili calorimetri detti termistori, che sfruttano il variare della
resistenza elettrica in funzione della temperatura di particolari componenti di cui sono provvisti, come
risposta alla irradiazione. Calorimetri di maggiori dimensioni, che consentono una elevata precisione di
misurazione, sono inoltre impiegati per il controllo di altri sistemi dosimetrici o per la taratura di generatori di
radiazioni e di sorgenti radioattive.
I rivelatori chimici sfruttano invece alcune reazioni radiochimiche, tra le quali la più importante, e quella più
++
+++
frequentemente utilizzata, è la trasformazione dello ione ferroso Fe in ione ferrico Fe (come nel caso del
dosimetro di Fricke). Con metodi spettrometrici viene valutata la quantità del prodotto formatosi, dalla quale
si deduce la dose di radiazioni assorbita.
Anche questo tipo di rivelatori presenta, di solito, scarso interesse nella pratica dosimetrica in ambito
sanitario, dove vengono preferiti sistemi di misura in grado di fornire risposte più immediate e dirette.
6.7 - Rivelatori a film
Le emulsioni fotografiche permettono la dosimetria delle radiazioni ionizzanti su intervalli di dose compresi
dal µGy al Gy e sono applicabili a periodi di tempo che vanno dai microsecondi ai mesi e a superfici di
misura comprese tra il µm2 ed il m2. Tuttavia la loro risposta dipende dal tipo e dall'energia della radiazione,
dalle condizioni ambientali e dalle modalità di sviluppo della pellicola (caratteristiche dei bagni, temperatura
e durata). Il materiale sensibile utilizzato per i rivelatori a film utilizza una emulsione consistente di
microscopici cristalli di bromuro d'argento (o grassi) dalle dimensioni di 1 - 2 µm, dispersi in una gelatina
distribuita su di uno o su entrambi i lati di un film di acetato di cellulosa. Le emulsioni generalmente usate in
questo particolare settore si dividono in due categorie: emulsioni nucleari ed emulsioni ordinarie.
Le prime consentono di osservare al microscopio le tracce di singole particelle cariche (come avviene per
alcune metodiche di dosimetria ambientale del radon e dei suoi prodotti), mentre le seconde, dove gli spazi
tra i grassi sono maggiori, permettono unicamente di valutare un effetto collettivo.
Riassumendo, in base al tipo di emulsione fotografica, si può valutare o la densità di annerimento
(fotodensitometria, densitometria) oppure la traccia lasciata su di essa da singole particelle ionizzanti (film a
traccia, emulsioni nucleari), sfruttando la proprietà delle radiazioni ionizzanti di impressionarla.
Considerate le finalità specifiche di questa trattazione, nel prosieguo si esamineranno le emulsioni ordinarie
e la loro risposta all'esposizione alle radiazioni ionizzanti (fotodensitometria).
6.7.1 − Fotodensitometria
L'annerimento delle emulsioni sensibili è prodotto dall'interazione delle radiazioni ionizzanti con i cristalli di
bromuro d'argento (AgBr), che rappresentano la componente sensibile dell'emulsione.
Avviene così la formazione di atomi neutri di Ag, che, successivamente, fungono da catalizzatori nella
+
+
trasformazione degli ioni Ag in argento metallico (Ag + e → Ag) nel corso del trattamento della pellicola,
mentre quelli non esposti vengono rimossi durante lo sviluppo.
Di conseguenza, la risposta del film dipende da svariati fattori, tra i quali:
le caratteristiche della pellicola,
la quantità, il tipo e l'energia delle radiazioni incidenti
le condizioni sperimentali di sviluppo (composizione dei bagni, temperatura, durata).
Limitando il discorso al caso concreto della radiazione fotonica (X e γ), l'entità dell'annerimento può essere
assunta come indicazione dell'energia trasferita al film, benchè essa dipenda dal tipo e dall'energia delle
radiazioni incidenti.
Tuttavia, utilizzando differenti filtrazioni, è possibile separare le diverse bande di energia costituenti il fascio
analizzato e, quindi, valutare sommariamente l'intensità e la composizione spettrale delle radiazioni che
hanno determinato l'annerimento. La misura dell'annerimento, a sua volta, è ricavata dalla valutazione
dell'assorbimento che subisce un fascio luminoso attraversando la pellicola precedentemente esposta. Viene
detta opacità O il rapporto tra l'intensità luminosa incidente (Io) e quella trasmessa (I) dopo l'attraversamento
della pellicola, cioè:
84
O = Io / I
Si definisce densità ottica (o densità di annerimento D) il logaritmo dell'opacità, che si ricava dalla relazione:
D = log O = log Io / I
La densità ottica è misurabile mediante fotodensitometri, termine che individua strumenti dotati di cellule
fotoelettriche che raccolgono la luce emergente dalla porzione della pellicola esplorata.
La corrente così prodotta, che è direttamente proporzionale alla luce raccolta (e quindi inversamente
proporzionale all'annerimento della pellicola), viene letta su una scala tarata in valori di densità ottica.
In pratica, D può variare da 0 a 4, valori corrispondenti rispettivamente ad una trasmissione di 1e di 1/10.000
dell'intensità iniziale del fascio. Per D > 4 la densità ottica corrisponde ad una completa opacità.
In queste misure bisogna comunque sempre sottrarre ad ogni lettura il valore del velo di fondo, che
corrisponde alla densità di una pellicola non esposta, dopo lo sviluppo: esso non supera di solito il valore
D = 0,2. La variazione di D in rapporto alla dose (grandezza alla determinazione della quale è solitamente
destinato l'impiego dei rivelatori fotografici) è rappresentata graficamente dalla curva sensitometrica.
6.7.2 − La curva sensitometrica
La
curva
sensitometrica
esprime
graficamente la relazione che intercorre fra
i valori delle dosi e le corrispondenti
densità ottiche registrate dal prodotto
sensibile: da ciò è possibile ricavare,
mediante operazioni standard, le proprietà
fotografiche di quella data pellicola.
Tale curva si costruisce esponendo una o
più strisce di un dato film a dosi note e
crescenti di radiazioni e successivamente
leggendo le densità registrate sul
campione mediante un densitometro. Dopo
aver riportato su di un sistema di assi
cartesiani il logaritmo dei valori delle dosi
relative (sull'asse delle ascisse) e quelli
delle densità corrispondenti (sull'asse delle
ordinate), interpolando tali punti si ottiene
la curva caratteristica o sensitometrica.
Fig. 6.13 - Curve sensitometriche ottenute
con pellicole differenti.
Questa curva presenta un andamento
tipico, contraddistinto da quattro regioni
fondamentali:
la zona del velo;
il piede (o zona di sottoesposizione);
il tratto rettilineo (o zona delle esposizioni corrette);
la spalla (o zona di sovraesposizione);
che al seguito sono trattate in maggior dettaglio.
La zona del velo - Rappresenta il valore minimo della densità ottica riproducibile da una data pellicola
radiografica. Il velo chimico, che compare sulle parti non esposte della pellicola, è dovuto allo sviluppo dei
cristalli di alogenuro d'argento non impressionati. La somma delle densità del velo chimico più quella
intrinseca del supporto fisico fornisce il valore del velo totale (detto anche base più velo), che può quindi
essere determinato mediante una lettura densitometrica diretta.
Il piede - E' la regione in cui non esiste una relazione lineare tra le dosi e le densità, che inizia dal punto
corrispondente all'esposizione minima registrata.
85
Il tratto rettilineo - E' la zona delle corrette esposizioni, cosiddetta in quanto vi è una relazione lineare tra la
densità ottica e la dose: dalle sue dimensioni si ricavano le informazioni fondamentali sulle proprietà
sensitometriche del prodotto.
La spalla - Rappresenta l'apice della curva, ossia la zona dove un aumento, anche sostanziale, della dose
porta solo ad un modesto incremento della densità ottica (saturazione).
La curva caratteristica costituisce sicuramente il metodo più corretto per descrivere la risposta di un sistema
di rivelazione basato su di una pellicola radiografica all'esposizione alle radiazioni.
Tuttavia, risulta spesso più conveniente fare ricorso ad alcuni parametri che consentono di caratterizzare in
termini numerici (e quindi secondo criteri e modalità non ambigue) il comportamento delle pellicole, e che
possono così essere riassunti:
Il contrasto - Si definisce come contrasto la maggiore o minore idoneità di una pellicola a far risaltare,
attraverso le differenze di densità registrate, le diverse dosi assorbite. Il contrasto può essere valutato
dall'andamento della lunghezza e della pendenza del tratto rettilineo della curva. Il suo valore numerico è
misurato dalla tangente dell'angolo formato dal prolungamento della curva, in un punto prefissato di essa,
con l'asse delle dosi (asse orizzontale).
La latitudine - La proiezione sull'asse delle ascisse del tratto rettilineo della curva rappresenta la misura del
valore della latitudine di esposizione. Ricordiamo che per latitudine si intende la possibilità, per un prodotto
fotografico, di registrare con un intervallo più ampio le dosi assorbite, ossia la capacità di proporre maggiori
differenze dei toni di grigio (e di dose). La latitudine è legata al contrasto: più alto è quest'ultimo, minore sarà
la latitudine.
La sensibilità - La sensibilità (o rapidità) è evidenziata dalla posizione della curva rispetto all'asse delle dosi.
Pertanto, quanto più la curva sarà posizionata verso le basse dosi, tanto più sensibile (o rapida) sarà la
pellicola da essa rappresentata. Nei film-dosimetri vengono utilizzate due pellicole (una più rapida ed una più
lenta), con un buon campo di sovrapposizione, per garantire una corretta registrazione delle dosi sia minime
sia elevate.
6.7.3 − Dipendenza della sensibilità dalla energia
Riportando la sensibilità, ossia l'inverso della dose necessaria per produrre una densità ottica netta di D =
0,3 (densità misurata meno densità della base + velo) in funzione dell'energia della radiazione X e γ, si
ottiene una curva che presenta il proprio massimo in corrispondenza di un'energia di circa 40 keV (che
rappresenta efficacemente il caso di raggi X generati con tensioni di 100 − 130 kV). A partire da circa 200
keV fino ad oltre 1 MeV la risposta della pellicola si mantiene invece pressoché costante.
Da questa marcata dipendenza della sensibilità dall'energia, nell'intervallo di valori di maggiore interesse
radioprotezionistico, si deduce l'impossibilità pratica di utilizzare le emulsioni fotografiche come strumento
dosimetrico, a meno di adottare alcuni particolari accorgimenti, quali:
1) impiego di uno scintillatore ausiliario,
2) uso di filtri metallici per produrre una risposta più uniforme,
3) uso di filtri metallici per determinare l'energia dello spettro fotonico e quindi l'appropriato fattore di
sensibilità, che certamente costituisce il metodo più usato.
La dosimetria con emulsione fotografiche costituisce attualmente il metodo di dosimetria personale più in
auge, anche se in parte è stato soppiantato dall'impiego dei TLD.
I dosimetri a film costituiscono infatti una fonte più dettagliata e sicura di informazioni rispetto agli altri
metodi, grazie soprattutto ai seguenti vantaggi:
lettura non distruttiva,
identificazione univoca sia del rivelatore che del lavoratore cui è stato assegnato,
testimonianza dell'energia, dell'angolo di incidenza e di eventuali anomalie di irraggiamento.
Viceversa, i TLD si prestano particolarmente all'automazione del servizio di dosimetria, specie per quanto
concerne:
lettura dosimetro,
ricerca del codice di identificazione,
abbinamento all'utente,
con una conseguente riduzione globale dei costi di gestione.
86
Occorre infine sottolineare il problema del "fading" (perdita di informazione dovute al tempo trascorso tra la
formazione dell'immagine latente e lo sviluppo) e l'estrema cura che deve essere dedicata alle operazioni di
sviluppo delle pellicole dosimetriche (temperatura ed invecchiamento dei bagni, gradienti di temperatura che
si creano quando i bagni non sono adeguatamente mescolati, durata del processo, ...).
6.8 - L'efficienza di conteggio
Le seguenti considerazioni relative all'efficienza di conteggio sono generalmente applicabili, pur con le
necessarie proporzioni e con i dovuti aggiustamenti, alla maggior parte dei rivelatori precedentemente
trattati, supponendo di avere un dispositivo sperimentale per la misura dell'intensità della sorgente S come
quello mostrato nella figura successiva. Si definisce efficienza di conteggio, ε, il rapporto
ε = m/n
tra il numero degli impulsi m misurato in un dato tempo ed il numero dei segnali n prodotti dalla sorgente,
nello stesso intervallo. Esso consiste in una grandezza adimensionale ≤ 1.
Questo parametro è il risultato ottenuta dalla combinazione di diverse variabili, ciascuna dipendente da un
diverso aspetto sperimentale della misura, dato da:
ε = εi · G · fm · fτ · fw · fb · fs
dove i diversi simboli si riferiscono ad un differente e specifico contributo all'efficienza globale.
Tale relazione, pur essendo espressamente riferita al caso del contatore Geiger, può tuttavia essere
facilmente adattata ad altri tipi di rivelatore, a patto di introdurre i necessari aggiustamenti.
Esempio
Nel caso di una camera a ionizzazione o di uno scintillatore fm = 1.
I simboli che compaiono nella relazione precedente rappresentano i parametri al seguito specificati.
G = efficienza geometrica. Riproduce la frazione dΩ (φ)/4π di particelle emesse in corrispondenza
dell'angolo solido del contatore, dΩ (φ). In generale,
è però conveniente definire con certezza tale
angolo solido introducendo un diaframma. Nel caso
Supporto
in cui la disposizione geometrica sia come quella in
Sorgente
figura, si può porre:
dΩ
Ω = (πφ
πφ2/4) / D2 = S / D2
2ϕ
D
se la sorgente può considerarsi puntiforme e se φ
<< D.
Fig. 6.14 - Schema di un dispositivo sperimentale
per la determinazione dell'efficienza di conteggio di
un rivelatore
φ
fm = fattore di correzione per conteggi multipli.
Rappresenta la probabilità che il meccanismo di
spegnimento fallisca, e cioè si che abbiano dei
conteggi multipli per un singolo evento.
Finestra
fτ = fattore di correzione per il tempo morto.
Tiene conto della frazione di eventi che non sono
rivelati, in quanto raggiungono il contatore durante
la fase di tempo morto (τ) che segue la rilevazione
di un impulso. Il fattore fτ può essere determinato
sperimentalmente, noto il valore del tempo morto (rigorosamente quello “non estensibile”, ossia collegato
agli eventi effettivamente registrati dal sistema e non da quelli avvenuti ma non registrati), utilizzando la
formula:
Rivelatore
87
fτ = 1 − Rττ
dove R rappresenta il rateo di conteggio. E' importante sottolineare che, all'aumentare di R (ossia per R →
∞), il fattore di correzione per il tempo morto diviene sempre più rilevante, fino a determinare la saturazione
del rateo di conteggio.
fw = fattore di correzione per la finestra. Considera l'effetto di assorbimento della finestra di mylar o
dell'aria, o, eventualmente, di qualsiasi altro mezzo interposto tra sorgente e contatore.
fb = fattore di correzione per il back−
−scattering. Tiene conto dell'effetto di riflessione verso il contatore da
parte delle radiazioni inizialmente emesse in direzione opposta, da parte del supporto della sorgente
(backing), oppure, nel caso di sorgenti in soluzione, da parte del solvente. Questo effetto è importante, come
anche il successivo, solo per le radiazioni β. Se la sorgente è appoggiata su di un supporto esterno, in
funzione dello spessore del supporto si ottiene una curva che mostra come l'effetto della riflessione si saturi
per un valore dell'ordine del 10% del range R degli elettroni nello stesso mezzo di cui è costituito il supporto.
Si noti che questo effetto è in concorrenza con quello di autoassorbimento, nel caso di sorgenti in soluzione.
fs = fattore di autoassorbimento. Riguarda l'assorbimento da parte del materiale che costituisce la
sorgente stessa, unitamente al suo contenitore. Esso è di solito uguale ad 1 per le radiazioni γ ed α (in
questo ultimo caso, l'effetto dell'autoassorbimento provoca una degradazione in energia, ma non in
intensità). Per la radiazione β, fs viene invece calcolato supponendo che la legge di assorbimento sia
esponenziale.
εi = efficienza intrinseca di conteggio. Esprime la probabilità che una radiazione, una volta penetrata nel
volume sensibile del rivelatore, sia effettivamente contata. Essa dipende dal tipo e dalle caratteristiche della
radiazione e del rivelatore impiegato.
6.8.1 − La geometria di misura
La geometria di misura, e le conseguenti caratteristiche costruttive richieste al rivelatore utilizzato, possono
risultare molto diverse, in relazione alla specifica applicazione alla quale la stessa misura è rivolta.
Tralasciando le condizioni più frequenti, dove rivelatori (per lo più cilindrici), sono collocati all'interno di un
campo di irradiazione ambientale prodotto da una o più sorgenti, particolare interesse rivestono le misure di
attività eseguite su campioni, in considerazione della loro diversa matrice e delle loro diverse caratteristiche
fisiche e volumetriche. Senza voler passare in rassegna le svariate tipologie di misura esistenti, si è ritenuto
utile accennare a due particolari geometrie, spesso utilizzate in ambito sanitario (per misure di campioni
organici o di campioni ambientali), che si realizzano quando:
1) il rivelatore circonda il campione,
2) il campione circonda il rivelatore.
In entrambi i casi, l'obiettivo principale consiste nel realizzare condizioni di misura che consentano di
aumentare l'efficienza geometrica.
Caso 1. Il campione da analizzare è posto all'interno del rivelatore, grazie ad una apertura cilindrica praticata
nel volume sensibile del rivelatore stesso (che per questo motivo viene chiamato a pozzetto). Ciò consente
di realizzare una geometria molto prossima all'intero angolo solido
(4π radianti) in quanto il rivelatore circonda quasi completamente il
campione. Le dimensioni necessariamente ridotte del rivelatore (e del
pozzetto) limitano il suo impiego all’analisi di campioni costituiti da
piccoli volumi (tipicamente di qualche millilitro e quindi equivalenti al
contenuto di una comune provetta da laboratorio utilizzata per prelievi
di materiali organici). A causa delle piccole dimensioni di tali
campioni, le loro concentrazioni radioattive devono necessariamente
essere medio-alte.
Tipici rappresentanti di questa particolare conformazione geometrica
sono gli scintillatori a pozzetto (spesso indicati come "gammacounter"), dei quali viene fatto largo uso nei laboratori
radioimmunologici (RIA), come da Fig. 6.14 .
Fig. 6.15 - Schema di un tipico sistema di rivelazione a pozzetto
88
Caso 2. Quando le dimensioni del volume del campione (solitamente tra 0,5 e 2,5 l) non consentono di
realizzare le precedenti condizioni di misura, causa i bassi livelli di radioattività presenti nello stesso, occorre
seguire un differente approccio alla misura. Diviene infatti necessario utilizzare una diversa geometria
(soprattutto quando il campione si presenta in forma liquida od in forma di granuli solidi) che si avvale di un
particolare recipiente, detto "beaker di Marinelli", che consiste in un contenitore cilindrico con una cavità
assiale praticata sul fondo.
Grazie alla particolare forma di questo recipiente, il campione esaminato può essere inserito (o "calzato") su
di un rivelatore di forma cilindrica (che viene ad occupare
l'incavo presente sul fondo del contenitore) in modo da
circondarne completamente il volume. Per evidenti motivi,
questa geometria di misura viene anche indicata come
geometria anulare, come è ben visibile dalla figura 6.15.
Fig. 6.16 - Schema di beaker di Marinelli
E' evidente come, in entrambi questi casi, sia importante
collocare i sistemi di rivelazioni all'interno di un apposito
contenitore schermante (o pozzetto a basso fondo), onde
evitare l'interferenza del fondo di irradiazione ambientale con la misura (soprattutto per campioni
caratterizzati da minimi valori di attività). Quest'ultimo può infatti risultare di una certa rilevanza, soprattutto
quando si opera in un intervallo energie inferiori a 50 keV, mascherando i conteggi prodotti da campioni a
basse attività e riducendo quindi la sensibilità del sistema o MDA (minima attività rivelabile).
6.9 - Confronto tra rivelatori
A conclusione dei capitoli riguardanti i rivelatori, si ritiene utile mettere a confronto le caratteristiche e le
attitudini ai diversi impieghi delle varie tipologie di rivelatore si qui trattate, anche se limitatamente a quelli cui
si ricorre più frequentemente in campo sanitario.
Pur non pretendendo di fornire criteri rigorosi per la connotazione delle diverse soluzioni tecnologiche, le
seguenti tabelle comparative sono in grado di offrire indicazioni, quand'anche generiche, utili per poter
stabilire l’idoneità di ciascuno di loro a svolgere specifici compiti.
Per motivi di semplicità di esposizione si è preferito proporre una presentazione articolata del problema,
esaminando separatamente le caratteristiche tecniche dalle prestazioni e distinguendone le principali
applicazioni operative.
6.9.1 − Caratteristiche tecniche
Nelle successive tabelle sono riassunte le principali caratteristiche dei tipi di rivelatore di più largo impiego.
Tipo di rivelatore
Camere a ionizzazione
Scintillatori
Contatori Geiger
Valori misurabili
(kerma in aria)
µGy/h
µGy
6
0,01− 10
6
0,1− 10
5
1− 10
Intervallo di energia
(keV)
X−γ
β
6
0,01− 10
6
0,01− 10
5
0,1− 10
10 − 1250
20 − 1250
20 − 1250
> 100
> 100
> 200
Tempo di risposta
(s)
Basso rateo
Alto rateo
>4
>1
>2
>2
>1
>2
Tabella 6.3 - Caratteristiche tecniche dei principali tipi di rivelatore utilizzati per misure di irradiazione
ambientale.
Tipo di rivelatore
Rivelatori a gas
Scintillatori
Contatori Geiger
Attività
minima
rivelabile
α
β
γ
0,05
0,05
1
>4
>4
>4
> 0,01
> 0,1
> 0,2
> 0,01
> 0,02
> 0,01
Energie rivelabili
(MeV)
89
Tabella 6.4 - Caratteristiche tecniche dei principali tipi di rivelatore utilizzati per misure di contaminazione
ambientale.
6.9.2 − Caratteristiche operative
Seguono le tabelle riassuntive delle principali caratteristiche operative dei più diffusi sistemi di rivelazione.
Tipo di Rivelatore
Camere a
Ionizzazione
Vantaggi
Svantaggi
Sostanziale linearità di risposta su un
ampio intervallo di energie
Buona risposta angolare
Ampio intervallo di ratei di dose
Elevata sensibilità
Scintillatori
Contatori Geiger
Tempi di risposta relativamente elevati
Bassa sensibilità
Grandi dimensioni geometriche
Limitata linearità di risposta all'energia
Tempi di risposta rapidi
Piccole dimensioni geometriche
Buona sensibilità
Limitata linearità di risposta all'energia
Piccole dimensioni geometriche
Sostanziale linearità di risposta su
un ampio intervallo di energie
Rapido invecchiamento
Buona risposta angolare
Tempi di risposta relativamente elevati
Bassa sensibilità
Tabella 6.5 - Caratteristiche operative dei principali tipi di rivelatore utilizzati per misure di irradiazione
ambientale.
Tipo di Rivelatore
Vantaggi
Svantaggi
Camere a ionizzazione
Ampie superfici di rivelazione
Fragilità intrinseca
Scintillatori
Elevata sensibilità
Elevata sensibilità
Limitate superfici di rivelazione
Contatori Geiger
Robustezza
Limitate superfici di rivelazione
Elevata dipendenza energetica
Tabella 6.6 - Caratteristiche operative dei principali tipi di rivelatore utilizzati per misure di contaminazione
ambientale.
6.10 - Rivelatori di neutroni
Poiché i meccanismi di interazione della radiazione neutronica con la materia sono sostanzialmente
differenti da quelli messi in atto dagli altri tipi di radiazioni, una breve trattazione specifica meritano i rivelatori
di neutroni.
I principali metodi utilizzati per rivelare i neutroni sono:
1) sfruttamento delle reazioni di cattura con materiali che possiedono una elevata sezione d'urto per
questo tipa interazione (nell'intervallo di energia più ampio possibile) e che sono in grado di emettere
radiazioni facilmente rivelabili, all'atto della cattura, quali:
10
7
4
B+n →
Li + He + 2,78 MeV
6
3
4
Li + n →
H + He + 4,7 MeV
2) impiego di contatori proporzionali e camere a ionizzazione contenenti trifluoruro di boro (BF3) o con
pareti interne rivestite da un sottile strato di boro: in entrambi i casi, l'elevata sezione d'urto del boro
determina una buona probabilità di interazione ed una successiva rivelazione attraverso la
radiazione γ prodotta dalle interazioni stesse;
90
3) impiego di scintillatori al boro (solfuro di zinco attivato, mescolato con composti a base di boro), in
modo da sfruttare le scintillazioni prodotte nel solfuro di zinco dalle radiazioni emesse dalla cattura
10
neutronica da parte del B;
4) misura dei flussi neutronici mediante rilevazione della radioattività da essi indotta su materiali inerti
(attivazione);
5) utilizzo di emulsioni fotografiche;
6) impiego di rivelatori a traccia;
7) utilizzo della tecnologia delle gocce sovrariscaldate.
6.10.1 - Rivelatori a scintillazione
6.10.1.1 - Dosimetria di neutroni veloci (interazione con materiali idrogenati)
Gli scintillatori per neutroni veloci devono possedere tre requisiti fondamentali:
1) elevata efficienza neutronica;
2) risposta costante per rateo di kerma in tessuto in funzione di En;
3) possibilità di discriminazione nei confronti delle radiazioni β e γ.
L’ultimo requisito (comune a neutroni e a particelle cariche) è dovuto all’elevata efficacia biologica neutronica
e la ridotta risposta di numerosi scintillatori per i neutroni rispetto ad altre radiazioni (β e γ). Pertanto, le
tecniche di rivelazione più ricorrenti sono riportate al seguito.
1. Scintillatori omogenei (cristalli e liquidi organici in soluzioni plastiche, contenenti elevate quantità di
idrogeno) - Il contributo maggiore deriva dai protoni di rinculo (1H), per cui la risposta dipende dall’efficienza
intrinseca dello scintillatore per i protoni e dal contenuto di idrogeno. Poiché la risposta ai neutroni veloci è
notevolmente minore della risposta ai γ, e inoltre l’RBE dei neutroni è di molto maggiore di quello fotonico,
occorre discriminare gli impulsi prodotti dalle due interazioni, sfruttando principi quali:
le differenze tra gli impulsi prodotti da elettroni e protoni (forma e ampiezza),
la risposta di due rivelatori accoppiati (scintillatori organici in soluzione), nei quali è presente una
diversa percentuale di idrogeno (nel rivelatore con solvente non idrogenato la sensibilità ai neutroni
è molto bassa).
2. Miscela di materiali idrogenati e di scintillatori inorganici - Una più soddisfacente rivelazione di neutroni si
ottiene da scintillatori inorganici ad elevata efficienza intrinseca per protoni di rinculo, mescolati con sostanze
ad elevato contenuto di idrogeno. Ciò è valido particolarmente per energie elevate e quanto la struttura
granulare è fine (alle basse energie aumenta la probabilità che i protoni vengano completamente assorbiti
32
dal materiale idrogenato, senza contribuire al segnale). Nelle miscele contenenti fosfori ZnS la reazione S
32
(n,p) P può contribuire alla rivelazione (soglia energetica di 2 MeV e risposta che dipende marcatamente
da En).
3. Sistemi a due strati (moderatore + ZnS(Ag)) - Un sottile strato di materiale idrogenato viene ricoperto con
un sottile strato di fosfori organici, in modo che gli impulsi prodotti da elettroni secondari siano abbastanza
bassi da poter essere discriminati ed eliminati. Pur presentando una ridotta efficienza neutronica, è possibile
ottenere una buona risposta aumentando la superficie di rivelazione (diverse centinaia di cm2), potendo
eliminare completamente il fondo γ.
6.10.1.2 - Dosimetria di neutroni lenti
Tutte le reazioni nucleari innescate da neutroni lenti (n,γ), (n,p) e (n,α) possono essere utilizzate per la
rivelazione di neutroni. Considerando sia il problema della discriminazione della radiazione γ, sia quello della
dipendenza energetica (che nel tessuto è 1/v), le reazioni nucleari che meglio si prestano allo scopo sono le
(n,α) nel litio e nel boro.
3
1. Composti del litio (ioduro di litio)- L’energia totale delle particelle α e del nucleo H prodotti dalla reazione
Li (n,α) 3H è pari a 4,8 MeV e quindi la discriminazione non presenta alcun problema. Spessori di 1 cm
assorbono più del 50% dei neutroni incidenti.
2. Composti del boro (plastiche borate mescolate con fosfori di ZnS(Ag)) - La sezione d’urto del boro per
neutroni lenti è circa 10 volte quelle del litio, anche se i composti organici del boro in scintillatori liquidi
forniscono 2,78 MeV di energia (α + nucleo di rinculo), con una efficienza intrinseca per particelle pesanti
molto povera (difficoltà di discriminazione nei confronti dei fotoni γ). Risultati migliori si ottengono applicando
sottili spessori di miscele di composti borati e di solfuro di zinco direttamente sulla superficie del
fotomoltiplicatore. Sia il boro che il litio forniscono una risposta proporzionale a 1/v, così come avviene nei
materiali tessuto equivalenti (per En < 100 eV).
6
6.10.2 - Rivelatori a termoluminescenza (TLD)
91
Un particolare metodo di misura di neutroni veloci è rappresentato dal dosimetro ad albedo, che sfrutta il
fenomeno della termalizzazione dei neutroni veloci da parte del corpo umano, in modo che la dose
equivalente dei neutroni veloci è valutata attraverso la fluenza dei neutroni termici riflessi dalla superficie
corporea alla quale poggia il rivelatore. Il rivelatore è costituito da due pasticche di fluoruro di litio, una delle
6
7
quali ( LiF) è sensibile ai neutroni termici ed ai fotoni γ e l’altra ( LiF) ai soli fotoni γ, dei quali misura il
contributo specifico.
Per eliminare possibili neutroni termici, eventualmente incidenti assieme a quelli veloci, i due rivelatori
vengono schermati con un sottile spessore di cadmio (o boro). Ponendo un’altra coppia di questi rivelatori
sul lato esterno del disco di cadmio, è possibile avere una indicazione diretta dei campi di neutroni termici e
di fotoni incidenti. La minima dose efficace misurabile con questo strumento è inferiore al mSv.
6.10.3 - Contatore lungo o
Precision Long Counter (PLC) di
De Pangher, Hanson – Mc Kibben
Contatore proporzionale immerso in
un moderatore cilindrico, la cui
risposta è indipendente dall’energia
nell’intervallo tra i 10 keV e i 3 MeV.
Il fascio di neutroni, essendo diretto
parallelamente
all’asse
del
contatore, risulta termalizzato dal
moderatore a profondità diverse in
funzione dell’energia dei neutroni
stessi, senza che ciò influenzi
sostanzialmente le risposte del
contatore. Il rivelatore è circondato
da uno schermo di cadmio per
assorbire i neutroni con energia <
0,4 eV.
Fig. 6.17 – Schema di un rivelatore
PLC
6.10.4 - Contatori proporzionali a protoni di rinculo
Servono a rivelare neutroni veloci attraverso la diffusione anelastica con i gas di riempimento (riccamente
idrogenati come metano e propano), con conseguente produzione di protoni. Per migliorarne l’efficienza
vengono inseriti sottili strati di polietilene e paraffina. Il range di energia varia tra qualche keV e 3 MeV.
6.10.4.1 - Contatori proporzionali al trifluoruro di boro (BF3) (neutroni lenti)
Alcune particelle α emesse nel corso della reazione 10B(n,α)7Li hanno energia pari a 1,78 MeV, che
corrisponde ad un range < 1 mg cm-2 in materiali leggeri. Affinché la radiazione possa essere rivelata, il boro
deve essere depositato in un sottile strato sulla superficie catodica o introdotto nel gas di riempimento sotto
forma di BF3. Nel secondo caso, l’energia dei prodotti di reazione (α e nuclei di litio), che è di 2,78 MeV (6,4
%), viene totalmente assorbita dal gas, fornendo impulsi di altezza uniforme.
Si possono anche utilizzare spessi strati di boro che, pur arrestando le particelle cariche, consentono la
rivelazione dei γ da 0,477 MeV emessi dal 7Li eccitato, anche se è difficile discriminarli dai fotoni γ del fondo
ambientale. Basandosi su di una reazione di cattura, questo metodo di misura è rivolto principalmente alla
rilevazione di neutroni termici.
Infatti, l’efficienza è dell’ordine del 10% per tali neutroni, mentre per energie superiori varia come 1/v (in
questa regione la risposta del rivelatore non ha alcun significato dosimetrico): tuttavia, l’aggiunta di un
consistente spessore di materiali idrogenati (come 10 cm di paraffina) fa sì che i neutroni di energia più
elevata possano termalizzare e quindi consente una buona efficienza di rivelazione anche in questo range di
energie neutroniche (per le quali risulterebbe altrimenti scarsamente sensibile). L’uso di rivestimenti in boro
consente l’impiego di gas di riempimento più idonei rispetto al BF3.
10
7
Quando la reazione B(n,α) Li è innescata da neutroni termici (En ≅ 0) le energie liberate sono
rispettivamente:
7
2,78 MeV, quando il Li è nel suo stato fondamentale (6,4 %)
2,30 MeV, quando il 7Li è in uno stato eccitato intermedio.
Nel secondo caso, l’emissione α è seguita da un fotone γ da 0,48 MeV e l’energia viene ripartita nel
seguente modo: Eα 1,47 MeV ed ELi = 0,88 MeV. Il range di particelle α da 1,47 MeV impone che lo
92
spessore dello strato di boro eventualmente utilizzato per rivestire un contatore proporzionale debba risultare
2
2
< 0,75 mg/cm (<1 mg/cm per Eα < 1,78 MeV).
6.10.4.2 - Contatori “a rinculo” (neutroni veloci)
I neutroni veloci possono essere rivelati attraverso il rinculo dei nuclei di idrogeno e di elio. L’elio presenta
una sezione d’urto maggiore per En>1 MeV, mentre l’idrogeno ha:
una sezione d’urto maggiore per basse energie,
un’energia trasferita maggiore,
una risposta al rivelatore strettamente correlata alla dose assorbita dai tessuti biologici (dove i
neutroni veloci interagiscono principalmente con l’idrogeno).
I diversi gas di riempimento sono in genere gli idrocarburi (metano). Queste reazioni possono avvenire oltre
che nel gas di riempimento, anche nelle pareti del rivelatore, purché lo spessore si mantenga al disotto del
range massimo delle particelle cariche, quando sono rivestite con materiali idrogenati come il polietilene
(CH2)n. Se il range dei nuclei è molto maggiore delle dimensioni del volume di gas, l’effetto pareti predomina.
-½
Per energie neutroniche maggiori di 1 MeV la sezione d’urto dell’idrogeno varia come En , ossia come 1/v.
La condizione di proporzionalità tra l’ampiezza dell’impulso ed Ep viene vanificata dal fatto che i protoni
prodotti vicino alle pareti vi dissipano una parte della loro energia.
6.10.4.3 - Contatore proporzionale assoluto di Hurst
Consiste in una camicia completamente rivestita di polietilene e riempita mediante etilene (o paraffina e
metano) a pressione atmosferica. A bassa tensione, funziona come camera a cavità omogenea e misura la
dose media assorbita dal gas sia da parte dei neutroni che dei γ, mentre, se utilizzata come contatore
proporzionale, i segnali possono essere discriminati in modo da eliminare gli impulsi prodotti dai fotoni.
Questo strumento fornisce misure assolute, poiché non richiede calibrazione in un campo noto di neutroni, e
fornisce un’accuratezza del 5% nell’intervallo di energie da 0,5 MeV a 14 MeV (il rapporto tra l’energia
depositata per grammo di etilene e quelle depositate per grammo di tessuto è indipendente da En).
Dalla combinazione di differenti radiatori di protoni e gas di riempimento, l’energia dei protoni di rinculo che
penetrano nella cavità a gas del contatore è tale che il count-rate risulta proporzionale alla variazione di dose
nel tessuto (calibrazione in Gy/h) per neutroni veloci.
Nei contatori proporzionali tessuto-equivalenti, sia le pareti (in materiale plastico tipo Shonka), sia il gas di
riempimento (66% di CH4, 3% di N2 e 31% di CO2, alla pressione di 10 torr), hanno caratteristiche tessutoequivalenti.
6.10.4.4 - Rivelatori a 3He (cattura)
La rivelazione di neutroni può avvenire attraverso la reazione 3He(n,p)3H, con Ep = 0,765 MeV.
Questa reazione presenta una sezione d’urto elevata per neutroni termici e varia lentamente (senza
risonanza) in un ampio intervallo energetico. Tuttavia, il principale svantaggio consiste nell’importante
contributo dello scattering elastico dei neutroni con 3He, che ha una sezione d’urto doppia.
6.10.5 - Dosimetri a film
I film dosimetri mostrano taluni inconvenienti, dovuti al fatto che sono sensibili ad abrasioni meccaniche,
reazioni chimiche, temperature elevate e umidità (fading) e necessitano di complesse operazioni di
calibrazione, che prevedono i successivi passaggi:
a) densità ottica (numero tracce)
b) fluenza
c) dose assorbita
fluenza
dose assorbita
dose efficace
→
→
→
Le emulsioni fotografiche nucleari hanno uno spessore maggiore di quelle usate per radiazioni fotoniche e
contengono maggiori quantità di materiale idrogenato per la produzione dei protoni di rinculo. Inoltre, i grani
di bromuro d’argento sono di piccole dimensioni: grazie a questi accorgimenti è possibile rilevare sia
l’energia che la direzione di una particella carica pesante.
Dopo aver determinato la relazione range-energia nell’emulsione, è possibile ricostruire lo spettro delle
energie neutroniche sfruttando i protoni di rinculo, misurandone la lunghezza delle tracce e gli angoli rispetto
alla direzione di incidenza del fascio di neutroni.
6.10.5.1 - Trasferimento di energia all’emulsione da parte di neutroni termici
1) Produzione di particelle cariche pesanti nella emulsione fotografica - La principale sorgente di particelle
cariche pesanti in un’emulsione irraggiata con neutroni termici è la reazione 14N(n,p)14C, che contribuisce
alla dose assorbita dal tessuto. Per aumentare l’energia trasferita è possibile “caricare” l’emulsione con litio e
93
6
3
10
7
boro, in modo da poter sfruttare le reazioni Li(n,α) H e B(n,α) Li, le cui sezioni d’urto variano come 1/v,
mentre la concentrazione delle tracce segue l’andamento della dose.
2) Induzione di radiazioni β nella emulsione fotografica (attivazione) - Gli atomi attivati dai neutroni termici
decadono attraverso emissione di β e γ. La gran parte (30%) della dose ricevuta dall’emulsione dipende dai
108
raggi β emessi da isotopi dell’argento, quali Ag (T1/2 = 24”), cui si aggiunge un piccolo contributo da parte
del bromo.
3) Amplificazione della risposta dell’emulsione - L’intensificatore più comunemente usato nella dosimetria di
neutroni termici consiste in un sottile foglio di cadmio (0,5 ÷ 1 mm) posto su entrambi i lati del film, in modo
da favorire la reazione (n,γ) da parte dei neutroni termici. I γ così prodotti contribuiscono ad aumentare la
113
114
densità ottica della pellicola: la reazione risulta Cd(n,γ) Cd.
6.10.5.2 - Risposta dell’emulsione ai neutroni termici
1) Analisi delle tracce - Per produrre una traccia neutronica visibile occorre che almeno 3 grani di bromuro
14
14
d’argento siano modificati. Il protone da 0,62 MeV prodotto nella reazione N(n,p) C possiede un range
nelle emulsioni per tracce nucleari di circa 6 mm: tracce di tale lunghezza possono essere riconosciute con
un’efficienza di circa il 100%. La dose può quindi essere calcolata con un elevato grado di accuratezza,
soprattutto quando la concentrazione delle tracce ammonta ad alcune centinaia per cm2 (corrispondente a
dosi inferiori ad 1 cGy). Per concentrazioni (e dosi) superiori, è difficile procedere al conteggio delle tracce a
causa dell’elevato fondo γ. L’aggiunta di litio o boro aumenta il numero di tracce e la loro lunghezza.
2) Misure di densità ottica - Benché la dose trasferita all’emulsione da parte dei raggi β emessi dall’argento
sia paragonabile a quella dei protoni della reazione 14N(n,p)14C, la risposta migliore ai β fa sì che questo
processo contribuisca maggiormente alla densità ottica. L’interposizione di fogli di materiali β e γ emittenti
può incrementare la densità ottica per unità di fluenza di neutroni termici di quasi 2 ordini di grandezze. Tipici
materiali utilizzati al riguardo sono iodio, gadolinio e cadmio.
6.10.5.3 - Risposta dell’emulsione ai neutroni veloci (collisioni elastiche con nuclei di idrogeno)
1) Analisi delle tracce - Per protoni di rinculo con E ≤ 0,5 MeV le tracce risultano troppo brevi per un’utile
analisi. Per energie superiori, poiché l’energia trasferita all’emulsione da questi ultimi è proporzionale al
numero di protoni ed alla loro energia media, occorre sia contare il numero di tracce per unità di volume, sia
misurare la loro lunghezza. La soglia di rivelazione è posta ad 1 MeV.
Questa operazione risulta semplificata se sono noti la concentrazione dell’idrogeno nell’emulsione ed il
range energetico dei protoni. La conversione della dose assorbita nell’emulsione nella dose assorbita in
tessuto può avvenire solo dopo aver separato le componenti dello spettro protonico riferibili a neutroni
termici e veloci, che dipendono, oltre che dallo spettro neutronico, dalle concentrazioni di H ed N
nell’emulsione e nei tessuti.
2) Misure di densità ottica - La dose necessaria ai protoni di qualche MeV per produrre un dato annerimento
è, nei normali dosimetri a film, almeno 10 volte maggiore di quanto avviene per la radiazione γ. Questa
differenza dipende dalla bassa efficienza fotografica per la rivelazione di particelle caratterizzate da un alto
LET.
6.10.6 - Rivelatori a tracce
Sulla superficie di particolari materiali, come polimeri organici, irradiati con particelle cariche pesanti, dopo
che è stata sottoposta ad attacco chimico (etching), si formano incisioni e tracce visibili al microscopio.
Il numero delle tracce può essere messo in relazione alle grandezze dosimetriche: nella dosimetria parziale,
una foglia di materiale fissile (radiatore), che produce particelle cariche se bombardato da neutroni, viene
accoppiata ad una pellicola (rivelatore) che ne registra le tracce.
L’operazione di lettura delle tracce può essere automatizzata mediante i cosiddetti “spark-replica counter”,
che si basano sulla produzione di scariche elettriche in corrispondenza delle tracce, quando la pellicola
viene posta tra le armature di un condensatore. La dose risulta così proporzionale al numero di fori per cm2,
ossia alla carica elettrica raccolta.
Vantaggi: - insensibilità ad altri tipi di particelle (anche a dosi molto elevate),
- ampio range di dose misurabile,
- facilità di spegnimento (disaccoppiamento rivelatore – radiatore).
Svantaggi: - necessità di grande accuratezza per sviluppo chimico e conteggio,
- elevata radiotossicità di alcuni materiali utilizzati,
- processi spontanei di fissione.
Una variante di questo metodo è rappresentata dal processo di sviluppo elettrochimico (azione
contemporanea di una soluzione di NaOH e di un campo elettrico pulsato), che sfrutta l’azione del campo
elettrico per favorire la penetrazione dell’elettrolita e l’allargamento e la ramificazione delle tracce.
94
La minima dose misurabile è dell’ordine del decimo di mSv e la risposta in funzione della energia è
soddisfacente solo per En > 1,5 MeV.
Questi limiti possono essere superati utilizzando il polimero CR-39, con il quale possono essere rivelate le
tracce lasciate dai protoni di rinculo prodotti da neutroni di poche decine di KeV.
Fig. 6.18 – Tracce prodotte in
un rivelatore CR-39
Il CR-39 è trasparente alla
spettro
visibile
e
quasi
completamente
opaco
nell’intervallo degli ultravioletti,
ha una elevata resistenza
all’abrasione, con un peso
specifico pari a circa la metà di
quello del vetro. Nel campo di
applicazione della rivelazione
di radiazioni ionizzanti, il CR-39 viene esposto ai protoni di rinculo generati dai neutroni incidenti, che
producono tracce successivamente ingrandite con processi basati sull’impiego di soluzioni caustiche di
idrossido di sodio. Queste tracce possono quindi essere lette con un comune microscopio da 200 x.
6.10.7 - Tecnologia delle gocce sovrariscaldate
Particolari composti sotto forma di gel, quando vengono sovrariscaldati oltre le temperature operative,
generano micro gocce che permangono anche dopo che la temperatura scende al disotto di quelle di
ebollizione (sospensione liquida nel gel). Queste gocce liquide, colpite da un neutrone, entrano in ebollizione
e si trasformano in bolle di gas, che si spostano verso l’alto, costituendo un’unica grossa bolla (il volume di
tali bolle è sino a 250 volte quello delle gocce roimitive).
Fig. 6.19 – Rivelatori a bolle
Il conseguente aumento di volume
determina lo spostamento di un
pistone collegato ad un indice
mobile, che consente la lettura della
dose su di un’apposita scala, ma che
può essere desunta dal numero di
bolle formatisi quando lo strumento
è mantenuto orizzontale.
Lo stesso strumento può essere
utilizzato per più misure successive,
sia per dosimetria personale che per
quella ambientale.
6.10.8 - Rivelatori ad attivazione
- scelta del livello di sensibilità desiderato e della risposta energetica
Vantaggi offerti:
- piccole dimensioni
- misura dell’attività separata dall’irradiazione del dosimetro
Si basano sul seguente principio:
∞
AS (attività a saturazione) = λNT
∫o σa(E) φ(E) dE,
dove
NT = d S No è il numero di nuclei stabili presenti nel rivelatore, d lo spessore massimo della foglia, S la sua
area, A il peso atomico, N0 il numero di Avogadro, σa la sezione d’urto di attivazione e φ(E) il flusso di
neutroni incidenti. Essi si distinguono in:
prima categoria (cattura): σa ∝ 1/vn, questi materiali sono particolarmente indicati per neutroni termici e
quindi, esponendo due foglie, una nuda ed una coperta di cadmio (che assorbe i neutroni da En < 0,4
115
116
eV), si riescono a valutare separatamente neutroni termici ed epitermici (fogli di indio: In + n →
In
116
→ Sn + β, con T½ = 54,1 min);
seconda categoria (cattura): materiali i cui σa presentano risonanze marcate a determinati valori di
energia (tra 0,4 eV ed 1 keV), come, ad esempio lo iodio (127I);
95
terza categoria (scattering non elastico): rivelatori a soglia (la sezione d’urto delle reazioni utilizzate è
significativamente diversa da zero solo oltre una data energia di soglia) che, mediante una opportuna
combinazione di materiali con differenti soglie di attivazione, consentono una valutazione
approssimativa dello spettro neutronico.
Per una modesta densità di flusso è bene usare materiali ad elevata sezione d’urto, elevate densità di flusso
consigliano invece materiali a minore sezione d’urto. Generalmente, questo meccanismo non è influenzato
dalle radiazioni γ, tranne poche eccezioni come, ad esempio, le interazioni 12C(n,2n)10C e 12C(γ,n)11C.
La difficoltà e la imprecisione della dosimetria dei neutroni derivano da:
presenza costante di campi γ (gli stessi neutroni generano radiazioni γ nella materia attraversata),
sezioni d’urto neutroniche complesse e dipendenti da En e da Z del materiale assorbitore,
risposta di un sistema biologico non dipendente direttamente dalla dose (ma la RBE, a sua volta
funzione di En).
E’ quindi di fondamentale importanza definire, oltre alla densità di flusso, lo spettro neutronico (i neutroni
veloci hanno sezione d’urto inferiore rispetto a quelli termici, mentre più complesso è l’andamento della
RBE). I più comuni rivelatori ad attivazione sono:
a) oro, iridio, cromo, ferro, manganese, rame, cobalto,
b) nichel, titanio, rame, ferro,
(per neutroni termici ed intermedi),
(per neutroni veloci).
Sono attualmente allo studio nuovi materiali, quali il disprosio.
In generale, questi rivelatori devono possedere una ben definita sezione d’urto neutronica, con:
T½ preferibilmente di alcune ore,
emissione γ di energie elevate,
semplice schema di decadimento.
Esempio
50
Cr (n,γ) 51Cr,
Fe (n,γ) 59Fe,
58
Ni (nq) 58Co
54
54
Fe (n,q) Mn
Eγ
Eγ
Eγ
Eγ
58
= 0,32
= 1,29
= 0,815
= 0,84
MeV
MeV
MeV
MeV
T½ = 27,8 d
T½ = 45 d
T½ = 71,3 d
T½ = 314 d
Quando la durata del periodo di irradiazione e del ritardo di conteggio è trascurabile rispetto al T½, gli atomi
attivati/grammo risultano da:
∞
N = N ∫o σ (E) φ'(E) dE
∗
2
dove: φ' (E) è la fluenza neutronica differenziale [numero neutroni / (cm eV)]
N∗ = A/λ (A = attività specifica del rivelatore).
96
CAPITOLO 7. COMPONENTI ELETTRONICHE DEI SISTEMI DI
RIVELAZIONE
7.1 - La catena elettronica di conteggio
Gli impulsi prodotti da un rivelatore devono essere innanzitutto convertiti in segnali elettrici, quindi inviati ad
opportuni sistemi di preamplificazione, amplificazione e discriminazione prima di essere trattati dal sistema di
conteggio, trasformati nelle grandezza richiesta e presentati sul display dati (analogico o digitale).
Queste varie componenti vengono genericamente indicate con il nome di catena elettronica di conteggio e,
unitamente all’alimentatore dell’alta tensione, costituiscono parti integranti, essenziali al suo funzionamento,
di un sistema di rivelazione per radiazioni ionizzanti.
Mentre i sistemi di preamplificazione/amplificazione hanno il compito di produrre segnali con un'ampiezza
idonea ad una successiva manipolazione, il discriminatore consente il passaggio solo a quei segnali con
ampiezza superiore ad una soglia predeterminata (discriminatore a soglia) o comprese tra due valori
prestabiliti (discriminatore di ampiezza di impulso od analizzatore monocanale).
L'ultimo stadio della catena elettronica è rappresentato dai sistemi di demoltiplicazione e conteggio,
tradizionalmente realizzati mediante una scala di conteggio (scaler) e/o un misuratore di rateo di conteggio
(rate-meter), che possono essere di tipo sia analogico che digitale.
Il primo dei due dispositivi è rappresentato da un circuito elettronico che conta i singoli impulsi provenienti
dal rivelatore e che può consentire di prefissare l'arresto della misura al raggiungimento sia di un valore di
conteggio preimpostato (soglia di conteggio) sia di un tempo predeterminato (tempo di acquisizione).
Il rate-meter (o integratore di segnali) indica, in termini di conteggi al secondo o al minuto (cps o cpm), la
frequenza degli impulsi che provengono dal rivelatore durante il tempo di integrazione stabilito.
In questo secondo caso può essere prevista la possibilità di azzeramento e ripresa automatica (oltre che
manuale) del conteggio.
Alcune delle caratteristiche di queste componenti elettroniche meritano gli ulteriori chiarimenti ripresi dai
paragrafi successivi.
7.1.1 − Preamplificazione ed amplificazione del segnale
Un transistor montato a breve distanza dal rivelatore, congiuntamente ad alcuni gradini addizionali di
guadagno, formano il sistema di preamplificazione.
Il collegamento tra rivelatore e preamplificatore è, di solito, realizzato mediante un condensatore di
disaccoppiamento per la tensione continua, la cui capacità C consente la trasmissione delle sole variazioni
di tensione, ossia del segnale, con esclusione della tensione di alimentazione del rivelatore.
Un moderno preamplificatore è solitamente del tipo sensibile alla carica, che agisce praticamente come
integratore di corrente e fornisce un voltaggio d'uscita proporzionale alla carica raccolta dal rivelatore.
La sua principale funzione è quella di adattatore di impedenza (esprime la "resistenza" che si oppone al
passaggio di una corrente elettrica alternata e si misura in ohm): grazie ad una impedenza interna molto
elevata, permette di ridurre notevolmente l'attenuazione del segnale lungo il connettore che congiunge il
rivelatore con l'amplificatore, consentendo in tal modo la trasmissione del segnale stesso a notevoli distanze
(decine o centinaia di metri).Poiché l'attenuazione lungo il cavo è data dal rapporto tra le impedenze di
ingresso Zi e di uscita Zi + Zc, ossia da:
Zi / (Zi + Zc)
se l'impedenza di ingresso, dovuta al preamplificatore, è molto maggiore di quella del cavo (Zi » Zc), il
precedente rapporto è pressochè uguale all'unità e quindi l'attenuazione è praticamente nulla.
Infatti, da un punto di vista operativo, le condizioni tipiche di misura prevedono la collocazione del rivelatore
in una posizione tale per cui, per eccesso di radiazioni, mancanza di spazio od altro, non è possibile un suo
collegamento diretto con la catena elettronica.
Tale collegamento deve così essere realizzato mediante un cavo coassiale la cui impedenza caratteristica
(tipicamente di un centinaio di W) potrebbe attenuare il segnale prodotto dal rivelatore di uno o di due ordini
di grandezza, qualora non si facesse ricorso ad un preamplificatore.
Si deve però segnalare che il contributo al rumore da parte del preamplificatore è, comunque, significativo e
costituisce un fattore limitante nella risoluzione della radiazione a bassa energia, in quanto tende a
mascherare e/o a distorcere i segnali originari (che possono essere della stessa ampiezza del rumore).
97
Viceversa, un basso livello di rumore di fondo abbassa il limite energetico di rivelazione.
La funzione dell'amplificatore è invece quella di aumentare l'ampiezza del segnale d'uscita del
preamplificatore, attraverso stadi successivi di amplificazione, e di fornire una banda passante che faccia sì
che il segnale venga estratto, come già anticipato, con il minore rumore possibile.
Fig.
7.1
Schema
generale di amplificatore
basato su transistor
Il
guadagno
di
amplificazione G, dato dal
rapporto tra il segnale di
uscita eu e quello di
ingresso es,
G = eu / es
può risultare dell'ordine di
5
6
10 − 10 .
Un amplificatore può quindi definirsi come un dispositivo che modifica l'ampiezza del segnale che lo
attraversa di un fattore moltiplicativo, detto guadagno, a volte espresso in dB. Più specificamente un
generico amplificatore (lineare) ha un ingresso in cui entra il segnale da amplificare ed una uscita da cui
esce il segnale amplificato, pari a G volte il segnale originale. Se il guadagno dell'amplificatore non è
costante ma varia in base a determinate caratteristiche del segnale si parla di amplificatore non lineare.
Una caratteristica fondamentale degli amplificatori è quella di essere dei componenti attivi, cioè l'energia
utilizzata per fornire il guadagno dell'uscita proviene da una sorgente differente dall'ingresso: in altre parole
viene sfruttata una fonte esterna di energia per conferire al segnale in ingresso la maggiore ampiezza
necessaria.
Gli aspetti tecnici più importanti che caratterizzano il funzionamento di un sistema di amplificazione sono:
1. linearità di amplificazione dei segnali,
2. stabilità del guadagno,
3. basso rumore di fondo.
Le caratteristiche della banda passante dell'amplificatore delimitano una finestra: se questa è della forma e
delle dimensioni più opportune servirà a discriminare tra segnale e rumore.
La linearità di amplificazione e la stabilità del guadagno risultano requisiti indispensabili per assicurare un
fattore di proporzionalità costante tra l'energia trasferita al rivelatore dalle radiazioni ionizzanti e l'ampiezza
del segnale prodotto.
In aggiunta alla suddetta elettronica, viene solitamente associato un pulse shaper o formatore d’impulsi, che
utilizza tecniche per modificare il profilo dell’impulso allo scopo fornire un impulso di ampiezza e durata
standard (tipicamente a onda quadra), per una maggiore ripetibilità e una migliore facilità di trattamento del
segnale o per accorciarne la durata, migliorando il rapporto segnale/rumore.
7.2 - Analizzatori di ampiezza di impulso
Per poter ottenere uno spettro di impulsi è necessario disporre di un dispositivo in grado di selezionare ogni
impulso in base alla propria altezza, ossia di un analizzatore di ampiezza di impulso, che potrà essere di tipo
monocanale o multicanale.
7.2.1 − Analizzatori monocanali
Un analizzatore (o discriminatore) monocanale è composto da due discriminatori di ampiezza collegati ad un
circuito di anticoincidenza.
Quando il segnale analizzato supera la soglia inferiore impostata dal discriminatore, ma non quella
superiore, il circuito di anticoincidenza fornisce un segnale d'uscita A che risulterà compreso tra i due
suddetti valori:
Ti ≤ A ≤ Ts
dove Ti e Ts indicano rispettivamente il valore della soglia inferiore e superiore.
In pratica questo risultato si ottiene impostando i due valori della tensione di:
98
1) soglia S (base), che fornisce il limite inferiore della banda passante,
2) finestra F (window), che consente di definire il limite superiore.
In questo modo si ottiene:
Ti = S
Ts = S + F
Fig.
7.2
Schema
di
funzionamento di un analizzatore
monocanale
S+
F
L'intervallo di ampiezza tra le due
soglie superiore ed inferiore
costituisce il canale di ampiezza
del
discriminatore.
Poichè
S
Discriminatore
posizione ed ampiezza del canale
Rivelatore
Soglia
possono essere variati entro ampi
limiti, è possibile analizzare
sequenzialmente l'intero spettro
della
radiazione
in
esame,
ricavando un istogramma che
Impulsi
rappresenta il numero dei conteggi
in
funzione
dell'intervallo
di
ampiezza
selezionato
(ossia
presentando la distribuzione dei segnali in relazione alla rispettiva ampiezza).
Ciò si ottiene, in pratica, incrementando progressivamente S di un valore ∆S = F (mentre si mantiene
costante F) e registrando i conteggi raccolti, a parità di tempo di acquisizione, in ciascuno dei singoli
intervalli così definiti. E' sempre opportuno tarare in energia l'intero sistema di misura prima del suo impiego
(mediante sorgenti di radiazioni di energia nota, della stessa natura di quelle che si intende misurare), in
modo da poter leggere lo spettro ottenuto in termini non di canali o di intervalli di tensione, bensì di energia
associata a ciascun canale.
Sorgente
Finestra
7.2.1 − Analizzatori multicanali
Se, anziché con un singolo canale, si opera con un sistema dotato di più canali paralleli di acquisizione, si ha
la possibilità di esaminare contemporaneamente l'intero spettro degli impulsi acquisiti nel corso di una
singola misura.
E' questa la funzione principale
N
S+F
svolta
da
un
analizzatore
multicanale (MCA), che può
essere definito come un insieme
N-1
di
analizzatori
monocanali
predisposti in modo tale da
consentire
la
selezione
automatica degli impulsi, affinché
ciascuno di essi sia registrato
S+F
direttamente
nel
canale
corrispondente allo specifico
Sorgente
Finestra
4
intervallo di ampiezza entro cui si
è stabilito di acquisire il segnale
S
stesso.
Rivelatore
3
Soglia
Fig.
7.3
Schema
di
funzionamento di un analizzatore
multicanale
2
Impulsi
Durante la misura, in ciascun
canale viene progressivamente
raccolto un numero di eventi
Discriminatori
(che rappresenta il contenuto di
quel canale) al quale è associato uno specifico intervallo di valori di tensione.
1
99
S
Di conseguenza, i conteggi che vi compaiono rappresentano il numero di eventi ionizzanti che hanno
prodotto segnali con ampiezze comprese entro quei particolari valori.
L'insieme dei conteggi contenuti nei vari canali fornisce una rappresentazione diretta dello spettro energetico
delle radiazioni esaminate, che può essere direttamente visualizzato in termini sia di conteggi/canale, sia di
conteggi/tensione (in quanto a ciascun canale corrisponde un determinato valore di tensione).
Anche in questo caso, se lo strumento viene opportunamente tarato in energia, è possibile ottenere una
rappresentazione dello spettro direttamente in funzione dell'energia degli impulsi registrati.
Un analizzatore multicanale può possedere un numero di canali che generalmente è compreso tra il migliaio
e le decine di migliaia; tuttavia il loro numero è sempre riconducibile alla relazione:
n = 2x
dove n è il numero di canali ed x un numero intero qualsiasi.
7.3 - Sistemi per spettrometria γ
Fotoni monoenergetici incidenti su di un
rivelatore a scintillazione, come ad
esempio un cristallo di NaI(Tl),
producono
elettroni
secondari
di
differente energia mediante i noti
meccanismi di interazione (effetti
fotoelettrico, Compton e creazione di
coppie). L'interazione successiva tra
questi elettroni ed il cristallo genera una
gamma di impulsi elettrici con ampiezze
corrispondenti all'energia assorbita dal
rivelatore nel corso di ogni singola
interazione.
Fig. 7.4 - Spettro γ prodotto da uno
scintillatore NaI(Tl)
Poichè le modalità di trasferimento di
energia dalla radiazione fotonica alla
materia possono variare in relazione allo
specifico meccanismo che viene attivato
(vedi Capitolo 3), lo spettro energetico di
un fascio fotonico monoenergetico non potrà essere costituito da segnali rigorosamente di una singola
ampiezza, bensì questi presenteranno una distribuzione continua, alla quale si sovrappongono curve di tipo
gaussiano (vedi capitolo successivo). Le principali componenti che caratterizzano uno spettro prodotto da
uno scintillatore, un esempio del quale è riportato in figura, sono tipicamente le seguenti:
1) Picco di assorbimento totale (o fotopicco),
corrispondente all'assorbimento da parte del
cristallo dell'intera energia del fotone incidente
mediante effetto fotoelettrico (come prima
interazione o come interazione successiva ad uno
o più effetti Compton). Il numero dei fotopicchi è
uguale al numero di righe monoenergetiche dello
spettro di radiazioni gamma emesso dalla
sorgente.
Fig. 7.5 – FWHM (interpolazione gaussiana dei dati
sperimentali)
2) Picco di backscatter (o retrodiffusione), dovuto a
fotoni retrodiffusi nello scintillatore dai materiali
circostanti, ad angoli compresi tra 120° e 150°.
100
3) Spalla Compton, che rappresenta la massima energia posseduta dagli elettroni secondari prodotti
per effetto Compton. Essa ne delimita la distribuzione continua, situandosi in prossimità del fotopicco
corrispondente all’energia della radiazione gamma che l’ha generata.
4) Picco di annichilazione, a 511 keV, generato dall'annichilazione di eventuali positroni prodotti dalla
interazione con il materiale che circonda il rivelatore, come ad esempio le pareti di piombo dello
schermo (solo per quelle energie fotoniche capaci di produrre coppie elettrone−positrone).
5) Picco dei raggi X prodotti dallo schermo, dovuto ai fotoni emessi dalla sorgente che danno luogo
ad una interazione fotoelettrica sulla superficie interna dello schermo in piombo (i raggi X emessi da
piombo hanno energia di circa 70 keV).
Per evitare gli inconvenienti dovuti allo schermo in piombo, si ricorre frequentemente all’introduzione di una
camicia interna in rame. Le caratteristiche salienti delle prestazioni di un sistema spettrometrico sono da
mettere in relazione allo spettro prodotto e quindi possono riassumersi in:
risoluzione, data dal rapporto tra la larghezza a metà altezza del picco di assorbimento totale
(FWHM ), misurata in energia, e l'energia mediana del picco stesso;
efficienza, valore percentuale che esprime, come già riportato in precedenza, il rapporto tra il
numero di impulsi generati dal rivelatore ed il numero di fotoni emessi dalla sorgente (ossia conteggi
reali / conteggi teorici); essa dipende dalla geometria della misura, dalle caratteristiche del rivelatore
(materiale e spessore) e dall'energia fotonica.
Al seguito è riportata una tabella che riassume l'efficienza intrinseca del fotopicco per un rivelatore di tipo
NaI(Tl), in funzione sia dell'energia fotonica della radiazione γ incidente sia delle dimensioni geometriche del
rivelatore (la distanza sorgente-rivelatore è considerata pari ad 1"), dalla quale si evidenzia che l’efficienza:
1. diminuisce con l’energia fotonica,
2. aumenta con le dimensioni geometriche del rivelatore.
Energia Fotonica (MeV)
0,08
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1
1,5
2
3
Efficienza intrinseca di fotopicco (%)
Rivelatore da 1½" x 1"
Rivelatore da 3" x 3"
100
100
60
35
23
16
13
10
8,5
7
6
3,4
2,2
<2
100
100
80
60
44
36
30
26
22,5
20
19
13
9,5
6,5
Tabella 7.1 - Percentuale di fotoni incidenti sul rivelatore che danno luogo ad impulsi nel fotopicco, per
rivelatori di NaI(Tl) da 1½" x 1" e da 3" x 3"
Se si utilizzano rivelatori a semiconduttore in luogo degli scintillatori, si ottengono spettri con risoluzione
energetica molto più elevata (dell'ordine del keV per fotoni da 1 MeV), come conseguenza della minore
dispersione statistica delle ampiezze dei segnali prodotti, a parità di energia ceduta al rivelatore.
Ciò consente di discriminare tra fotopicchi con energia molto prossima, cosa impossibile per rivelatori a
scintillazione e, quindi, di condurre un'analisi più precisa degli spettri (e dei radioisotopi) che li hanno prodotti
(soprattutto quando sono presenti più radioisotopi nel campione analizzato).
Tuttavia, le maggiori limitazioni a questa tecnologia risiedono in una minore efficienza di rivelazione, dovuta
alle ridotte dimensioni geometriche del semiconduttore rispetto a un normale scintillatore, e nella necessità
di dover portare il rivelatore a bassi valori di temperatura d’esercizio (circa -200 °C) che possono essere
101
raggiunti e mantenuti solo grazie a sistemi criostatici (che, tipicamente, impiegano azoto liquido come fluido
refrigerante).
A tutto ciò si deve aggiungere che il loro costo economico (sia per l'acquisto che per la gestione) è ancora
oggi notevolmente elevato. Se il sistema spettrometrico (a scintillazione o a semiconduttore) è stato
preventivamente tarato in energia, una successiva taratura in attività (eseguita con sorgenti di attività nota e
certificata) consente di associare al numero di conteggi associati ai vari fotopicchi che compaiono nello
spettro acquisito, l’attività dei corrispondenti radioisotopi presenti nel campione analizzato. La
determinazione di tali conteggi richiede il calcolo dell’integrale di ciascun fotopicco, previa sottrazione del
fondo
Compton
relativo
all’intervallo di integrazione di
ogni singolo picco. Per tutte
queste ragioni, una corretta
analisi spettrometrica (sia in
energia che in attività) non può
comunque
prescindere
dall'impiego
di
sistemi
informatici dotati di appositi
programmi di elaborazione
capaci
di
eseguire
automaticamente
tutte
le
operazioni richieste.
Fig. 7.6 - Spettro γ prodotto
da un semiconduttore
Tali programmi necessitano di
una preventiva procedura di
calibrazione del sistema, a
seguito
della
quale
si
ottengono automaticamente i
seguenti risultati:
attribuzione di un valore di energia al numero di ciascun canale,
individuazione dei picchi fotoelettrici presenti nello spettro,
identificazione dei radionuclidi esistenti nel campione analizzato,
calcolo dell’attività dei singoli radionuclidi sulla base dell’integrale dei rispettivi fotopicchi.
La procedura di calibrazione richiede normalmente l’impiego di una sorgente certificata, costituita da una
miscela di varia radioisotopi. La figura successiva rappresenta un tipico esempio di spettro ottenuto da uno
scintillatore NaI(Tl).
102
CAPITOLO 8. LA STATISTICA DI CONTEGGIO
La statistica è una scienza di derivazione matematica che si occupa di studiare e descrivere la realtà
fenomenica nei suoi aspetti osservabili numericamente e che individua le sue regole e le sue valutazioni
(qualitative e quantitative) attraverso l'analisi di rilevazioni quantitative opportunamente selezionate.
La metodologia statistica viene suddivisa tradizionalmente in due branche, strettamente collegate:
statistica descrittiva
statistica inferenziale
La prima ha come oggetto indicatori statistici (indicatori di posizione, di variazione, di concentrazione, di
correlazione, ...) che le permettono di riassumere con pochi numeri (media, moda, varianza, ...) realtà anche
complesse.
La statistica inferenziale ha come obiettivi principali di:
1. formulare affermazioni valide anche per fenomeni che non sono stati osservati direttamente,
generalizzando i risultati a partire dal dato empirico,
2. studiare criteri applicabili alla verifica di ipotesi.
Per raggiungere tali obiettivi essa ricorre agli strumenti della teoria della probabilità. I matematici si
riferiscono alle probabilità P(E) come a numeri adimensionali nell'intervallo da 0 a 1, assegnati ad "eventi" E,
la cui ricorrenza è casuale, secondo gli assiomi propri di questa teoria.
La probabilità che un evento E avvenga data la ricorrenza nota di un evento F è la probabilità condizionata di
E dato F. Se la probabilità condizionale di E dato F è la stessa della probabilità ("non condizionale") di E,
allora E ed F sono detti eventi indipendenti. Due concetti cruciali nella teoria della probabilità sono quelli di
variabile casuale e di distribuzione probabilistica di una variabile casuale.
Una variabile casuale (o variabile aleatoria o variabile stocastica o variabile random) può essere pensata
come il risultato numerico di un esperimento quando questo non è prevedibile con certezza (ossia non è
deterministico).
Esempio
Il risultato del lancio di un dado a sei facce può essere matematicamente modellizzato come una
variabile casuale che può assumere uno dei sei possibili valori: 1, 2, 3, 4, 5, 6.
8.1 - La probabilità
Sono tre le principali definizioni di probabilità:
classica (Laplace) - Si applica ad esperimenti casuali i cui eventi elementari sono da ritenersi
equiprobabili. La probabilità di un evento è il rapporto tra il numero dei casi favorevoli e il numero dei
casi possibili, purché questi ultimi siano ugualmente possibili.
frequentista (Von Mises) - Si applica ad esperimenti casuali i cui eventi elementari non sono
considerati ugualmente possibili, ma l'esperimento è ripetibile più volte sotto le stesse condizioni. La
probabilità di un evento è associata alla frequenza relativa del verificarsi dell'evento stesso, su un
elevato numero di prove (tendenti all'infinito).
soggettiva o soggettivista (De Finetti, Savage, Ramsey) - Si applica a esperimenti casuali i cui eventi
elementari non sono ugualmente possibili e l'esperimento non è ripetibile più volte sotto le stesse
condizioni. La probabilità di un evento è fornita secondo l'esperienza personale e le informazioni
disponibili.
Tra le varie definizioni di probabilità, quella che verosimilmente può ritenersi più diretta e facilmente
comprensibile è la definizione "frequentista", basata sulla rilevazione della frequenza con la quale il risultato
atteso (o evento) si presenta.
103
A tale proposito si ricorda che con il termine evento si indica il risultato di una osservazione o di un
esperimento, o la descrizione di un potenziale risultato che può verificarsi a determinate condizioni.
La definizione frequentista specifica che: "se un esperimento viene ripetuto n volte, in condizioni
sostanzialmente identiche, e se il risultato (o evento) A compare x volte, all'aumentare di n il rapporto x/n
tende ad un limite che rappresenta la probabilità di A":
P(A) = x / n per n → ∞.
In base alla precedente enunciazione, appare evidente che:
0 ≤ P(A) ≤ 1
e quindi
P (A) = 0 per x = 0 (certezza che l'evento non si è verificato),
P (A) = 1 per x = n (certezza che l'evento si è verificato).
Una delle più importanti proprietà matematiche che si applicano al calcolo delle probabilità consiste nel
principio della somma, che sancisce che la probabilità che si verifichino diversi eventi mutuamente esclusivi
(quando il verificarsi dell'uno esclude l'altro) è data dalla somma delle probabilità dei singoli eventi:
P(A,B) = P(A) + P(B).
Nel caso in cui si considerino più eventi non mutuamente esclusivi, la probabilità che questi si verifichino
contemporaneamente è invece data da regole più complesse.
Per meglio chiarire questi concetti, si ricorda che, mentre negli eventi mutuamente esclusivi il verificarsi di un
evento preclude qualsiasi altro, in quelli non mutamente esclusivi si ha una sovrapposizione di probabilità.
In questo secondo caso, il principio della somma può essere applicato a patto di sottrarre dalla somma delle
singole probabilità P(A) + P(B) la probabilità P(A,B) che i due eventi si verifichino contemporaneamente.
Esempio
a) Eventi mutuamente esclusivi
La probabilità di ottenere testa (o croce) dal lancio di una moneta è pari a 0,5, mentre quella di
ottenere 2 (o 6) dal lancio di un dado è di 1/6. In entrambi i casi gli eventi possibili sono
equiprobabili.
b) Eventi non mutuamente esclusivi
La probabilità di estrarre da un mazzo di 52 carte un re ed una carta di cuori è data da:
P (re) = 4 / 52, P (cuori) = 13/52, P (re di cuori) = 1/52, per cui si ottiene P (re + cuori) = 4/52 + 13/52 −
1/52 = 16/52.
Come già ricordato, gli eventi possono essere classificati in:
dipendenti (o condizionali), quando il verificarsi dell'evento A è condizionato dalla comparsa o meno
dell'evento B,
indipendenti, se l'evento A non dipende in alcun modo dall'evento B.
Tutte queste premesse appaiono indispensabili per poter affrontare con la giusta cognizione di causa quei
fenomeni, come il decadimento radioattivo o la rivelazione di radiazioni ionizzanti, che sono regolati da leggi
essenzialmente probabilistiche.
A questo scopo, vengono esaminate in dettaglio alcune tra le distribuzioni teoriche di probabilità che più si
adattano alla descrizione matematica di questa categoria di fenomeni e che consistono in:
1) distribuzione binomiale,
2) distribuzione normale o di Gauss,
3) distribuzione di Poisson,
oltre a riportare un breve accenno ai test statistici più comunemente utilizzati in campo medico.
104
8.2 - La distribuzione binomiale
La distribuzione campionaria di una popolazione di eventi casuali mutuamente esclusivi, quali quelli costituiti
dai decadimenti radioattivi o dai conteggi registrati da un rivelatore, è formalmente definita da una
distribuzione binomiale.
Da questa distribuzione è infatti possibile ricavare la probabilità di ottenere esattamente x successi partendo
da un dato numero di prove indipendenti, n, e conoscendo la probabilità (costante) p di successo in ciascuna
prova. La relazione tra queste variabili viene espressa matematicamente tramite la formula:
P (x,n,p) = [n! px (1 - p)n-x] / [x! (n - x)!]
Fig. 8.1 - Tipico andamento di una
distribuzione binomiale
dove P rappresenta la suddetta
probabilità ed x è un numero
intero compreso tra 1 e n,
ricordando che il significato di n!
è: n (n-1) (n-2) ... 1).
L'andamento
grafico
che
caratterizza questa funzione
matematica è mostrato nella
seguente figura.
Da una attenta osservazione
della rappresentazione delle
distribuzioni binomiale che vi
compaiono, appare evidente
come essa appartenga alle
funzioni a variabili discrete
(come è possibile dedurre anche
dal fatto che n e p sono numeri
interi).
E’ altresì evidente che P (x,n,p)
tende ad aumentare al crescere
di p e al diminuire di n.
Esempio
Posto n = 3, p = 0,29 e x = 2 si ottiene:
3!
3×2
2
1
2
1
P (2,3,0,29) =  × 0,29 × (1 − 0,29) =  × 0,29 × (1 − 0,29) = 0,1791
2! 1!
2
Applicando questi concetti matematici a problemi legati alla rivelazione ed al conteggio di radiazioni
ionizzanti, p potrebbe, ad esempio, indicare la probabilità che un fascio di fotoni emesso nel corso di un
singolo impulso da un acceleratore di particelle produca un segnale in un rivelatore.
L'ampiezza di questo segnale potrebbe assumere diversi valori, a seconda delle caratteristiche del
rivelatore, dell'intensità dell'impulso, dalla soglia di discriminazione e così via.
Tuttavia, se si attribuisce un valore sia a p sia al numero n di fotoni emessi dall'acceleratore per ciascun
impulso, utilizzando una distribuzione binomiale cumulativa (che in pratica consiste in una somma di
probabilità), si ricava la probabilità totale di ottenere un determinato numero di conteggi per impulso.
Per caratterizzare ulteriormente una distribuzione binomiale (così come per quelle di Gauss e di Poisson), è
richiesta la definizione di due importanti parametri: la media e la deviazione standard.
Riguardo al primo, il numero medio X di successi in campioni di dimensione n è dato dalla relazione:
X = np.
La dispersione dei successi x attorno al loro valore medio X, definita attraverso il calcolo della deviazione
standard, risulta:
105
σ = [np (1 − p)]½.
Ritornando alla rappresentazione grafica precedente, poichè l'andamento di una distribuzione binomiale è
totalmente condizionato dal valore assegnato a p ed n, essi vengono individuati come parametri della
distribuzione, in quanto ne sintetizzano le caratteristiche.
Infine, si può facilmente rilevare come, all'aumentare di n, l'andamento di questa distribuzione risulti sempre
più somigliante a quello di una distribuzione di Gauss (vedi paragrafo successivo), tanto da consentirne
l’utilizzo in sua vece.
8.3 - La distribuzione normale o di Gauss
Come già accennato in precedenza, quando in una distribuzione binomiale n tende all’infinito (ossia, in
pratica, quando n > 30) si ottiene, a tutti gli effetti, la nota distribuzione di Gauss, o distribuzione normale.
Infatti, da un punto di vista sperimentale, si può rilevare che un aumento progressivo di n, accompagnato da
una diminuzione dell'ampiezza delle classi in cui i dati vengono inseriti, porta a trasformare l'istogramma in
una curva teorica continua. Questa curva (detta anche distribuzione limite) viene utilizzata per rappresentare
la distribuzione di probabilità di una variabile casuale e continua, attraverso la nota relazione:
1
P(x) =
____________
σ (2π
π)½
2
e-(x - X)
2
/ 2σ
dove X e σ rappresentano rispettivamente il valore medio e la deviazione standard della funzione gaussiana.
La funzione matematica così ottenuta risulta essere unimodale e simmetrica rispetto alla sua media X, che
coincide anche con la moda e la mediana (in pratica, la normale rispetto all'asse delle ascisse che passa per
il punto X rappresenta l'asse di simmetria della curva). A questo riguardo giova ricordare le seguenti
definizioni:
la media aritmetica viene usata per riassumere con un solo numero un insieme di dati su un
fenomeno misurabile e si ottiene dividendo la somma dei valori delle singole osservazioni per il
numero delle osservazioni stesse;
la media aritmetica è utilizzata soprattutto quando i diversi valori vengono per loro natura
moltiplicati tra di loro e non sommati e ri ricava dalla radice N-esima del prodotto di tutti gli N valori;
nella media ponderata, i singoli valori, prima di essere sommati vengono moltiplicati con il peso
(ponderazione) a loro assegnato; la divisione non viene fatta con il numero di valori, ma con la
somma dei pesi;
la moda (o valore tipico) rappresenta l'osservazione (o le osservazioni) che ricorre con frequenza
particolarmente elevata;
la mediana è il valore
numerico
che
divide
esattamente a metà la serie
di osservazioni ordinate in
senso
crescente
o
decrescente, della quale
occupa la posizione centrale
(se N è dispari corrisponde
al valore centrale, se N è
pari viene ricavata facendo
la media dei due valori
centrali).
Fig. 8.2 - Curva di Gauss
Nella figura successiva viene
presentato l'andamento grafico tipico
di una distribuzione normale o
gaussiana.
Poichè
una
variabile
casuale
continua può assumere un numero
infinito di valori, in questo caso la probabilità viene associata non più a singoli valori discreti, bensì ad
106
intervalli di valori. Pertanto, posta uguale a 1 la probabilità totale (condizione di certezza o di
normalizzazione) che corrisponde all'integrale dell’intera superficie sottesa dalla curva in esame, ossia
applicata la relazione matematica
+∞
∫
P(x) dx = 1
-∞
la probabilità P(x) che x assuma un valore compreso nell'intervallo tra x1 e x2 è pari alla superficie sottesa
dalla curva e dall’asse x, all’interno di tali valori, che viene ricavata da:
x2
∫
x1
P(x) dx
Se l'intervallo di integrazione è dato da -σ e +σ (ossia se viene considerata una deviazione standard a
sinistra ed una a destra del valore medio), si ottiene il valore P(x,1σ) = 0,6826, mentre tra -2σ e +2σ (pari a
due deviazioni standard) risulta che P(x,2σ) = 0,9545, fino ad avere P(x,3σ) = 0,9973 per un intervallo di
valori compreso tra -3σ e +3σ (tre deviazioni standard).
In realtà, non è necessario procedere al calcolo integrale per ricavare la probabilità relativa all'intervallo
esaminato, bensì è più conveniente la distribuzione normale standardizzata che si ottiene mediante un
cambiamento di variabili del tipo:
z = (x - X) / σ
che equivale ad assegnare all'asse di simmetria della nuova curva, che deve passare per il valore medio
della nuova variabile z, ascissa 0. Questa operazione offre il vantaggio di poter utilizzare delle apposite
tabelle per ricavare l'area sottesa dalla curva o, equivalentemente, la probabilità che una osservazione cada
all’interno dell'intervallo di interesse (tabelle relative all’are sottesa dalla curva normale standardizzata, in
una o due code).
8.4 - La distribuzione di Poisson
Al contrario di quanto descritto al precedente paragrafo, nel caso in cui p << 1, ossia quando l'evento risulti
statisticamente raro, la distribuzione binomiale si avvicina non più alla distribuzione di Gauss bensì a quella
di Poisson.
Per questo stesso motivo, essa viene anche definita come "distribuzione della rarità statistica", in quanto
descrive eventi statisticamente poco frequenti.
Poichè il decadimento radioattivo rappresenta un fenomeno caratterizzato da una bassa probabilità di
accadimento, esso rientra, quindi, tra i fenomeni descrivibili in termini di statistica di Poisson.
Fig. 8.3 - Distribuzioni di Poisson
In questo caso, tuttavia, n non
rappresenta più una grandezza
direttamente osservabile, bensì
può essere immaginato come il
numero (praticamente infinito)
degli atomi radioattivi presenti in
una data massa di materiale, dei
quali solo una piccola frazione
subisce un effettivo decadimento
nel corso di un dato esperimento o
di una data osservazione.
Da questi brevi cenni emerge
immediatamente l’evidenza che la
distribuzione di Poisson opera su
variabili discrete.
Nella
sua
formulazione
più
generale, la probabilità P(x) che si
107
verifichino esattamente x eventi nell'unità di tempo è data da:
P(x,N) = Nx · e-N / x!
dove N è il numero medio di eventi registrato nell'unità di tempo.
La precedente relazione può essere dedotta da quella binomiale facendo tendere n all'infinito, pur
mantenendo costante il prodotto np (ossia considerando delle probabilità sempre più infinitesimali).
Si può quindi applicare questi concetti al caso di una sorgente radioattiva di attività costante che emette in
media N radiazioni al secondo, per calcolare la effettiva probabilità P(N) che essa emetta N radiazioni al
secondo.
Esempio
Data una sorgente con attività costante pari a 37 Bq, ossia N = 37, si avrà:
37
P(37,37) =
37
· e−
37
 
= 0,0654
37!
ciò che indica l'esistenza di un ampio intervallo di distribuzione delle osservazioni attorno al valore
medio.
Media e deviazione standard nella distribuzione di Poisson possono ricavarsi a partire dalla distribuzione
binomiale. Posto infatti che il procedimento seguito per definire questi parametri sia il medesimo in entrambi i
casi, si ha:
Xb = XP = np
σb = σP = [np (1- p)]½
Poiché si è stabilito che
p << 1,
in pratica, da
1-p=1
si ottiene
[np (1 − p)]½ = (np)½
8.5 - Intervalli di confidenza delle misure sperimentali
In statistica inferenziale, quando si stima un parametro, la semplice individuazione di un singolo valore
risulta spesso insufficiente. È opportuno allora accompagnare tale stima con un intervallo di valori plausibili
per quello specifico parametro, che viene definito intervallo di confidenza (o di fiducia) e che è calcolato
attraverso il test di verifica d'ipotesi.
Un semplice approccio a questo problema è una diretta conseguenza degli argomenti trattati in precedenza,
dai quali risulta che la deviazione standard della distribuzione di Poisson σP è uguale alla radice quadrata
della media aritmetica X del numero di osservazioni ottenute in un dato intervallo di misura:
σP = X½
Da ciò nasce che, nel caso in cui X rappresenta il conteggio ottenuto da una singola misura sperimentale,
effettuata durante un determinato tempo di acquisizione, la probabilità che il valore vero della grandezza
misurata sia contenuto nell'intervallo
108
X ± X½
è pari a 0,6826.
Se il conteggio in questione riguarda il fondo ambientale, è possibile stabilire un intervallo di fiducia in base
al quale prevedere se la variazione di conteggio che interverrà nelle misure successive è dovuta ad un
effetto reale (presenza di sorgenti radioattive) oppure a fluttuazioni statistiche del fondo stesso.
Tale intervallo si ricava solitamente da.
X ± 2X½ (P = 0,9545)
X ± 3X½ (P = 0,9973)
Si noti infine che il rapporto X½ / X (ossia la deviazione standard relativa della misura X) tende a diminuire
per X → ∞ e che quindi è importante operare con una buona statistica di conteggio (aumentando, ad
esempio, la durata della misura, l’efficienza geometrica o l'attività della sorgente) per poter collocare il valore
rilevato entro un margine di variabilità sufficientemente ristretto.
Esempio
Caso A: X = 100.
½
Poiché risulta che (100) = 10, la deviazione standard della misura, data da 10/100, assume
valore pari al 10 %.
Caso B: X = 10.000.
Poiché risulta che (10.000)½ = 100, la deviazione standard della misura, data da 100/10.000,
assume valore pari all'1 %.
Nel caso in cui X ≥ 20, la distribuzione di Poisson è praticamente indistinguibile da una distribuzione
normale, avendo anche in questo caso la stessa media ed una deviazione standard pari alla radice quadrata
del valore medio. Da tale evidenza consegue che tutti i test statistici riferibili alla distribuzione di Poisson (t di
Student, χ2, ...) possono essere usati anche per la distribuzione normale e che quindi risulta più conveniente
utilizzare la statistica di Gauss.
Per informazioni specifiche riguardanti le modalità di misura ed i relativi errori si rimanda all'Appendice C.
8.6 - Test statistici
Un test statistico rappresenta una procedura di controllo, effettuata con metodi propri della statistica, allo
scopo di verificare una affermazione o la bontà di un'ipotesi (è detto pure test di verifica d'ipotesi).
Per ipotesi è da intendersi un'affermazione che ha come oggetto accadimenti nel mondo reale e che si
presta ad essere confermata o smentita dai dati osservazionali.
Il metodo con cui si valuta l'attendibilità di un'ipotesi è un approccio di natura essenzialmente sperimentale,
che consiste in un processo sia di deduzione delle conseguenze dell’ipotesi in termini di entità osservabili,
che di valutazione della possibilità che la realtà effettivamente osservata si accordi con la deduzione.
A tal riguardo si distinguono due ambiti in cui tale attività si esplica
deterministico,
statistico.
Nel primo caso (ambito deterministico) si è in grado di pervenire a conclusioni certe.
Esempio
Volendo verificare se un circuito elettrico è attraversato da corrente si inserirà una lampadina o un amperometro
e si constaterà l'attivazione del dispositivo prescelto. In tal caso si perviene con certezza alla conclusione: se la
lampadina si accende allora vi è corrente circolante, in caso contrario il circuito non è predisposto
correttamente.
109
Nel secondo ambito (statistico) la situazione è condizionata da un elemento nuovo, ovvero il caso. In questa
circostanza, in relazione alla metodologia che si intende adottare, si può ricorrere a procedure di indagine
che utilizzano:
test parametrici,
test non parametrici.
Si definisce test parametrico un test statistico che si può applicare in presenza di una distribuzione normale
dei dati, o comunque nell'ambito della statistica parametrica. Ciò avviene effettuando un controllo delle
ipotesi sul valore di un parametro, quale la media, la proporzione, la deviazione standard, l’uguaglianza tra
due medie, …, mentre, al contrario, un test non parametrico non presuppone nessun tipo di distribuzione di
dati. Pur essendo rigorosamente applicabili solo a distribuzioni di tipo normale, i test parametrici risultano più
attendibili rispetto a quelli non parametrici, in quanto associati ad una maggiore probabilità di dover rifiutare
un’ipotesi statistica errata. Infatti, una volta formulata l’ipotesi, il passo successivo è quello di verificarla: uno
dei metodi per decidere se rifiutare l’ipotesi nulla (negazione della validità dell’ipotesi di partenza) si basa sul
concetto di valore-p.
Il valore-p rappresenta dunque la possibilità di rifiutare l’ipotesi nulla quando in realtà questa è vera, ossia
più questo valore è piccolo più si avvalora la scelta di rifiutare l’ipotesi. Stabilendo il livello di significatività
critico del test (probabilità massima tollerata di rifiuto), si individua il valore di probabilità al di sotto del quale
la decisione cambia da rifiuto ad accettazione.
Tra i test parametrici più frequentemente utilizzati compare il test t di Student, che viene applicato in
statistica per stimare il valore medio di una popolazione quando è disponibile un campione di piccole
dimensioni (meno di 30 elementi) e i valori sono distribuiti come una variabile casuale normale. Se il
campione è sufficientemente numeroso, le distribuzioni gaussiana e quella di Student differiscono di poco ed
è indifferente usare l’una o l'altra. L’utilità di questo test consiste nella possibilità di confrontare distribuzioni
di dati appartenenti a due campioni distinti e di valutare la significatività statistica delle differenze esistenti tra
i due campioni stessi in termini probabilistici, assegnando probabilità molto basse all’ipotesi di non
significatività o “nulla” (P < 0,05, P < 0,01, …).
Un altro test frequentemente ricorrente in ambito medico consiste nell’analisi della varianza (ANOVA) che,
concettualmente, opera in modo analogo al precedente, confrontando la variabilità dei dati all’interno di
ciascun campione con quella tra i singoli campioni.
I test non parametrici sono quei test di verifica d'ipotesi usati per stabilire la probabilità che due (o più)
campioni provengano da popolazioni con la stessa distribuzione statistica.
Con test chi quadrato (χ²) si intende uno dei test di verifica d'ipotesi più usati in statistica, che utilizza la
variabile casuale χ² per verificare se l'ipotesi nulla è probabilisticamente compatibile con i dati.
Il test chi quadrato di Pearson (o della bontà dell'adattamento) viene applicato a grandi campioni quando si è
in presenza di variabili nominali (variabile per la quale si possono solo eseguire confronti di uguaglianza ma,
contrariamente ad una variabile ordinale, non si possono ordinare) e si vuole verificare se il campione è
stato estratto da una popolazione con una predeterminata distribuzione o che due o più campioni derivino
dalla stessa popolazione.
Esempio
Sono variabili nominali i numeri di telefono, i nomi propri, i colori, le malattie, …
110
CAPITOLO 9. CRITERI GENERALI DELLA RADIOPROTEZIONE
9.1 - Obiettivi e principi fondamentali
Gli attuali orientamenti della radioprotezione sono formulati dalle Raccomandazioni ICRP (International
Commission on Radiological Protection)103 del 2007 che,approvati dopo due anni di gestazione, riprendono
e sviluppano i contenuti delle precedenti Raccomandazioni ICRP 60/90. Da essi si evince che il “compito
principale della radioprotezione è quello di fornire un adeguato standard di protezione per l'uomo, senza
peraltro limitare indebitamente i vantaggi derivanti da quelle attività che richiedono l'uso di radiazioni
ionizzanti”.
Questa affermazione di principio viene ulteriormente esplicitata attraverso una valutazione di merito che
considera separatamente gli effetti deterministici da quelli stocastici dovuti all'esposizione alle radiazioni
ionizzanti.
A questo proposito, mentre la Commissione da un lato afferma la necessità di evitare la comparsa di effetti
deterministici, attraverso il mantenimento delle dosi individuali al di sotto di opportune soglie, dall'altro
sancisce il principio in base al quale ogni misura ragionevole deve essere adottata per ridurre la probabilità
di comparsa di effetti stocastici, per i quali si mantiene l’assunto relativo all’assenza di soglia di dose,
attuando una politica di limitazione delle dosi stesse.
Per meglio chiarire questo duplice assunto, si può affermare che esso è principalmente volto a definire un
livello di sicurezza accettabile, riconoscendo che le attività che sono considerate sufficientemente sicure
-4
sono quelle che determinano un tasso di mortalità inferiore a 10 / anno.
Ogni valutazione in merito alla definizione di uno standard accettabile di sicurezza non può quindi
prescindere dal confronto del livello di rischio raggiunto grazie alla attuazione della radioprotezione con quelli
presenti in altri settori delle prevenzione.
La seguente tabella riporta, a titolo puramente documentativo, il tasso di mortalità (rapporto tra il numero
delle morti in una popolazione durante un periodo di tempo e la popolazione media di quello stesso periodo)
attribuito ad alcune delle più comuni attività umane.
Situazione che comporta una probabilità
di un danno letale di 1 su10−6
Viaggio di 1.000 kilometri in aereo
Viaggio di 90 kilometri in automobile
Soggiorno di due mesi a Denver (fondo ambientale radiazioni elevato)
Due mesi trascorsi in un edificio di pietra
Dieci giorni lavorativi in un'industria
Tre ore lavorative in una miniera di carbone
Scalata di una montagna della durata di 1,5 minuti
Venti minuti trascorsi all'età di 60 anni
Il fumo di 3 sigarette
Causa di morte
Incidente
Incidente
Tumore radioindotto
Tumore radioindotto
Incidente
Incidente
Incidente
Qualsiasi patologia
Tumore, malattie cardiache/polmonari
-6
Tabella 9.1 - Attività con probabilità di danno letale confrontabile (1 10 )
Le varie implicazioni che derivano da una siffatta impostazione rivestono certamente una importanza tale da
richiedere una trattazione ben più approfondita e generalizzata, che esula dalle intenzioni dell'autore di
questo lavoro.
Tuttavia si vuole dedicare un rapido accenno ad alcune tra le più rilevanti conseguenze di un simile
approccio, quali:
1) l'eventualità che possano emergere risultati contrastanti dalle valutazioni sui potenziali
vantaggi/svantaggi sociali di una data attività rispetto a quelle riguardanti la protezione del singolo
individuo;
111
2) la difficoltà di rapportare l'efficacia della protezione indirizzata alle singole sorgenti che causano la
dose individuale (dose source-related) a quella della protezione relativa alla dose ricevuta dal
singolo individuo (dose individual-related);
3) l'importanza di definire delle grandezze che siano operativamente idonee alla verifica degli standard
di sicurezza prefissati.
I due concetti di dose source-related e di dose individual-related sono meglio chiariti nella rappresentazione
grafica proposta dalla figura successiva.
G1
G2
Dose “source-related”
Gi = individui o gruppi esposti
Sorgente
G4
G3
S1
S2
Dose “individual-related”
Si = fonti di esposizione
Individuo
esposto
Fig. 9.1 - Esposizioni
source-related e individualrelated
9.1.1 − Il sistema della
radioprotezione.
L'ICRP raccomanda che la
radioprotezione
possa
essere garantita attraverso
l'applicazione dei seguenti
principi generali, coinvolgenti
sia le nuove attività che
comportano
l'impiego
di
radiazioni
ionizzanti
sia
quelle già in atto, attraverso i
quali intende perseguire i
suoi obiettivi dichiarati. Si
sottolinea che, mentre i
principi di giustificazione e di
ottimizzazione sono sorcerelated e si applicano a tutte
le situazioni, quello di
limitazione delle dosi è
individual-related e trova
applicazione in caso di
esposizioni pianificate (come
quella occupazionale).
S3
9.1.1.1 - La giustificazione
di una attività.
Nessuna attività che richieda
l'esposizione di individui alle radiazioni ionizzanti può essere intrapresa, a meno che non si dimostri un
sufficiente beneficio netto per gli individui esposti e/o per l’intera società. Tale valutazione deve costituire il
risultato di una analisi comparativa tra il beneficio complessivo ed il detrimento derivanti dalla pratica stessa.
Questo principio consente di prendere in considerazione differenti opzioni e di adottare quella che presenta i
maggiori vantaggi.
S4
Esempio
Da un'analisi del rapporto beneficio/detrimento in merito alle indagini radiologiche di screening
mammografico, risulta che il beneficio massimo viene registrato attorno ai 45−50 anni nella
popolazione asintomatica, e ai 35 anni nella popolazione sintomatica.
9.1.1.2 - L'ottimizzazione della protezione.
Dopo che una attività esponente al rischio di danni radioindotti è stata ritenuta sufficientemente giustificata, è
necessario procedere all'ottimizzazione dell'impiego delle risorse destinate a limitarne i rischi per gli individui
e per la popolazione. Tali rischi devono essere mantenuti al livello più basso ragionevolmente ottenibile (As
Low As Reasonably Achievable = ALARA), compatibilmente con i diversi aspetti economici e sociali
conseguenti. L'attuazione di questo principio porta a valutare sia l'entità delle esposizioni che la loro
probabilità.
112
Per raggiungere l'obiettivo dell'ottimizzazione sono stati sviluppati due differenti approcci metodologici, che
rispondono al nome di metodi comparativi e metodi aggregativi.
I metodi comparativi sono quelli che mettono a diretto confronto le diverse opzioni, a due per volta, e si
suddividono in:
analisi costo/efficacia, dove il miglior rapporto efficacia/costo è quello che risulta più prossimo
all'unità,
analisi multicriteriale, che richiede che la valutazione complessiva di un'opzione avvenga
assegnando fattori peso ai singoli rapporti efficacia/costo.
I metodi aggregativi sono invece quelli che utilizzano:
funzioni di utilità parziale, nelle quali vengono introdotti appositi parametri, a ciascuno dei quali è
associato un valore compreso tra 0 e 1, in modo che la somma totale dei punteggi attribuiti alle
diverse opzioni indica la soluzione migliore,
analisi costi/benefici, che è quello più frequentemente utilizzato e opera su parametri espressi in
termini monetari, in modo che la somma del costo della protezione X e del costo del detrimento Y
risulti essere minima (X + Y = min).
In considerazione dei precedenti aspetti, il procedimento di ottimizzazione della protezione è essenzialmente
di natura source-related.
9.1.1.3 - Limiti di dose individuale.
I due precedenti principi riguardano aspetti della protezione che trascurano il problema dell'esposizione
individuale. Il terzo principio pertanto introduce l'esigenza di limitare l'esposizione dell'individuo, quando essa
è prodotta da differenti attività e da più sorgenti. Tali limiti rappresentano livelli di esposizione al di sopra dei
quali i rischi sono considerati sicuramente inaccettabili dalla Commissione e che, pertanto, non possono
essere visti come linea di demarcazione tra sicurezza e pericolosità.
In altri termini, gli attuali limiti di dose individuale non possono affatto essere considerati come valori al di
sotto dei quali il rischio risulti sempre accettabile (come avveniva, almeno parzialmente, in precedenza),
bensì valori rapportabili a livelli di rischio sicuramente inaccettabili e dai quali occorre rigorosamente
mantenere la massima distanza.
In aggiunta, l'ICRP raccomanda l'adozione di un sistema della radioprotezione per la gestione degli interventi
da porre in essere in conseguenza dei criteri generali precedentemente esposti, che si basi sui seguenti
principi:
l'intervento proposto deve essere giustificato da una riduzione di dose che bilanci i danni ed i costi
previsti;
le modalità dell'intervento (tipo, scala e durata) devono essere ottimizzate in modo da massimizzare
il beneficio netto apportato.
9.2 - Limiti primari e secondari
9.2.1 − Limiti primari
Un limite (o standard) primario rappresenta, in generale, il massimo livello accettabile dell'agente dannoso
nell'organismo umano. Come già ricordato nel paragrafo precedente, uno dei capisaldi del sistema della
radioprotezione consiste nella limitazione della esposizione individuale.
La individuazione di questo limite ha lo scopo di stabilire, per ciascuna specifica attività e per una
esposizione regolare e continua, un livello di esposizione al di sopra del quale le conseguenze per l'individuo
sarebbero considerate inaccettabili. La valutazione di tali conseguenze si basa necessariamente sulla
probabilità di morte o di gravi effetti ereditari, espressa dai cosiddetti coefficienti nominali di probabilità per
effetti stocastici, che sostituiscono i precedenti fattori di rischio.
Le Raccomandazioni ICRP 1990 proponevano infatti una sostanziale revisione dei fattori di rischio richiamati
dalle precedenti Raccomandazioni ICRP 26/77, introducendo una serie di modifiche a seguito del riesame
dei dati dosimetrici ed epidemiologici sulle popolazioni di Hiroshima e Nagasaki e dell'acquisizione di nuove
conoscenze scientifiche al riguardo.
Tali fattori sono stati ulteriormente modificati dall’ICRP 103/2007, come conseguenza dell’adozione di
modelli matematici ritenuti più adeguati (modello moltiplicativo, BEIR V, 1990), secondo quanto riportato
nella tabella 9.2.
113
Coefficienti nominali di probabilità per effetti stocastici
Popolazione esposta
Lavoratori adulti
Popolazione intera
Detrimento (10−2 Sv−1)
Effetti ereditari
Tumori letali
severi
4,1
5,5
0,1
0,2
TOTALE
4,0
6,0
Tabella 9.2 - Coefficienti nominali di probabilità ICRP 103/2007
I limiti primari di esposizione individuale, fissati dalla ICRP e recepiti dalla normativa italiana, riguardano la
dose efficace e la dose equivalente, sia per l'esposizione professionale che per quella del pubblico, e sono
riassunti nella seguente tabella.
Limiti di dose annua
(mSv/anno)
Detrimento (10−2 Sv−1)
Esposizione occupazionale
Persone del pubblico
Dose efficace
20
1
Dose equivalente riferita a
cristallini
cute
estremità
150
500
500
15
50
Tabella 9.3 – Limiti di dose individuale
Limiti di dose efficace di 20 mSv/anno sono sufficienti ad evitare la comparsa di effetti deterministici in tutti i
tessuti e gli organi corporei, ad eccezione dei cristallini degli occhi e della superficie cutanea, che non sono
necessariamente salvaguardati dal limite posto per la dose efficace.
Pertanto è necessario prevedere limiti di dose specifici per questi tessuti, quantificabili in 150 mSv/anno per i
cristallini ed in 500 mSv/anno per la cute (valore mediato su ogni cm2, indipendentemente dall'area esposta).
Per l'esposizione di donne in gravidanza, il feto viene tutelato ponendo un ulteriore limite di dose da
esposizione occupazionale per la superficie dell'addome materno pari a 2 mSv durante l'intero periodo di
gravidanza successivo all'accertamento.
9.2.2 − Limiti secondari e derivati
E' evidente che i limiti su cui si basa il sistema della radioprotezione rappresentano limiti primari, ossia limiti
che devono essere rispettati nelle differenti condizioni, occupazionali e non, che si possono verificare in
contesti molto differenti.
Ai limiti primari, sui quali si basa il sistema di limitazione delle dosi, devono quindi essere necessariamente
associati limiti secondari e derivati, di immediata utilità pratica.
Secondo una classificazione rigorosa, i limiti secondari sono quelli direttamente desumibili dai limiti primari,
mentre i limiti operativi derivati (LOD) sono limiti rappresentativi dei secondari che vengono applicati alle
diverse condizioni operative. Entrambi hanno il compito di ricorrere a grandezze facilmente misurabili,
attraverso le quali si possano descrivere le varie situazioni di interesse radioprotezionistico, essendo
rapportabili agli standard di sicurezza adottati.
Un limite secondario esprime infatti il livello massimo dell'agente dannoso presente nell'ambiente esterno, al
quale viene associato il limite primario.
Tra i limiti secondari di più comune interesse, giova ricordare i seguenti:
i limiti annuali di introduzione di un radionuclide nel corpo umano (ALI = Annual Limit of Intake)),
la concentrazione massima ammissibile di un radionuclide nell'aria inalata (DAC = Derived Air
Concentration),
la concentrazione massima ammissibile di un radionuclide nell'acqua potabile,
i livelli massimi ammissibili di contaminazione radioattiva su superfici di lavoro, abiti e cute,
i valori di intensità dei campi di radiazione ambientali.
114
Le raccomandazioni ICRP 2007 sottolineano, in particolare, l’importanza dei DAC, in quanto rappresentano
la concentrazione di un radionuclide in aria che produrrebbe una dose efficace impegnata pari al limite
3 -1
occupazionale, assumendo una frequenza respiratoria di 1,2 m h e una esposizione lavorativa annua di
2000 ore.
Valori di contaminazione
(Bq/cm2)
125
I,
Superfici e strumenti in zone controllate
Superfici in zone sorvegliate, indumenti
personali, biancheria ospedaliera
131
I,
75
99m
Se
Tc, 201Tl, 123I,
51
111
Ga, Cr, In
67
3
H,
127
Xe
30
300
3.000
3
30
300
Tabella 9.4 - limiti derivati per la contaminazione superficiale
Nella tabella 9.4 viene riportato un esempio di limiti derivati per la contaminazione superficiale (ICRP 57/89).
Per facilitare le stime della dose interna, l'ICRP ha da tempo proposto i limiti annuali di introduzione (ALI =
Annual Limits on Intake), che rappresentano i livelli annui dell'attività di un dato radioisotopo la cui
introduzione nel corpo umano comporta il raggiungimento del limite annuo di dose efficace.
Tali limiti sono espressi in Bq/anno, riguardano intake dovuti sia ad inalazione che ad ingestione e sono
derivati da specifiche ipotesi metaboliche e da particolari modelli anatomici riconducibili al cosiddetto "uomo
standard", le cui caratteristiche sono state codificate da diversi autori ed organizzazioni scientifiche (tra le
quali la stessa ICRP). Da quanto sopra, si può dedurre facilmente che la frazione di ALI che viene introdotta
nell'organismo corrisponde ad un'identica frazione di dose equivalente. Altri limiti derivati Sono
l’introduzione per inalazione, la concentrazione in aria e l’introduzione per ingestione, definiti sia per i
lavoratori esposti che per la popolazione.
Fig. 9.2 – Modello generale
di
intake
corporeo
di
radionuclidi (ICRP)
9.2.3
−
I
livelli
di
riferimento
Si dicono livelli di riferimento
(LR) quei valori il cui
superamento
comporta
l'adozione
di
azioni
specifiche.
Essi comprendono:
livelli
di
registrazione, che
rappresentano
la
soglia oltre la quale
è
necessario
procedere
al
rilevamento ed alla
conservazione dei
dati (valori inferiori
ai suddetti livelli non
necessita
di
registrazione);
livelli di indagine, il cui superamento impone di attuare accertamenti e rilevazioni più estesi ed
approfonditi;
livelli di intervento, che provocano l'attuazione di particolari contromisure (quali evacuazione,
iodioprofilassi, riparo in ambienti chiusi, ...) che vengono appositamente predisposte per far fronte a
situazioni anomale, di emergenza o di incidente.
livelli di riferimento diagnostici, che rappresentano il risultato di una generica ottimizzazione della
protezione applicata all'esposizione del paziente (su indicazione di associazioni professionali o di
autorità nazionali od internazionali),
115
livelli di azione, ai quali corrisponde una specifica azione da adottare.
Nella tabella successiva è riportato un esempio di livelli di riferimento relativo alla contaminazione
superficiale degli ambienti di lavoro della Medicina Nucleare.
Radionuclide
99m
Tc, 57Co, 58Co,
Tl, 51Cr, 67Ga
201
125
I, 131I, 75Se
LOD
(Bq/cm2)
LR registrazione
(Bq/cm2)
LR investigazione
(Bq/cm2)
LR intervento
(Bq/cm2)
300
10
30
100
30
1
3
10
Tabella 9.5 - Livelli di riferimento per contaminazioni superficiali in ambito medico-nucleare
E' prassi comune scegliere livelli di riferimento che risultino rispettivamente dati da 1/30, 1/10 e 3/10 del
limite primario o secondario che compete alla grandezza utilizzata.
Un cenno particolare merita infine il concetto di esposizione non significativa alle radiazioni ionizzanti, ossia
quel valore di dose efficace che può essere considerato trascurabile a tutti gli effetti e che, pertanto, può
non meritare alcuno sforzo tecnologico ed economico per ottenere una sua ulteriore riduzione.
In linea generale, tali valori sono esentabili da un'analisi radioprotezionistica in quanto ritenuti "minimi" o "de
minimis" ("de minimis non curat lex") e quindi costituiscono una sorta di limite inferiore per le differenti
grandezze utilizzate per condurre le suddette analisi.
Tra le proposte avanzate da diversi Autori, si riportano le seguenti definizioni di dose non significativa:
1) dose efficace pari alla deviazione standard dei livelli di esposizione da radiazione naturale,
quantificabile in circa 0,2 µSv/anno;
2) dose efficace che corrisponde ad un rischio annuale di 10-6, quantificabile in 0,1 µSv/anno (rischio
equivalente alla assunzione di mezzo litro di vino, al fumo di 2 sigarette, ad un tragitto di 80 km in
auto).
Lo stesso D.Lgs. 241/00, all’Allegato I, paragrafo 0, fissa i seguenti criteri di non rilevanza radiologica delle
pratiche radiologiche:
a) la dose efficace cui si prevede sia esposto un qualsiasi individuo della popolazione a causa della
pratica esente è pari o inferiore a 10 µSv/anno,
b) la dose collettiva efficace impegnata nell’arco di un anno di esecuzione della pratica non è
superiore a circa 1 Sv persona, oppure una valutazione relativa all’ottimizzazione della
protezione mostra che l’esenzione è l’opzione ottimale.
9.2.4 − I limiti autorizzativi
I limiti autorizzativi consistono in quei livelli approvati da Enti nazionali o sovranazionali, competenti in
materia di radioprotezione, al fine di regolamentare le varie attività che comportano l'utilizzo di radiazioni
ionizzanti.
Tali limti vengono espressamente stabiliti dalle autorità competenti (o dalle direzioni di aziende e di istituti)
allo scopo di mantenere le dosi a carico di singoli individui o di gruppi critici di popolazione (gruppi che
comprendono persone la cui esposizione è ragionevolmente omogenea e rappresentativa di quella degli
individui della popolazione maggiormente esposti, in relazione ad una determinata fonte di esposizione) al di
sotto dei limiti primari e di quelli derivati, nonchè di garantire l'osservanza delle norme fondamentali di
radioprotezione.
La loro determinazione avviene generalmente attraverso procedure riconducibili al già citato principio di
ottimizzazione. Essi si applicano, in ogni caso, a situazioni ed a circostanze ben definite e chiaramente
esplicitate, nell'ambito delle quali prevalgono sui limiti derivati.
Esempio
Le formule di scarico dei rifiuti radioattivi liquidi costituiscono una tipica dimostrazione di procedura
di verifica del rispetto dei limiti autorizzativi.
116
9.3 - Rischio e detrimento
Al fine di meglio comprendere gli attuali orientamenti radioprotezionistici, è importante poter cogliere il
significato del passaggio dalla semplice valutazione del rischio connesso ad una data attività, al concetto più
complesso ed articolato di detrimento.
Infatti, mentre il rischio è dato dalla semplice probabilità di ricevere una dose, e quindi di subire i conseguenti
effetti dannosi, il detrimento associa al concetto di probabilità di danno quello di severità dello stesso, intesa
sia in termini oggettivi che soggettivi.
Rischio: esprime semplicemente la probabilità statistica di accadimento di un determinato effetto dannoso; a
partire dalle più recenti Raccomandazioni si preferisce usare il termine probabilità in luogo del precedente.
Detrimento (sanitario): misura il danno totale che verrebbe ricevuto da un singolo individuo (detrimento
individuale) o da un particolare gruppo esposto (detrimento collettivo), nonchè dalla progenie, come risultato
di un'esposizione ad una sorgente di radiazioni. Con questa definizione la Commissione individua la
soluzione più idonea per esprimere, in termini quantitativi, la combinazione della probabilità di accadimento
di un dato effetto sanitario con la valutazione della gravità di tale effetto.
Questo ultimo concetto offre l'indubbio vantaggio di poter essere utilizzato per differenti scopi, quali:
stabilire le conseguenze di esposizioni continuative o cumulative, in relazione ai limiti di dose
raccomandati,
confrontare le conseguenze di differenti distribuzioni di dose equivalente nel corpo umano, dalle
quali selezionare i fattori peso più adeguati,
fornire una base concettuale per valutare le unità dosimetriche più efficaci, da utilizzarsi per
ottimizzare della radioprotezione.
Le principali componenti che concorrono a definire il detrimento sono:
1)
2)
3)
4)
la probabilità di tumore letale,
la probabilità (pesata) di tumore non letale,
la probabilità (pesata) di effetti ereditari severi,
la riduzione di spettanza di vita.
9.3.1 – La valutazione del rischio
Come già sottolineato dalle Raccomandazioni ICRP 60/90, il termine “rischio” viene ampiamente utilizzato in
molteplici campi, con un’accezione differente rispetto a quella precedentemente riportata. Infatti, ad esso
viene non solo associata la probabilità di un evento, bensì anche la sua severità, ciò che gli conferisce un
significato più vicino a quello già assegnato al “detrimento”.
Con questa necessaria precisazione, al seguito si riportano alcune considerazioni relative a quel processo,
trasversale a numerosi settori di attività, indicato come gestione del rischio.
Valutare il rischio R significa misurare le due quantità che lo condizionano: la grandezza della potenziale
perdita L e la probabilità p(Li) che la perdita effettivamente debba essere sostenuta. Le seguenti formule si
riferiscono rispettivamente al calcolo del rischio riguardante l’evento i e a quello del rischio totale.
Ri = Li p(Li)
Rtotale =∑ Li p(Li)
La valutazione del rischio rappresenta la fase più importante nel processo di risk management (gestione del
rischio), in quanto di più difficile esecuzione e maggiormente soggetta ad errore. Infatti, solo dopo che i rischi
sono stati opportunamente identificati e valutati, le successive fasi gestionali possono essere più facili da
individuare e da attuare.
Parte della difficoltà del risk management dipende dal fatto che la misura delle due quantità che concorrono
alla valutazione del rischio può essere molto difficoltosa e, conseguentemente, l'incertezza è spesso
significativa. Infatti, il risk management sarebbe più semplice se una singola metrica potesse incorporare
tutte le informazioni coinvolte in tale misurazione, mentre nella realtà questo non è possibile poiché le due
grandezze misurate sono di differente natura. Un rischio con una grande perdita potenziale e una bassa
probabilità di accadimento deve essere trattato differentemente da uno con una bassa perdita potenziale ma
una alta probabilità di accadimento.
Nell'ambito della tutela della salute umana, la valutazione del rischio consiste nel processo di quantificazione
della probabilità del verificarsi, a carico degli individui una popolazione, di un effetto dannoso dovuto a
specifiche attività. In molti paesi l'uso di particolari sostanze chimiche o la conduzione di determinati impianti
117
(centrali elettriche, stabilimenti, …) non è consentita se non viene dimostrato che essa non è suscettibile di
incrementare il rischio di morte o di malattia oltre un certo limite.
Esempio
Negli USA la Food and Drug Administration (FDA) ha richiesto fin dal 1973 che componenti
cancerogeni non debbano essere presenti nella carne in una concentrazione che può causare un
rischio di cancro superiore a 1 su un milione di persone.
Nella valutazione del rischio sono coinvolte varie fasi che richiedono il contributo di discipline differenti.
La prima fase, l'identificazione del rischio ("hazard identification" in inglese), è finalizzata a stimare la
possibilità che un potenziale agente dannoso possa causare un effetto avverso. La valutazione viene
effettuata, di preferenza, considerando le dosi di esposizione a tale agente e la loro correlazione con la
tipologia, severità e prevalenza dell'effetto avverso nella popolazione in oggetto. Nel corso di questa fase vi
è la necessità di estrapolare i risultati di esperimenti condotti sugli animali (come le cavie da laboratorio), di
applicarli agli esseri umani (utilizzando le conoscenze di varie discipline specialistiche come metabolismo
animale e umano, anatomia, patologia, …) e di scalare gli effetti di alti dosaggi ai bassi dosaggi. Infine, le
differenze tra individui (dovute a fattori genetici o ad altro) implicano che il rischio potrebbe essere più alto
per particolari gruppi, chiamati popolazione suscettibile (gruppi particolari), che devono essere rapidamente
individuati.
La seconda fase, detta quantificazione dell'esposizione, mira a determinare la quantità di contaminante
(dose) che gli individui e la popolazione riceveranno. Questa operazione richiede un approfondito esame dei
risultati precedenti. Poiché differenti ambienti e stili di vita, unitamente ad altri fattori, possono influenzare la
esposizione, viene prodotta una distribuzione dei possibili valori, con particolare attenzione alla popolazione
suscettibile.
I risultati delle suddette fasi vengono combinati per produrre una stima del rischio (Risk Assessment). A
causa della differente suscettibilità e delle differenti esposizioni, questo rischio è soggetto a variazioni
all'interno della popolazione. Per questioni di praticità, è spesso preferibile far riferimento a un singolo valore
che quantifichi il rischio per l’intera popolazione oggetto della valutazione, sulla base del quale sia possibile
prendere decisioni da parte dei responsabili della tutela della salute pubblica. Questo aspetto solleva la
questione circa quanto piccolo debba essere un determinato livello rischio e quanto piccolo il segmento di
popolazione esposta ad un rischio superiore a tale livello, affinché l’esposizione possa essere eticamente e
socialmente accettabile.
In generale, si assume che, che se il rischio è più alto per una ben definita sotto-popolazione (per cause
oggettive), questo gruppo non debba rientrare nelle regole applicabili alla popolazione generale, ma essere
considerato separatamente e sottoposto a misure specifiche per la sua riduzione. Di conseguenza, gruppi
particolari di lavoratori soggetti a rischi professionali possono essere protetti da misure legislative "ad hoc".
Va infine considerato che l'approccio conservativo alla stima del rischio porta all'utilizzo di fattori di sicurezza
che spesso sovrastimano il rischio reale in maniera consistente e che conducono a una stima finale
eccessivamente prudenziale e limitativa.
Tutto ciò potrebbe rivelarsi dannoso, in quanto potenziale causa di decisioni che produrrebbero un impatto
sociale, economico o di salute pubblica negativo.
Riguardo all'idea di adottare la politica del rischio zero, in pratica tale politica è possibile solo attraverso la
soppressione delle attività che causano il rischio. Requisiti eccessivamente restrittivi potrebbero non essere
tecnicamente disponibili, o risultare così altamente costosi da rendere l'attività che causa il rischio
economicamente insostenibile.
Nell'interesse della tutela della salute, tutti i rischi e i benefici delle possibili alternative devono essere
accuratamente considerati, valutandone responsabilmente tutte le conseguenze.
Esempio
E’ possibile che le emissioni di un inceneritore ospedaliero causino un certo numero di morti per
anno. Questo rischio deve essere confrontato, in l'alternativa, con l'assenza dell’incenerimento, che
porta con sé il potenziale rischio di diffusione di malattie infettive.
9.4 - Esposizione normale e potenziale
Le esposizioni normali e potenziali rientrano tra le cosiddette esposizioni pianificate, che sono il risultato
della gestione programmata di fonti radioattive.
L'esposizione normale è quella che ragionevolmente ci si attende possa accadere (probabilità prossima
all'unità) ma che si manifesta attraverso dei livelli di dose che si mantengono entro i limiti prescritti.
118
L'esposizione potenziale ha invece una probabilità generalmente molto bassa (<< 1), mentre i suoi effetti
sulla salute dei singoli individui, o di particolari gruppi di individui, devono essere soggetti ad attenta
valutazione "a priori", definendo il detrimento collettivo. Poichè in questa analisi non è possibile fare
riferimento a limiti di dose, si dovranno introdurre vincoli sulle probabilità di accadimento degli specifici
incidenti e/o sull'entità delle esposizioni risultanti. Anche se di difficile applicazione, questo principio può
essere riassunto dalla seguente tabella, dove si ipotizza una relazione empirica tra gli effetti di una
determinata gravità ed il vincolo da applicare sulla probabilità di accadimento: all’aumentare della gravità
dell’effetto deve corrispondere una probabilità di accadimento più bassa.
Tipo di effetti
Vincolo sulla probabilità
Eventi con effetti stocastici (nel rispetto dei limiti di dose)
Eventi con effetti deterministici
Eventi con effetti deterministici letali
da 10 a 10
-5
-6
da 10 a 10
-6
< 10
-2
-5
Tabella 9.6 - Relazione empirica esistente tra la gravità degli effetti attesi e i vincoli sulla probabilità di
accadimento
In tutte le valutazioni di rischio e detrimento derivanti da attività che espongono particolari categorie di
lavoratori o di popolazione alle radiazioni ionizzanti, è necessario prendere in esame sia le normali
condizioni di lavoro, sia situazioni eccezionali, suscettibili di aumentare il grado di esposizione individuale e
collettiva.
La stima delle esposizioni derivanti dalla normali attività lavorative risulta in genere di semplice esecuzione,
richiedendo prevalentemente informazioni circa i seguenti aspetti:
caratteristiche della sorgente radiogena,
attività svolta dal personale lavorativo,
carichi di lavoro,
caratteristiche degli ambienti di lavoro,
occupazione degli ambienti di lavoro.
Utilizzando criteri cautelativi, si possono pertanto raggiungere indicazioni affidabili sulle dosi massime a
carico dei lavoratori e della popolazione e sui conseguenti effetti, nell'ambito delle situazioni operative di
routine. Quando invece si conduce l’analisi di un rischio potenziale, occorre considerare separatamente i
due elementi che lo compongono: la probabilità e le conseguenze.
Considerarne semplicemente il prodotto non consente di valutare correttamente l'entità del rischio stesso.
Esempio
Se si moltiplica una probabilità di incidente di 10-1per anno per la verosimile conseguenza di un
-5
decesso, si otterrebbe lo stesso risultato di un'attività con una probabilità di incidente di 10 per
4
anno, ma che può provocare 10 decessi.
Si può infatti asserire che l'ipotesi di un evento rarissimo, ma con conseguenze estremamente gravi, non è
infatti assimilabile a quella di un evento meno improbabile e con conseguenze di minore entità.
Benchè le due ipotesi si equivalgano perfettamente sul piano puramente numerico, su un arco di tempo
sufficientemente lungo, il verificarsi di un incidente con conseguenze gravi (se non addirittura catastrofiche)
potrebbe compromettere irreparabilmente determinate realtà, molto più di quanto si potrebbe ascrivere a
danni di minore entità, diluiti nel tempo. In generale, esposizioni accidentali possono essere dovute a guasti
alle apparecchiature, ad errori umani od a eventi esterni (incendi, terremoti, ...).
E' comunque possibile attuare forme di controllo nei confronti sia della probabilità (prevenzione) che
dell'entità (mitigazione) di queste esposizioni: ciò risulta importante soprattutto per quanto concerne le
attività radioterapiche.
Si ricorda infine che, nell'ambito delle attività soggette ai rischi da radiazioni ionizzanti, è necessario valutare
non solo l'esposizione dei lavoratori e della popolazione, ma anche l’impatto ambientale, sia nelle normali
condizioni lavorative e di esercizio sia in caso di incidente. Qualora gli effetti previsti in caso di incidente
risultino particolarmente pesanti, si dovrà procedere a predisporre un piano di emergenza che valuti:
entità dell'incidente,
conseguenze radiologiche (sulla popolazione e sull'ambiente),
contromisure ed interventi,
119
organizzazione degli interventi.
Una trattazione più dettagliata di questo specifico problema esula dagli obiettivi di questo testo.
9.5 - Esperto qualificato e medico autorizzato
L'esperto qualificato e il medico autorizzato rappresentano due particolari figure di professionisti (il primo è
addetto alla sorveglianza fisica e tecnica della protezione, il secondo a quella medica) previste per la prima
volta dal DPR 185/64. Ad esse sono attribuiti i principali ruoli nel campo della radioprotezione.
Pur con qualche variazione o aggiustamento, a seguito dell'emanazione del D.Lgs. 230/95 e delle
successive modifiche e integrazioni (D.Lgs. 241/00), i loro compiti più rilevanti si sono mantenuti
sostanzialmente gli stessi nell'arco di oltre un trentennio (dal 1964 al 1995).
Per quanto concerne la figura dell'esperto qualificato, le sue attribuzioni sono principalmente riconducibili ai
seguenti compiti:
l'individuazione, la classificazione e la delimitazione delle aree di lavoro soggette al rischio da
radiazioni,
la classificazione dei lavoratori sottoposti al predetto rischio,
l'esecuzione degli accertamenti e delle valutazioni necessari (con la frequenza prestabilita) per la
stima dell'entità del rischio,
la predisposizione di idonei provvedimenti finalizzati ad assicurare la sorveglianza fisica della
protezione.
Tuttavia, dal confronto tra le due diverse norme di legge, si nota una chiara tendenza a richiedere all'esperto
qualificato una professionalità ed una competenza sempre più ampie, in modo da garantire una efficace
presenza in campi di attività e in situazioni operative estremamente differenziate.
Esempio
In caso di sospetta contaminazione interna di lavoratori, l'esperto qualificato deve essere in grado di:
1 - porre in atto le metodiche di indagini più idonee per la rilevazione e la quantificazione dell’attività
dell'agente contaminante (rilevazione esterna
mediante whole-body counter,
analisi
radiotossicologiche, ...),
2 - applicare dei modelli metabolici che siano atti alla determinazione delle dosi (equivalente ed
efficace) ricevute dagli individui che sono risultati esposti alla contaminazione stessa.
Riguardo alle situazioni che richiedono l'intervento dell'esperto qualificato, si può affermare che la
sorveglianza fisica deve essere sempre effettuata quando le attività svolte comportano una classificazione
delle aree di lavoro in Zone Controllate o Zone Sorvegliate e/o la classificazione di operatori nell'ambito dei
lavoratori esposti.
Il medico autorizzato rivolge, invece, la propria attenzione a quell’insieme di visite e indagini cliniche che,
supportate da conseguenti provvedimenti sanitari, garantiscono la protezione medica dei lavoratori esposti e
della popolazione.
9.6 - Tipologie di esposizione
Esigenze di ordine tecnico, operativo e normativo consigliano di classificare le tipologie di esposizione degli
esseri umani alle radiazioni ionizzanti in differenti categorie, rispondenti alle situazioni ed alle cause che ne
sono responsabili.
Da questo approccio deriva la seguente classificazione delle esposizioni.
L'esposizione occupazionale è la conseguenza di attività lavorative che espongono l'operatore ai
rischi derivanti dall'impiego delle radiazioni ionizzanti, come parte integrante ed inscindibile
dell'attività lavorativa svolta.
Per esposizione medica si intende quella ricevuta da individui della popolazione che vengono
sottoposti a procedure mediche, come parte integrante del proprio trattamento diagnostico o
terapeutico.
120
L'esposizione del pubblico riguarda tutte le rimanenti esposizioni, comprese quelle non suscettibili
al controllo umano (come è il caso dell'esposizione ambientale, che dipende esclusivamente dalla
presenza del fondo naturale di radiazioni ionizzanti).
Mentre le esposizioni di natura professionale (limitatamente alle attività lavorative svolte in ambito sanitario)
e di natura medica saranno diffusamente trattate nei successivi capitoli, per quanto riguarda l'esposizione
dovuta al fondo naturale di radiazioni, si rimanda alla breve trattazione riportata nell'Appendice D.
9.6.1 – Criteri generali per la riduzione della dose
La dose prodotta dall’esposizione ad un fascio RX o da una sorgente radioattiva dipende fondamentalmente
dai seguenti fattori:
caratteristiche della radiazione,
intensità del fascio,
durata dell’esposizione,
distanza dalla fonte radiogena.
Mentre è certamente più complesso stabilire rigorose relazioni tra le caratteristiche della radiazione (tipo,
energia, …) e la dose ricevuta, esiste una proporzionalità diretta della dose sia con l’intensità del fascio
(rateo di dose) che con la durata dell’esposizione, mentre essa è inversamente proporzionale al quadrato
della distanza.
Un ulteriore intervento, spesso indispensabile, per la riduzione della dose consiste nell’impiego di barriere
protettive che intercettino i campi di irradiazione
Infatti, indipendentemente dalle caratteristiche intrinseche e peculiari dell’esposizione a una data fonte
radiogena e come già sottolineato al paragrafo precedente, l’interposizione di uno schermo protettivo di
dimensioni idonee (per materiale assorbitore e spessore), consente di ridurre drasticamente la dose
trasmessa a valle dello stesso. In relazione al loro utilizzo (e ai conseguenti requisiti necessari), tali mezzi
protettivi possono suddividersi nelle seguenti categorie:
1. indumenti protettivi,
2. barriere protettive mobili,
3. barriere protettive fisse.
In generale, solo qualora si svolgano attività che non consentano di utilizzare barriere protettive (fisse o
mobili) è consigliabile ricorrere ad indumenti protettivi, realizzati in materiali piombiferi o di altra natura,
causa la loro minore efficacia.
Infatti, tali indumenti (camici, grembiuli, guanti, collarini, occhiali, …) garantiscono una schermatura che può
variare da 0,25 a 0,50 mm di piombo equivalente, quando un semplice pannello protettivo di una sala di
diagnostica radiologica equivale ad almeno 2 mm di piombo equivalente.
Inoltre, il loro utilizzo è condizionato da motivi contingenti, quali:
peso,
necessità di sterilizzazione,
ingombro,
…
Riguardo alla barriere protettive, ogni sala per diagnostica radiologica (o radioterapia, o medicina nucleare,
…) deve essere provvista di schermature sufficienti ad impedire che all'esterno della stessa i campi di
radiazione superino i livelli consentiti dalla legge e previsti in fase di progettazione.
Le barriere protettive si suddividono in primarie, se sono interessate direttamente dal fascio diretto (o
primario), e secondarie, quando sono destinate a schermare le sole radiazioni di fuga (dalla cuffia) e diffusa
(dal paziente e/o dalle suppellettili circostanti)
Entrambe sono generalmente realizzate in pannelli di piombo o, in base alle necessità, mediante strutture
murarie di opportuno spessore. Quest’ultimo aspetto verrà dettagliatamente trattato nel capitolo successivo.
121
122
CAPITOLO 10. ESPOSIZIONE OCCUPAZIONALE
10.1 - L'esposizione occupazionale nella sanità
L'esposizione occupazionale nell'ambito della sanità rappresenta probabilmente il palcoscenico dove la
radioprotezione ha storicamente esordito: infatti è proprio in questo specifico settore che si ebbero le prime e
le più numerose applicazioni concrete di procedimenti basati sull'uso delle radiazioni ionizzanti, con i
conseguenti inevitabili danni per quei pionieri che furono protagonisti di questi avvenimenti e ne subirono
ben presto ed inequivocabilmente le conseguenze, in termini di patologie radioindotte.
In questo capitolo si vogliono affrontare alcune delle più ricorrenti problematiche caratterizzanti le tecnologie
e le procedure cliniche che ricorrono all’impiego di radiazioni ionizzanti, valutandone i principali risvolti
radioprotezionistici nei confronti del personale che opera in questo campo.
I tradizionali settori ai quali fa capo l'esposizione occupazionale degli operatori sanitari sono:
la diagnostica per immagini,
la radioterapia.
10.2 - La diagnostica per immagini
Con il termine di diagnostica per immagini si intendono comunemente tutte quelle attività di diagnosi medica
che si basano su rappresentazioni e su immagini di natura anatomica e/o fisiologica.
Storicamente nasce qualche anno dopo la scoperta dei raggi X da parte di Wilhelm Conrad Röntgen,
avvenuta l’8 novembre 1895. Fino alla seconda metà del XX secolo, la radiologia restava l'unico metodo di
esplorazione indiretto degli organi interni del paziente; sul finire del 1900 vennero inventate ed assorbite
nella branca radiologica altre tecniche di esplorazione non basate sull'utilizzo di radiazioni ionizzanti. Per
questo motivo, pur restando il nome radiologia come indicativo delle indagini interne, oggi si preferisce la
terminologia diagnostica per immagini.
Le varie metodiche che si collocano in questo contesto, andato espandendosi sempre più rapidamente verso
nuove soluzioni tecnico−scientifiche, sono divenute sempre più numerose nel corso della seconda metà di
questo secolo, pur rimanendo tuttora prevalenti quelle che ricorrono all'uso delle radiazioni ionizzanti.
Per ovvi motivi, nel prosieguo del capitolo si tratteranno esplicitamente le problematiche collegate a queste
ultime (diagnostica radiologica e medicina nucleare).
10.2.1 − La radiodiagnostica
Già si è detto che la radiodiagnostica "tradizionale" rappresenta la prima tra le metodiche di indagine medica
storicamente collocabile in quel contesto precedentemente definito come diagnostica per immagini.
Al seguito viene fornita una
breve
descrizione
degli
aspetti
tecnologici
ed
operativi più rilevanti che
caratterizzano
questo
settore.
Fig. 10.1 - Schema di tubo
radiologico
dimensioni sono regolabili mediante appositi sistemi di collimazione.
123
Le varie apparecchiature
radiodiagnostiche utilizzano
tubi radiogeni alimentati con
tensioni comprese tra 25 kV
e 150 kV e con correnti
massime di 1000 mA, che
producono
un
fascio
primario di raggi X le cui
Questi ultimi possono essere realizzati dai classici collimatori a lamelle multiple (costituiti da due coppie di
lamine in piombo, perpendicolari tra loro e regolabili in modo da consentire un'ampia varietà di campi
quadrati e rettangolari), oppure consistono in collimatori fissi a forma conica (tubi metallici che delimitano il
campo), soprattutto negli apparecchi dentali endorali.
Il fascio primario è generato a seguito
dell'interazione degli elettroni prodotti per effetto
termoionico dal filamento anodico, riscaldato
elettricamente fino a 2.000 °C, con un anodo
(fisso o rotante) costituito da componenti come
tungsteno e rame.
Gli apparecchi per diagnostica Rx utilizzano
preferibilmente tubi con anodo rotante (da 3.000
a 9.000 giri), al fine di disperdere più
efficacemente su di una superficie maggiore il
calore che vi viene accumulato.
Poiché la tensione di alimentazione è alternata,
l'impiego di generatori trifase e di circuiti
"rettificatori", che invertono la polarità delle
semionde negative, consente di ottenere una
tensione pressoché costante, con la possibilità
di produrre fotoni X in numero maggiore e con
energia media più elevata.
Fig. 10.2 – Rendimento di un generatore in
funzione del sistema di rettificazione della
corrente alternata: A - monofase, B - esafase, C
– dodecafase, D - alta frequenza.
Il tubo radiogeno è contenuto in un apposito
involucro, detto cuffia o guaina, che provvede a
garantire la necessaria protezione (grazie a
pareti schermanti realizzate in piombo) nei
confronti dei raggi X estranei al fascio primario,
che prendono il nome di radiazione di fuga dalla
cuffia.
Il fascio primario origina quindi da una ridottissima superficie anodica (tipicamente di dimensioni comprese
tra il cm2 e frazioni di mm2), detta fuoco, che viene definita dalle dimensioni del fascio elettronico che
intercetta l'anodo: minore è la superficie focale,
migliore la risoluzione spaziale dell’immagine.
Attraversata una apposita finestra e filtrato
mediante assorbitori di alluminio (allo scopo di
eliminare le componenti meno energetiche dello
spettro Rx, inutilizzabili nella maggior parte delle
indagini), esso viene infine inviato sul particolare
segmento anatomico da esaminare e, quindi, sul
sistema di riproduzione di immagine (analogico o
digitale).
Fig. 10.3 - Indagine radiografica tradizionale
Tipiche filtrazioni di apparecchi diagnostici
prevedono l'aggiunta di spessori di alluminio
compresi tra 1,5 e 3 mm (filtrazione aggiuntiva), a
seconda della tensione massima fornita al tubo Rx
e del particolare tipo di indagine cui esso è
finalizzato, con il risultato di un "indurimento" del
fascio attraverso la riduzione della componente
spettrale a bassa energia.
Un sistema ottico inserito nel sistema di
collimazione è inoltre in grado di fornire un fascio
luminoso con caratteristiche geometriche simili a
quelle del fascio Rx (fascio luminoso di centratura), per visualizzarne preventivamente le caratteristiche
spaziali in riferimento al distretto anatomico esaminato.
124
A seconda delle modalità di rappresentazione che vengono adottate, l'immagine radiografica ottenuta
prende il nome di:
radiogramma (produzione di immagini statiche), quando essa viene registrata su di una pellicola
radiografica (o su supporto digitale), previa interposizione di griglie antidiffusione e di schermi di
rinforzo (che servono a migliorare la qualità dell'immagine),
radioscopia (produzione di immagini dinamiche), se il supporto fisico sul quale viene presentata
l'immagine consiste in uno schermo fluoroscopico che, per motivi legati alla protezione del paziente
e dell'operatore, deve fare parte di un dispositivo per l'amplificazione dell'intensità luminosa (IB), a
sua volta collegato, di norma, ad una catena televisiva (TV), così da realizzare un sistema
denominato IB-TV.
Questa classificazione tende a perdere di significato quando si passa da apparecchiature tradizionali di tipo
analogico a sistemi più recenti basati sulla tecnologia digitale.
La radiografia computerizzata (CR) rappresenta quella tecnologia che consente di ottenere immagini
mediche digitali da raggi X, utilizzando appositi fosfori a memoria, cancellabili e riutilizzabili per numerose
volte. Anche se fornisce generalmente una qualità d'immagine inferiore ai sistemi analogici, la CR è
considerata vantaggiosa in quanto consente di:
passare ad un sistema digitale di archiviazione e refertazione senza richiedere un grosso
investimento,
continuare a lavorare con impianti radiologici convenzionali (analogici), sostituendo le cassette
tradizionali con plate.
Assorbito un fotone x, il fosforo si porta su uno stato eccitato a lunga vita media, che mantiene memoria del
fotone e della sua localizzazione. L’informazione viene letta illuminando il fosforo con un raggio laser
rosso/infrarosso (630-680 nm): tramite emissione stimolata, il cristallo viene portato ad uno stato instabile,
dal quale decade istantaneamente allo stato fondamentale emettendo luce attorno a 400 nm.
Un fotomoltiplicatore raccoglie la luce in uscita dal fosforo, (che ripete lo schema di arrivo dei raggi x)
collegandola alla posizione spaziale originaria: un computer raccoglie le informazioni (posizione e intensità)
e mostra a monitor l'immagine radiografica.
Con il termine radiologia digitale sono generalmente indicati i sistemi di radiografia diretta (DR), nei quali la
rivelazione dell'immagine avviene tramite un sensore che fornisce direttamente i dati digitali, senza bisogno
di procedimenti intermedi. Questi sensori sono utilizzati nella stessa posizione dei sistemi analogici basati
sul film radiografico, in modo da raccogliere il fascio X emergente dal paziente.
In un tempo di 5 a 30 secondi dall'esposizione, i dati digitali dell'immagine sono spediti lungo un cavo a fibra
ottica fino al computer di controllo, che riproduce l'immagine appena acquisita e la invia per la stampa e per
l'archiviazione lungo la rete ospedaliera.
La tecnologia DR è principalmente basata sui seguenti sistemi:
Sistemi a CCD - Il fotone X è convertito in luce da uno strato di fosfori tipici degli schermi di rinforzo,
l’immagine luminosa è raccolta (da lenti o da fasci di fibre ottiche) su un CCD (Charge Coupled
Device) e mostrata (real time) sul monitor.
Sistemi diretti - Il sensore è composto da Se amorfo, che converte i raggi X in coppie elettrone-buca.
Il campo elettrico tra le sue superfici trasporta gli elettroni verso una matrice di transistor che
raccoglie le cariche corrispondenti ad ogni pixel e invia i dati al computer.
Sistemi indiretti - Il sensore consiste in uno strato di CsI(Tl), ad altissima efficienza di conversione
luminosa. Il fotone luminoso resta intrappolato nel cristallo, che agisce come una guida d'onda
(diffusione laterale molto contenuta) e viene raccolto da una matrice di fotodiodi.
Le soluzioni tecniche offerte dalla radiologia digitale offrono ulteriori vantaggi quando sono inserite nel
contesto di un PACS, acronimo di Picture Archiving and Communication System (sistema di archiviazione e
trasmissione di immagini), che consiste in un sistema computerizzato per l'archiviazione, la trasmissione e la
visualizzazione su stazioni di lavoro dedicate delle immagini digitali.
Le sue principali componenti consistono in:
sistemi di acquisizione delle immagini prodotte dalle differenti tecnologie di imaging, che si
identificano sostanzialmente nei computer di acquisizione;
dispositivi di archiviazione delle immagini diagnostiche su supporti digitali;
dispositivi di visualizzazione, elaborazione e stampa delle immagini, che constano nelle stazioni di
lavoro (o workstation) e nelle loro periferiche.
125
Le singole stazioni sono collegate mediante rete locale, a sua volta integrata nel sistema informatico
radiologico e/o ospedaliero per la gestione dei dati del paziente.
Le immagini sono inizialmente memorizzate in un archivio on-line molto veloce e solo successivamente in
archivi a lungo termine (supporti CD, DVD, …), dove vengono conservate per ogni eventuale successivo
riutilizzo. Il principale obiettivo di un PACS è quello di fornire una soluzione globale per l’informatizzazione
della diagnostica per immagini, pur nella valorizzazione delle strutture e delle risorse già esistenti, con
ricadute organizzative quali l’aumento della produttività e la riduzione dei costi.
10.2.1.1 – La tomografia computerizzata
Caratteristiche tecniche analoghe alle precedenti vengono sostanzialmente mantenute nei tubi radiogeni
progettati per le unità di tomografia computerizzata (TC), dove le dimensioni geometriche del fascio devono
risultare tali da intercettare una (o più) sottile sezione anatomica (detta anche "slice" o "fetta") dello spessore
richiesto.
Il tubo radiogeno ruota attorno al paziente ed una schiera di rivelatori, sul lato opposto, raccoglie l'immagine
di una sua sezione; il lettino porta paziente scorre in modo molto preciso e riproducibile all'interno di un
tunnel di scansione, presentando a ogni giro una sezione diversa del corpo. Le sequenze di immagini,
assieme alla informazioni dell'angolo di ripresa, sono elaborate da un computer, che presenta il risultato sul
monitor. Nei tomografi a rotazione continua unidirezionale, il tubo radiogeno e i detettori sono montati su un
anello rotante che si alimenta attraverso "contatti striscianti", senza il problema dei cavi che si attorcigliano.
Questa metodica consente l'acquisizione delle immagini in modo continuo: mentre il tavolo che porta il
paziente si muove lungo un piano di scorrimento, i piani di scansione descrivono un'elica attorno al paziente,
ottenendo una scansione "spirale".
I tomografi a spirale più comuni compiono una rotazione in circa un secondo, consentendo un'acquisizione
completa di un volume corporeo in un minuto e in un'unica apnea e riducendo gli artefatti di movimento del
paziente. I moderni tomografi multistrato dotati di più banchi di rivelatori affiancati (8, 16, 64, 128, …),
possono impiegare anche solo pochi secondi, ottenendo decine di scansioni per ogni singola rotazione.
Tomografi superveloci consentono gli studi dinamici del cuore.
L'immagine risultante non è di tipo planare, come quelle fornite dalla radiodiagnostica tradizionale, bensì
tomografica, in quanto ricostruita partendo dalle singole proiezioni (o profili) acquisite nel corso delle
rotazioni del tubo radiogeno.
Fig. 10.4 - Rappresentazione schematica di un sistema TC
Tali proiezioni vengono registrate grazie alle già
menzionate schiere di rivelatori (in rotazione solidale con il
tubo radiogeno o fisse, a seconda che si tratti di scanner di
III o IV generazione), che inviano i profili del fascio Rx ad
elaboratori espressamente dedicati alla ricostruzione
dell'immagine tomografica attraverso l'applicazione di
complessi algoritmi di calcolo. Pur senza volere trattare
questo aspetto in dettaglio, si desidera solo ricordare che
l'algoritmo più comunemente utilizzato per la ricostruzione
tomografica è quello definito "retroproiezione". Il contenuto
di informazione dei voxel che costituiscono l’immagine
risultante, generalmente indicato come numero TC o di
Hounsfield (H), dipende dal coefficiente di attenuazione del
tessuto corporeo corrispondente, ossia:
H = K (µ
µv - µw) / µw
dove K è il fattore di magnificazione (uguale a 1000), µv il coefficiente di attenuazione lineare del tessuto
contenuto nel voxel, µw il coefficiente di attenuazione lineare dell’acqua.
Esempio
Il numero di Hounsfield dell’acqua è dato da: K (µw - µw) / µw = 0
126
10.2.1.1 − Presidi radioprotezionistici
Indipendentemente dal particolare tipo di settore radiodiagnostico alla quale viene destinata, una sala per
diagnostica radiologica deve essere provvista di schermature sufficienti ad impedire che all'esterno della
stessa i campi di radiazione superino i livelli consentiti e/o previsti in fase di progettazione.
Le barriere protettive, che si suddividono in primarie, se interessate direttamente dal fascio diretto o primario,
e secondarie, quando sono destinate a schermare le sole radiazioni di fuga (dalla cuffia) e diffusa (dal
paziente e/o dalle suppellettili circostanti), sono generalmente realizzate in pannelli di piombo o, più
raramente, mediante strutture murarie di opportuno spessore.
In alcuni casi, il potere schermante delle opere edili può essere incrementato, oltre che aumentandone lo
spessore, aggiungendo al calcestruzzo dei materiali ad elevato peso atomico, quale ad esempio la barite
(impasto contenente il composto del bario BaSO4) che fornisce un composto con densità molto elevate,
frequentemente impiegato in ambito radioterapico.
Lo spessore richiesto per una sala di radiodiagnostica solitamente non supera i 3 - 4 mm di piombo o, in
alternativa, i 20 − 25 cm di calcestruzzo, per quanto riguarda le barriere primarie, mentre le barriere
secondarie richiedono normalmente degli spessori minori. Il dimensionamento delle barriere protettive viene
condotto utilizzando particolari modelli di calcolo, come quello proposto dalle raccomandazioni del National
Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP), attraverso i suoi Report No. 49/76, 51/77,
144/03 e 147/04.
Suddetti procedimenti di calcolo si basano sull'analisi di una serie di parametri, come:
tipologia della barriera protettiva (primaria o secondaria),
carico di lavoro W, espresso in mAmin / settimana,
fattore d'uso U della barriera protettiva (frazione della durata di erogazione in cui il fascio intercetta
la barriera),
fattore di occupazione T degli ambienti a valle della barriera protettiva,
distanza della barriera protettiva dal fuoco del tubo Rx,
livello di irradiazione richiesto a valle della barriera protettiva.
Le tabelle successive riportano un esempio dei valori numerici che più comunemente vengono usati per
esprimere i fattori d'uso e i fattori di occupazione nell’ambito della diagnostica radiologica (e della
radioterapia con fasci esterni).
TIPO D’USO
U
ESEMPI
1
Barriere secondarie, parete di una sala Rx dove è
posizionato un teleradiografo
Parziale
1/4
Muri perimetrali di una sala Rx dove è installata
una unità pensile
Occasionale
1 / 16
Soffitto di una sala Rx non esposto normalmente al
fascio diretto
Totale
Tabella 10.1 - Fattori d'uso di più frequente utilizzo
TIPO DI OCCUPAZIONE
T
ESEMPI
Totale
1
Sale comandi di una sala Rx, locali di abitazione,
uffici
Parziale
1/4
Corridoi di transito, magazzini, servizi igienici
usati da personale esposto
Occasionale
1 / 16
Ripostigli, strade, servizi igienici non utilizzati da
personale esposto
Tabella 10.2 - Fattori di occupazione di più frequente utilizzo
Nella immagine successiva si riporta, a mero titolo di esempio, una tipica planimetria di una sala di
radiodiagnostica tradizionale, con l'indicazione della collocazione e dello spessore delle barriere protettive
primarie e secondarie, unitamente alle norme interne di sicurezza per attività connesse all'uso di impianti
radiodiagnostici fissi.
127
A questa fa seguito uno schema di calcolo che applica integralmente le indicazioni contenute negli NCRP
Report 49/76 e 147/05, accompagnato dai valori di rateo di kerma in aria utilizzati per il calcolo delle barriere.
Vengono infine riportate tabelle per la immediata determinazione degli spessori delle barriere protettive
primarie e secondarie (ricavate secondo le stesse modalità sopra riportate), che si riferiscono alle più comuni
condizioni operative.
Fig. 10.5 - Planimetria di una sala di radiodiagnostica
NORME INTERNE DI SICUREZZA PER ATTIVITÀ RADIODIAGNOSTICHE
IMPIANTI RADIODIAGNOSTICI FISSI
SI DEVE
1. Predisporre i dati di esposizione (kV e mAs) in base alle caratteristiche anatomiche del paziente,
all'impianto radiogeno e alle caratteristiche del sistema di riproduzione dell’immagine (analogico/digitale),
ottimizzando la qualità dell'immagine fornita.
2. Utilizzare il grembiule in gomma piombifera ogni qualvolta sia possibile proteggere parti anatomiche
limitrofe alle zone irradiate. Proteggere sempre, quando ciò risulta possibile, le gonadi del paziente con
protezioni in gomma piombifera (0,5 mm di Pb equivalente).
3. Se è necessario che qualcuno assista il paziente durante l'esame, provvedere a che indossi indumenti
protettivi anti−X (0,5 mm di Pb equivalente) e che si mantenga al di fuori del fascio primario
4. Informarsi sullo stato di gravidanza delle donne in età fertile e proteggere comunque gonadi e tiroide. In
caso di accertata gravidanza, eseguire l'esame solo in casi di particolare gravità.
5. Limitare le dimensioni del campo al particolare anatomico di interesse, utilizzando coni delimitatori o
diaframmi di campo.
6. Assicurarsi della perfetta chiusura delle porte prima di ogni esposizione.
7. Allontanare dalla sala tutto il personale la cui presenza non risulta strettamente indispensabile alla
esecuzione dell'esame.
8. In caso di guasto o malfunzionamento dell'apparecchiatura radiogena, disinserire l'impianto e dare
immediata comunicazione ai responsabili.
128
9. Posizionare correttamente il/i dosimetro/i personale/i, secondo le indicazioni fornite dai responsabili della
radioprotezione.
10. Fare sì che durante l'esecuzione della scopia il personale si mantenga dietro le apposite barriere anti X
od alla massima distanza possibile dall'apparecchio radiogeno
11. Consegnare puntualmente il proprio dosimetro personale alla scadenza prevista.
12. Comunicare al datore di lavoro ogni altro rapporto di lavoro che comporti l'esposizione alle radiazioni
ionizzanti.
13. Segnalare tempestivamente, da parte del personale femminile, stati di gravidanza, in modo da
consentire alla Direzione di applicare le norme di prevenzione previste dalla normativa di legge.
NON SI DEVE
1. Esporre mani, avambracci, ecc., al fascio primario. Qualora ciò risultasse necessario, indossare adeguati
indumenti protettivi anti X (guanti, grembiuli, collari,...)
2. Far sostare i pazienti e/o gli accompagnatori nella sala radiologica mentre vengono eseguiti altri esami.
3. Rimuovere le protezioni fisse o mobili in dotazione all'impianto, contrassegni, segnaletica, norme interne
ed istruzioni affisse dal datore di lavoro.
4. Lasciare il proprio dosimetro incustodito, lacerarne la custodia o esporlo volontariamente a fonti di calore
o a sorgenti di radiazioni.
Tabella 10.3 - Esempio di norme interne di sicurezza per attività radiodiagnostiche con impianti fissi
KERMA IN ARIA
(µGy/settimana)
DOSE EFFICACE
(mSv/anno)
CATEGORIA
DI
LAVORATORI
Valore massimo
Valore
consigliato
Valore massimo
Valore
consigliato
Categoria A
Categoria B
Non esposti
20
6
1
6
2
0,3
400
120
20
120
40
6
Tabella 10.4 - Valori di rateo di kerma in aria utilizzati per il calcolo di barriere protettive
REPARTO II - Sala C
Apparecchio
N. esami
kVmax
mAsmax
settimanali
Tavolo + pensile
Lato
Parete a
Parete b
Parete c
Parete d
Porta
400
Verso
sala com.
sala TAC
spogliatoi
esterno
corridoio
130
U
25
SEV
W
(mm di Pb)
(mAmin/sett)
0,28
166,67
0,0015
P
kp
Barriere Primarie
T
d
(m)
(µGy/sett)
a ( 90° )
F
(cm2)
1600
B.P.
(mm di P)
0,25
0,25
0,25
1
0,0625
0,0625
3
1,5
1,5
40
6,6
6,6
8,64 10-4
5,70 10-4
-4
5,70 10
1,75
1,90
1,90
0,25
0,25
6
6,6
2,28 10
-3
1,35
129
Lato
Parete a
Parete b
Parete c
Parete d
Porta
Verso
sala com.
sala TAC
spogliatoi
esterno
corridoio
T
Barriere Secondarie
d1
d2
P
ks
B.P.
(m)
(m)
(µGy/sett)
(mm di Pb)
1
0,0625
0,0625
0,8
0,8
1,5
3
1,5
1,5
40
6,6
6,6
2,30 10-2
1,52 10-2
5,35 10-2
0,6
0,7
0,35
0,25
1,5
6
6,6
2,14 10-1
0,1
Tabella 10.5 - Esempio di calcolo di barriere protettive basato sui valori di kerma in aria della Tabella 10.4. I
fattori di trasmissione kp e ks nonchè lo spessore della barriera (mm di Pb) sono ricavati dallo NCRP Report
49/76
130
Tabella per il calcolo di barriere protettive primarie
Barriera primaria (mm di Pb)
alla distanza di
Barriera primaria (cm di
calcestruzzo) alla distanza di
Tensione
WUT
Applicata
mA min / sett
1m
2m
3m
5m
10 m
1m
2m
3m
5m
10 m
50 kV
10.000
3.000
1.000
300
100
0.85
0.7
0.6
0.5
0.4
0.7
0.6
0.5
0.4
0.3
0.6
0.5
0.4
0.35
0.25
0.55
0.45
0.35
0.25
0.2
0.5
0.35
0.25
0.2
0.15
8
7
6
5
4
6.5
5.5
4.5
4
3
6
5
4
3.5
2.5
5
4
3.5
2.5
2
4
3.5
2.5
2
1.5
10.000
3.000
1.000
300
100
2.4
1.95
1.65
1.37
1.1
1.9
1.55
1.35
1.05
0.8
1.65
1.4
1.15
0.8
0.65
1.4
1.15
0.9
0.65
0.5
1.1
0.85
0.65
0.45
0.3
19
17
15
13
11
16.5
14.5
12.5
11
9
15
13.5
11.5
9.5
7.5
13.5
11
9.5
7.5
6
11
9.5
7.5
6
4
10.000
3.000
1.000
300
100
4.55
3.9
3.45
3.05
2.55
3.85
3.35
2.95
2.45
2.05
3.5
3
2.6
2.1
1.7
3.1
2.65
2.2
1.75
1.35
2.55
2.1
1.65
1.2
0.85
30.5
27.5
24.5
22
18.5
27
24
21.5
18
15.5
25
22
19.5
16.5
14
22
19
16.5
14
11
19
16
13.5
11
8
10.000
3.000
1.000
300
100
5
4.45
3.9
3.45
2.95
4.3
3.8
3.35
2.85
2.4
3.95
3.45
3
2.55
2.05
3.55
3.05
2.6
2.1
1.65
2.95
2.5
2.05
1.6
1.15
37
34
30.5
27.5
24
33.5
30
27
23
20
31
27.5
24
21
17.5
28
24.5
21.5
18
15
24
20.5
17.5
14
10.5
10.000
3.000
1.000
300
100
5.5
4.8
4.3
3.8
3.3
4.65
4.15
3.7
3.15
2.75
4.3
3.85
3.35
2.85
2.4
3.85
3.4
2.9
2.4
1.95
3.3
2.85
2.35
1.85
1.45
44
39.5
36
32.5
28.5
39
35
31.5
27.5
24
37
32.5
29
25
21.5
33
29
25.5
21.5
18
28.5
25
21
17.5
13.5
SEV= 0,06mm Pb
SEV= 0,43cm calcest.
70 kV
SEV= 0,17mm Pb
SEV= 0,84cm calcest.
100 kV
SEV= 0,27mm Pb
SEV= 1,6cm calcest.
125 kV
SEV= 0,28mm Pb
SEV= 2,0cm calcest.
150 kV
SEV= 0,30mm Pb
SEV= 2,24cm calcest.
Tabella 10.6 - Barriere primarie di Pb e di calcestruzzo necessarie per ridurre il rateo di kerma in aria a 40
µGy/settimana
131
Tabella per il calcolo di barriere protettive
Barriera secondaria (mm di Pb)
alla distanza di
Barriera secondaria (cm di
calcestruzzo) alla distanza di
Tensione
WUT
Applicata
mA min / sett
1m
2m
3m
5m
10 m
1m
2m
3m
5m
10 m
0.3
0.2
0.15
0.1
0.1
0.2
0.15
0.1
0.05
0.05
0.2
0.1
0.1
0.05
0.15
0.1
0.05
0.1
0.05
3.5
2.5
1.5
1
1
2.5
2
1
0.5
0.5
2
1
0.5
0.5
1
1
0.5
0.5
0.5
50 kV
10.000
3.000
1.000
300
100
10.000
3.000
1.000
300
100
0.85
0.65
0.45
0.3
0.2
0.6
0.4
0.25
0.15
0.1
0.45
0.3
0.2
0.1
0.05
0.3
0.2
0.1
0.05
0.15
0.1
0.05
9
7.5
5.5
4
2.5
7
5
3.5
2.5
1
5.5
4
2.5
1
0.5
4.5
2.5
1.5
0.5
2.5
1
0.5
10.000
3.000
1.000
300
100
2.5
2.05
1.65
1.15
0.8
1.95
1.5
1.1
0.7
0.4
1.55
1.2
0.75
0.4
0.3
1.25
0.7
0.5
0.25
0.2
0.8
0.4
0.25
0.1
0.05
18.5
15.5
14
10
7.5
15
12
9.5
7
4.5
13.5
10.5
8
5.5
3.5
11.5
8
5.5
3.5
3
8
5
3.5
3
1
10.000
3.000
1.000
300
100
2.95
2.45
2
1.5
1.2
2.4
1.9
1.45
1.
0.65
2.05
1.6
1.2
0.65
0.4
1.65
1.2
0.7
0.45
0.2
1.15
0.7
0.4
0.15
0.05
24
20.5
17.5
14
10.5
20
16.5
13
10
7
17.5
14
11
8
5
14.5
11.5
8
5
3.5
11
7.5
4.5
3.5
1
10.000
3.000
1.000
300
100
3.3
2.8
2.35
1.85
1.4
2.75
2.2
1.8
1.3
0.9
2.4
1.9
1.45
1
0.65
1.95
1.5
1.1
0.7
0.5
1.45
1
0.6
0.3
0.1
28.5
25
21
17.5
13.5
24
20
16.5
13
9.5
21.5
18
14
10.5
7
18
14
10.5
7.5
4
13.5
10
6.5
4
1
SEV= 0,06mm Pb
SEV= 0,43cm calcest.
70 kV
SEV= 0,17mm Pb
SEV= 0,84cm calcest.
100 kV
SEV= 0,27mm Pb
SEV= 1,6cm calcest.
125 kV
SEV= 0,28mm Pb
SEV= 2,0cm calcest.
150 kV
SEV= 0,30mm Pb
SEV= 2,24cm calcest.
Tabella 10.7 - Barriere secondarie di Pb e di calcestruzzo necessarie per ridurre il rateo di kerma in aria a
40 µGy/settimana
Si rammenta che, per ottenere valori di rateo di kerma in aria inferiori a 6 µGy/settimana è necessario
aggiungere alla barriera uno spessore pari ad uno Strato Deci Valente (SDV = 3,3 SEV) di materiale
schermante.
132
I criteri di progettazione precedentemente esposti devono potersi applicare non solo alle componenti
strutturali della sala (pareti e solette), bensì anche alle porte di accesso, ai vetri protettivi e alle eventuali
finestre. E' importante che le modalità di realizzazione degli schermi, soprattutto se costituiti da pannelli di
piombo, siano tali da garantire una rigorosa continuità della barriera, evitando accuratamente la presenza di
fessure o lacune nel materiale protettivo.
Nello specifico, la presenza di tutto ciò sta a significare che:
i singoli fogli di piombo dovranno adeguatamente sovrapporsi lungo le linee di giuntura,
gli stipiti ed i battenti delle porte dovranno sormontarsi di almeno 1 cm,
le aperture praticate lungo le pareti delle sale comandi dovranno essere schermate mediante vetri
piombiferi che offrano la stessa protezione delle pareti circostanti.
Per quanto concerne le porte, è evidente che la presenza di serratura costituisce un elemento di
discontinuità nello schermo protettivo e quindi deve essere evitata.
Oltre ai mezzi di protezione già menzionati, è anche necessario prevedere ulteriori sistemi di sicurezza,
quali:
indicazioni luminose di alimentazione del tubo / erogazione del fascio Rx,
interruttori elettrici, montati sulle porte di accesso alle sale di diagnostica e collegati al sistema di
alimentazione del tubo radiogeno, per la disattivazione del fascio in caso di apertura accidentale
delle porte stesse,
interruttori di emergenza, per la interruzione immediata del fascio RX,
unitamente a tutti quei particolari accorgimenti finalizzati ad evitare qualsiasi esposizione indebita.
Esempio
L'assenza di maniglie sul lato esterno delle porte degli spogliatoi evita l'ingresso accidentale di
pazienti in attesa, in corso di esame.
10.2.2 − La medicina nucleare
La medicina nucleare è quella metodica della diagnostica per immagini che consente lo studio della
captazione corporea differenziata di un radionuclide legato a una molecola specifica (radiofarmaco), che gli
consente di "mimare" l'attività metabolica di un tessuto organico fissandosi in questo ultimo, consentendone
lo studio anatomico e/o fisiologico.
L'attività diagnostica medico−nucleare richiede l'impiego di radioisotopi, prevalentemente in forma liquida,
per la marcatura di quei farmaci che vengono somministrati ai pazienti per l'esecuzione delle specifiche
indagini. La manipolazione diretta del materiale radioattivo avviene esclusivamente all'interno di un ambiente
di lavoro, detto camera calda o laboratorio caldo, studiato all'uopo, dove le principali operazioni svolte sono:
immagazzinamento dei radiofarmaci,
prelievo del radionuclide usato come "marker radioattivo",
nel caso del 99mTc, eluizione da una colonna cromatografica contenente 99Mo, tubo in vetro
contenente allumina (Al2O3) e chiuso alla base da un setto poroso: l'allumina trattiene gli ioni
molibdato, ma non quelli pertecnetato che vengono estratti a seguito del passaggio di soluzione
fisiologica (eluizione),
preparazione dei radiofarmaci marcati, consistente prevalentemente in semplici operazioni "umide",
prelievo delle attività dei radiofarmaci da somministrare ai pazienti (aspirazione mediante siringa
ipodermica),
controllo delle attività prelevate tramite calibratore di dosi (consistente normalmente in una camera
di ionizzazione "a pozzetto"),
invio dei radiofarmaci alla sala somministrazione,
raccolta ed invio allo stoccaggio dei rifiuti radioattivi.
Le principali fasi di manipolazione diretta dei radiofarmaci sono svolte all’interno di banchi da lavoro chiusi,
schermati e dotati di cappa filtrante, detti celle calde, che hanno lo scopo sia di tutelare gli operatori dal
rischio di irraggiamento/contaminazione sia di garantire il rispetto delle corrette modalità di preparazione dei
radiofarmaci.
Poiché la stragrande maggioranza degli esami medico-nucleari utilizza radiofarmaci marcati con 99mTc, in
detta sala si possono quotidianamente manipolare fino a 50 − 100 GBq di questo radioisotopo, oltre a
201
131 67
qualche centinaia di MBq di Tl, I, Ga, ...
133
I radiofarmaci vengono successivamente somministrati ai pazienti, onde poter effettuare rilevazioni esterne
mediante particolari sistemi diagnostici, comunemente indicati come "gamma−camere" o "camere di
Anger". Tali apparecchiature sono costituite da cristalli scintillatori NaI(Tl) di grande superficie (fino a 50 - 60
cm di diametro o di lato) sulla quale si affaccia una fitta schiera di fotomoltiplicatori (diverse decine, a
seconda delle dimensioni del cristallo).
Questo dispositivo è finalizzato alla rivelazione, oltre che delle singole interazioni della radiazione fotonica
con il cristallo, anche delle coordinate x e y del loro punto di incidenza e dell’energia Z ceduta al rivelatore.
Poiché la radiazione rilevata proviene dalle strutture anatomiche dove si è precedentemente localizzato il
radiofarmaco, operando una opportuna collimazione (i cosiddetti collimatori a fori paralleli selezionano i
fotoni incidenti perpendicolarmente al cristallo) e predisponendo una banda passante corrispondente
all'energia del fotopicco del radioisotopo utilizzato, è possibile ottenere l'immagine delle strutture stesse. Al
seguito si riporta uno schema che
illustra il principio di funzionamento di
una gamma−camera.
Fig.
10.6
Rappresentazione
schematica del funzionamento di una
gamma−camera
Mentre nelle prime gamma−camere
tutte le fasi precedentemente descritte
avvenivano mediante procedimenti
analogici (fotografando le scintille
luminose prodotte sullo schermo di un
tubo catodico e riproducenti le
coordinate
spaziali
del
segnale
registrato), le apparecchiature di più
recente
produzione
forniscono
direttamente una rappresentazione
digitale, secondo matrici di dimensioni
standard (da 64 x 64 pixel a 1.024 x
1.024 pixel) selezionabili dall’utente.
Queste apparecchiature consentono di
catturare e convertire il lampo di luce
emesso dal cristallo direttamente in un segnale digitale che viene utilizzato per la produzione dell’immagine.
La scintigrafia, rispetto a una normale radiografia, è molto più sensibile ma meno specifica, in quanto è in
grado di di evidenziare tessuti e strutture radiologicamente indistinguibili, anche se non ne possiede l'alta
specificità morfologica. Mediante acquisizioni tomografiche è inoltre possibile lo studio tridimensionale
dell'organo attraverso due differenti
metodiche: SPET (o SPECT) e
PET.
10.2.2.1 - SPET
Tecnica tomografica di imaging
medico-nucleare,
accumunabile
all'imaging "planare" convenzionale
in quanto utilizza una comune
gamma camera. E’ in grado di
fornire immagini 3D, acquisendo
informazioni costituite da sezioni
assiali ("fette") del paziente. Dalla
elaborazione computerizzata delle
immagini
si
può
facilmente
procedere alla loro formattazione in
sezioni sagittali o coronali oppure, a
seconda
delle
necessità,
a
manipolazioni con tecniche di
sottrazione di immagine e alla
ricostruzione della struttura isolata
da studiare.
Fig. 10.7 - Schema di una SPET
camera.
134
Allo stesso modo di una normale radiografia bidimensionale (in 2D), che è la rappresentazione planare di
una struttura tridimensionale, la collezione di immagini ottenute da una gamma camera SPET consiste in
una serie di viste bidimensionali della distribuzione di un radionuclide, visto da varie angolazioni.
Dopo aver acquisito la serie completa di immagini 2D (note anche come viste), viene applicato un algoritmo
di ricostruzione tomografica che, partendo dalle suddette proiezioni, genera una immagine 3D. Questo
insieme di dati può essere differentemente manipolato, per mostrare sezioni relative a qualsiasi asse del
corpo selezionato, o eseguire elaborazioni simili a quelle rese comunemente disponibili dalle tecniche
tomografiche (come la risonanza magnetica e la PET).
Dal momento che la modalità di acquisizione delle immagini SPET è molto simile a quella richiesta per una
indagine scintigrafica planare, si possono generalmente utilizzare gli stessi radiofarmaci. Pertanto, se le
immagini planari risultano inconcludenti riguardo alla presenza o assenza di patologia, è possibile
riesaminare immediatamente il paziente riconfigurando la stessa gamma camera per una acquisizione
SPET, mentre il paziente stesso è ancora sul tavolo, semplicemente impostando la tecnica di acquisizione
tomografica.
Il tempo necessario per ottenere ogni proiezione è variabile, ma è tipica una durata di 15–20 secondi, per un
tempo totale di scansione dell’ordine di 15-20 minuti.
Esempio
Somministrando ad un paziente del metilendifosfonato (MDP) marcato con 99mTc, si possono
eseguire scintigrafie ossee, che consistono nella rappresentazione del sistema scheletrico, sia
planari mche tomografiche.
10.2.2.2 - PET
La procedura delle indagini PET comincia con l'iniezione (generalmente per via endovenosa) di un
radioisotopo (tracciante) a vita media breve (prevalentemente 18F), legato chimicamente in una molecola
metabolicamente attiva. Dopo un tempo di attesa durante il quale detta molecola (spesso uno zucchero),
raggiunge una determinata concentrazione all'interno dei tessuti organici da analizzare, il soggetto viene
posizionano nel tomografo PET. Il radioisotopo decade, emettendo un positrone che, percorsi pochi
millimetri, e si annichila con un elettrone, dando vita a una coppia di fotoni γ (di energia pari a 511 keV)
emessi lungo direzioni opposte. Questi sono rivelati quando raggiungono i rivelatori del dispositivo di
scansione, dove producono lampi luminosi, letti dai fotomoltiplicatori. In considerazione dell’elevata energia
dei fotoni di annichilazione, la corona dei rivelatori che caratterizzano un sistema PET deve garantire la
massima efficienza di conteggio.
Fig. 10.8 – Schema di funzionamento di un tomografo PET
Punto cruciale della tecnica è la rilevazione simultanea delle
coppie
di
fotoni:
quelli
che
non
raggiungono
contemporaneamente le due teste della gamma camera
(misura in coincidenza), cioè entro un intervallo di tempo di
pochi nanosecondi, non sono presi in considerazione. Dalla
misurazione della posizione in cui i fotoni colpiscono la
superficie del cristallo, si può ricostruirne la posizione di
provenienza, realizzando una mappa di distribuzione del
radiofarmaco (concentrazione dell’isotopo in organi e tessuti
corporei) sotto forma di immagini di sezioni tomografiche. La
mappa 3D risultante rappresenta i tessuti in cui la molecola
campione si è maggiormente concentrata e viene letta e
interpretata da uno specialista in medicina nucleare per la
refertazione e la diagnosi.
A causa della bassa qualità intrinseca delle immagini PET, le scansioni tomografiche PET sono orma
comunemente associate con le scansioni TC, attraverso acquisizioni simultanee e tecniche di fusione di
immagini, poiché, in questo modo, uniscono informazioni sia anatomo-morfologiche sia metaboliche. Ciò
consente di evidenziare contemporaneamente sia la conformazione del tessuto o dell'organo (TC) che la sua
funzionalità (PET), ossia una accurata interpretazione delle immagini funzionali PET sulla base delle
immagini morfologiche TC: tale tipologia di indagine viene così denominata PET-TC.
La PET è usata prevalentemente in oncologia clinica (per avere rappresentazioni dei tumori e per la ricerca
di metastasi) e nelle ricerche cardiologiche e neurologiche.
135
Esempio
Il 18F-FDG E’ un tracciante del metabolismo del glucosio che viene normalmente captato da cervello,
cuore, midollo spinale reni e apparato muscolare, con iperaccumulo in localizzazioni neoplastiche
metabolicamente attive.
10.2.2.1 − Presidi radioprotezionistici
Le caratteristiche costruttive adottate per la prevenzione e la limitazione dei rischi connessi alle attività svolte
presso un Servizio di Medicina Nucleare sono commisurate ai potenziali effetti dannosi conseguenti sia alla
irradiazione esterna sia alla contaminazione che sono associate all'impiego di sorgenti radioattive non
sigillate.
Per quanto riguarda l'esposizione esterna, essa deriva, oltre che dalla manipolazione di sorgenti radioattive
nella camera calda e della sala somministrazione dosi (radionuclidi contenuti nei flaconi, colonne
cromatografiche, siringhe, ...), dagli stessi pazienti, divenuti essi stessi portatori di radioattività a seguito
della somministrazione del radiofarmaco.
Questo problema acquista una rilevanza radioprotezionistica maggiore nella misura in cui si può determinare
localmente una elevata concentrazione di tali sorgenti e/o di pazienti divenuti radioattivi.
Entrambi questi casi possono riguardare principalmente ambienti specifici e facilmente individuabili, quali la
camera calda o la sala di attesa dei pazienti, che, per questo motivo, devono essere dotati di opportune
barriere schermanti. Specifici presidi radioprotezionistici, quali cella calda, filtro di controllo e
decontaminazione, servizi igienici per pazienti separati da quelli del personale e dotati di sistema di raccolta
e smaltimento,…, garantiscono elevati standard di sicurezza per gli operatori e per la popolazione.
Il rischio di contaminazione ambientale di pavimenti, superfici di lavoro, suppellettili e bagni, da cui può
derivare una contaminazione esterna ed interna (da ingestione e/o da inalazione) per il personale della
medicina nucleare, è, viceversa, presente nella maggior parte degli ambienti di lavoro, sotto forma di
contaminazione diretta da radiofarmaci o da escreti contaminati (in funzione della destinazione d’uso degli
ambienti stessi).
Fig. 10.8 - Planimetria di un
laboratorio caldo con le sale
somministrazione
Per questi motivi, in tutti i
luoghi di lavoro nei quali esiste
tale rischio, pareti, pavimenti e
qualsiasi
altra
superficie
devono
essere
realizzati
mediante l'impiego di materiali
di rivestimento idonei, quali:
1) vernici epossidiche (o
similari) o pannelli con
superfici lisce e non
porose, per tutti i piani
verticali,
2) PVC termosaldato per
i pavimenti, con un
raccordo tondeggiante
("sguscio") realizzato
tra le pareti ed il
pavimento
stesso,
risalente per almeno
20 cm, senza alcuna
soluzione di continuità,
3) acciaio inox per i piani di lavoro (provvisti di bordi rialzati per il contenimento di eventuali
contaminazioni liquide).
Tutti i rivestimenti devono essere posti in opera in modo da non offrire ricettacoli alla polvere e alla
contaminazione, risultando facilmente lavabili e decontaminabili in caso di necessità.
Alla camera calda deve inoltre essere annesso il filtro di controllo e decontaminazione che si basi su di una
logica dei percorsi articolata come nel seguente esempio (al quale fa riferimento anche la suddetta
planimetria):
136
ingresso nella zona filtro,
sostituzione degli indumenti lavorativi normalmente indossati con gli appositi indumenti per il
laboratorio caldo,
ingresso nel laboratorio caldo,
manipolazione dei radiofarmaci,
uscita dal laboratorio caldo,
controllo della contaminazione mediante monitor del tipo mani / piedi / vesti,
in caso di presenza di contaminazione attivazione delle procedure appositamente previste dalle
norme interne di sicurezza,
nuovo controllo, ed eventuale ripetizione delle precedenti procedure,
nuova sostituzione degli indumenti di lavoro (con quelli indossati prima dell'ingresso nella camera
calda),
uscita dal filtro di controllo / decontaminazione.
Tutto il personale tecnico e di assistenza è tenuto ad eseguire i controlli predisposti in caso di eventuale
contaminazione di superfici corporee o di indumenti, secondo le modalità prescritte nelle apposite norme di
sicurezza, delle quali segue un esempio, e utilizzando la strumentazione appositamente messa a
disposizione dal datore di lavoro.
NORME INTERNE DI SICUREZZA PER ATTIVITÀ DIAGNOSTICHE MEDICO−
−NUCLEARI
NORME GENERALI
SI DEVE
1) Portare sempre correttamente i propri dosimetri personali quando si accede alle ZONE CONTROLLATE e
SORVEGLIATE.
2) Controllare l'eventuale contaminazione degli abiti, delle scarpe, delle mani, ..., lasciando le ZONE
CONTROLLATE al termine del lavoro.
3) Comunicare immediatamente ai Responsabili del Servizio l'eventuale inizio di gravidanza delle lavoratrici.
NON SI DEVE
1) Introdurre nelle ZONE CONTROLLATE indumenti od oggetti personali.
2) Fumare, ingerire cibi o bevande, applicarsi cosmetici entro le ZONE CONTROLLATE.
3) Consentire l'accesso alle ZONE CONTROLLATE a persone estranee al Servizio, se non autorizzate dai
Responsabili dello stesso.
4) Trasferire dal Servizio sorgenti radioattive o materiali contaminati senza l'autorizzazione dei Responsabili
dello stesso.
NORME OPERATIVE
SI DEVE
1) Indossare i propri indumenti di lavoro quando si accede alle ZONE CONTROLLATE.
2) Effettuare le manipolazione di materiale radioattivo di qualsiasi genere e natura indossando guanti
monouso e, quando possibile, usando telemanipolatori.
3) Evitare di manovrare rubinetti, maniglie ed interruttori, calzando guanti usati durante le manipolazioni di
sostanze radioattive.
4) Monitorare la vetreria eventualmente utilizzata e decontaminarla, se necessario (asportando la
contaminazione mediante tamponi di materiale assorbente a perdere), prima di ammetterla al normale
lavaggio.
137
5) Trasferire immediatamente i rifiuti radioattivi prodotti nel corso della manipolazione dei radiofarmaci negli
appositi contenitori di raccolta che, con frequenza settimanale, debbono essere richiusi e stoccati
nell’apposito magazzino.
6) Impedire che i pazienti lascino il locale somministrazione dosi portando con sé materiale di medicazione
(batuffoli di cotone, ecc.) o vario (bicchieri, ecc.), che potrebbe risultare contaminato o essere causa di
contaminazione.
7) Mantenersi, per quanto consentito dalle operazioni in atto, al riparo delle barriere protettive od alla
maggiore distanza possibile dalla sorgente di radiazioni (flaconi non schermati, pazienti, ecc.): qualora ciò
non sia possibile, in previsione di esposizioni prolungate, indossare il grembiule piombifero.
8) Controllare che i pazienti portatori di radioattività restino nella sala di attesa loro riservata, vietandone
l'accesso a chiunque altro, salvo disposizioni da parte dei Responsabili del Servizio.
9) In caso di spargimento di sostanze radioattive, circoscrivere l'area contaminata ed avvertire
immediatamente i Responsabili del Servizio.
10) In caso di spargimento di sostanze radioattive, sotto la direzione del Responsabile della Sorveglianza
Fisica della protezione, procedere alla seguenti operazioni:
- indossare guanti e calzari monouso,
- delimitare la zona contaminata e procedere al suo monitoraggio,
- recuperare il materiale contaminato, se solido, od assorbirlo mediante carta bibula, se liquido,
- se l'area contaminata risulta di passaggio obbligato, porre al suolo fogli di carta bibula plastificati.
11) In caso di incidente con ferite cutanee, con possibilità di contaminazione interna, procedere come segue:
- segnalare immediatamente l'incidente ai Responsabili,
- lavare immediatamente la ferita con acqua corrente (almeno 10 minuti),
- in presenza di grasso o sudiciume, utilizzare detergente liquido neutro e pulire con materiale sterile,
- conservare l'oggetto che ha provocato la ferita per il controllo del grado di contaminazione.
12) Segnalare con le apposite etichette tutte le sorgenti, indicando: isotopo, attività, data e ora.
13) Limitare al massimo gli spostamenti dei materiali radioattivi; in caso di necessità le sorgenti dovranno
sempre essere poste negli appositi contenitori schermati.
14) Riportare sull'apposito Registro ogni specie e quantità di materiale radioattivo preso in carico dal
Servizio, con l'indicazione dell'attività e della natura chimica e fisica della sostanza e ogni prelievo (parziale o
totale) di materiale radioattivo, con l'indicazione di destinazione e uso.
15) Istituire e mantenere aggiornato un analogo registro per lo stoccaggio e smaltimento dei rifiuti radioattivi.
NORME PARTICOLARI PER LA CAMERA CALDA
SI DEVE
1) Controllare, prima di iniziare ogni manipolazione, che l'impianto di monitoraggio sia in funzione; in caso
contrario avvertire i Responsabili del Servizio.
2) Eseguire ogni manipolazione nell'apposita cella calda, avendo cura di mettere in funzione l'impianto di
aspirazione e di usare vassoi per il contenimento della contaminazione.
3) Togliere le sorgenti radioattive (flaconi) dagli appositi contenitori in piombo solo nel caso in cui sia
necessario eseguire misure di attività o trasferimenti ad altri contenitori.
4) Procedere, al termine dell'attività lavorativa giornaliera, a riporre i radiofarmaci parzialmente utilizzati nella
cassaforte ed i rifiuti radioattivi negli appositi contenitori di raccolta.
5) Evitare, in caso accertata o sospetta contaminazione personale, di toccare qualsiasi oggetto, superficie o
strumento di monitoraggio.
138
6) Riporre immediatamente le siringhe contenenti il radiofarmaco nell'apposito contenitore schermato.
7) Evitare in ogni caso di indossare guanti usati nella camera calda al di fuori di essa.
NON SI DEVE
1) Fare uso del telefono e di manuali di consultazione, toccare pareti o strumenti quando si indossano guanti
da lavoro.
2) Trasferire all'esterno sorgenti radioattive o materiale contaminato, se non a seguito di precisa indicazione
da parte dei Responsabili del Servizio.
3) Fare uso di fazzoletti personali da naso; usare invece fazzoletti di carta, gettandoli poi nell'apposito
contenitore di rifiuti.
Tabella 10.8 - Esempio di norme interne di sicurezza relative ad un Laboratorio di Medicina Nucleare.
10.2.2.2 − Lo smaltimento dei rifiuti radioattivi
Una trattazione più particolareggiata merita il problema della produzione, della raccolta e dello smaltimento
di rifiuti radioattivi, in considerazione dei possibili danni che essi possono produrre alla popolazione a seguito
di una immissione incontrollata nell'ambiente.
Il metodo più sicuro per affrontare e risolvere tale problema consiste certamente nel progettare e realizzare
sistemi e procedure di smaltimento che consentano di operare in condizioni di esenzione autorizzativa, ossia
mantenendo le attività e le concentrazioni dei rifiuti al di sotto dei livelli oltre i quali è necessario ottenere la
relativa autorizzazione.
Ciò si ottiene attraverso la realizzazione di impianti per la raccolta e lo stoccaggio (per un sufficiente periodo
di decadimento) di suddetti rifiuti, capaci di assicurare il rispetto dei requisiti previsti in base a specifiche
analisi di gestione (dette comunemente
formule di smaltimento) da predisporsi nella
fase di progettazione.
Fig. 10.9 – Fusti per la raccolta di rifiuti
radioattivi a bassa attività
Se da un lato questo obiettivo si presenta
relativamente semplice per i rifiuti solidi, ciò
non è altrettanto vero per quelli liquidi, che
sono rappresentati principalmente dagli
escreti dei pazienti e che costituiscono la
percentuale maggiore dei rifiuti contaminati
globalmente prodotti.
In questo secondo caso si richiedono infatti
complessi sistemi di vasche per la raccolta
dei liquidi fognari di provenienza mediconucleare, disposte in serie o in parallelo e dotate di sonde per il monitoraggio ed il controllo dell'attività
raccolta e della concentrazione dei rifiuti. Per i radioisotopi più comunemente utilizzati in Medicina Nucleare
(T½ < 75 giorni) la concentrazione limite per l’esenzione autorizzativa è di 1 Bq/g.
Questi impianti devono essere dimensionati volumetricamente (numero e capienza delle singole vasche) in
modo da consentire il necessario periodo di decadimento (in relazione alle caratteristiche dei radioisotopi e
alle attività impiegate), prima del definitivo rilascio degli effluenti nella rete fognaria pubblica. Il metodo più
diretto per dimensionare il sistema di vasche consiste nella valutazione delle percentuali della attività
somministrate che vengono escrete dal paziente e che verranno raccolte dall’impianto di stoccaggio.
Una stima indicativa al riguardo è fornita dalla seguente tabella.
Radionuclide
99m
Tc
I
131
Emivita
Escrezione %
(totale)
Escrezione %
(prime 2 ore)
6 ore
8,2 giorni
40
75
20
15
139
67
Ga
In
201
Tl
111
3,3 giorni
2,8 giorni
73 ore
20
3
20
1
0,1
2
Tabella 10.9 - Stima delle percentuali delle attività dei radionuclidi somministrati a scopo
diagnostico che vengono escrete dai pazienti
Il materiale di rifiuto solido (siringhe e guanti monouso, cotone idrofilo, flaconi, ...), la cui contaminazione da
radiofarmaci è valutabile in circa 1/100 dell'attività totale manipolata nella camera calda, può invece essere
semplicemente stoccato in un apposito magazzino per i rifiuti radioattivi, previa raccolta in contenitori resi
impermeabili (quali quelli solitamente utilizzati per lo smaltimento dei Rifiuti Ospedalieri Trattati), per una
consona durata (generalmente 2 o 3 mesi).
I contenitori per lo stoccaggio potranno essere schermati, in relazione all'entità dei campi di irradiazione
esterna, in modo tale da evitare che il rateo di kerma in aria attorno ad essi non superi i 5 µGy/h.
Il locale di immagazzinamento dovrà risultare idoneo allo scopo, con caratteristiche rispondenti ai requisiti
previsti per gli ambienti di lavoro dove vengono manipolati materiali radioattivi.
4
Considerazioni analoghe, pur riferibili a valori di attività notevolmente più ridotti (di almeno un fattore 10 ),
possono adattarsi ai laboratori radioimmunologici (o laboratori RIA), dove si effettuano esami "in vitro"
consistenti nella marcatura con radioisotopi di campioni biologici prelevati dal paziente.
Poiché queste metodiche ricorrono prevalentemente all'utilizzo di 125I, a causa del suo elevato periodo di
dimezzamento (60,14 giorni) è divenuta prassi comune effettuarne lo smaltimento mediante conferimento a
ditte appositamente autorizzate al ritiro e all’immagazzinamento.
Considerati i ridotti volumi dei rifiuti sia liquidi che solidi prodotti, le operazioni di raccolta e trasporto
avvengono tramite fusti a chiusura ermetica e a doppia intercapedine, appositamente predisposti e
autorizzati dagli organismi competenti.
10.2.2.2 – Impatto ambientale
L’impiego clinico di sorgenti radioattive non sigillate comporta potenziali rischi di esposizione per la
popolazione, o per eventuali gruppi critici, a seguito dell’immissione incontrollata di rifiuti radioattivi
nell’ambiente, soprattutto sotto forma di escreti di pazienti oggetto della prestazione medica. La possibilità
che il fenomeno assuma dimensioni rilevanti a fini radioprotezionistici dipende da variabili quali:
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
proprietà fisico-chimiche dell’agente contaminante,
attività smaltite nell’ambiente,
caratteristiche orografiche e idrogeologiche del territorio,
condizioni climatiche e meteorologiche,
popolazione residente,
attività antropiche insediate sul territorio,
modalità di gestione e trattamento dei rifiuti fognari.
Pertanto, diviene indispensabile (oltre che contemplato dalla normativa di legge) garantire che qualsiasi
attività comportante la produzione di rifiuti radioattivi sia accompagnata da una analisi e da una valutazione
preventiva dei rischi conseguenti per la popolazione e per l'ambiente. Questo studio, detto anche di "impatto
ambientale", ha il compito di dimostrare l’esistenza di condizioni di sicurezza adeguate ai rischi derivanti
dalle attività previste.
L'impatto ambientale rappresenta l'insieme degli effetti causati da un evento, un'azione o un comportamento
sull'ambiente nel suo complesso (non necessariamente ambiente naturale), da non confondere quindi con
inquinamento o degrado, che mostra quali conseguenze può produrre una modifica, non necessariamente
negativa, all'ambiente circostante, inteso in senso lato. Si cerca cioè di prevedere quali saranno i costi ed i
benefici (valutati in termini strettamente economici) nel caso in cui si verifichino delle modifiche di uno stato
di fatto. La valutazione di impatto ambientale è dunque uno strumento di supporto per l'autorità decisionale,
finalizzato a individuare, descrivere e valutare in termini economici gli effetti dell'attuazione o meno di un
determinato progetto.
Nella tabella successiva viene presentata una valutazione quantitativa dei rifiuti radioattivi prodotti da una
Medicina Nucleare di medie dimensioni, ricavata in base ad una stima di:
consumo mensile di radiofarmaci,
frazione di radiofarmaci escreta nelle prime due ore dalla somministrazione, per i rifiuti liquidi (vedi
tabella 10.9),
diluizione dei rifiuti liquidi in volumi pari a 20.000 m3/mese,
decadimento conseguente ad un periodo di stoccaggio di 90 giorni, per i rifiuti solidi (considerati pari
ad 1/100 dell'attività somministrata),
140
produzione di 50 kg/mese di rifiuti solidi.
Radionuclide
99m
Tc
I
67
Ga
111
In
201
Tl
99
Mo
Attività
impiegata
(GBq/mese)
Attività
smaltita
rifiuti liquidi
(MBq/mese)
Contaminazione
rifiuti liquidi
(Bq/ml)
36103
300
5
1
40
<2
< 0,02
< 0,0005
< 0,0001
0,002
180
2
0,5
1
2
100
131
Attività
smaltita
rifiuti solidi
(MBq/mese )
< 1 10
< 10
<1
<1
<1
<1
Contaminazione
rifiuti solidi
(Bq/ g)
3
<1
< 200
<1
<1
<1
<1
Tabella 10.10 – Formula di scarico per una Medicina Nucleare di medie dimensioni
10.2.2.3 − Classificazione delle aree lavorative
Le aree lavorative ove si utilizzano sorgenti radioattive non
sigillate, comunemente indicate come laboratori possono
essere classificate secondo tre categorie di rischio
(rispettivamente basso, medio ed elevato), in base alla
tipologia del laboratorio, alle caratteristiche e alle attività
dei radioisotopi utilizzati e alle operazioni condotte su di
essi (ICRP 57/89).
Riguardo al tipo di radioisotopi impiegati, la seguente
tabella introduce fattori peso, che sono dimensionati in
funzione della radiotossicità degli stessi.
La radiotossicità, a sua volta, dipende dalle caratteristiche
radioattive, dal metabolismo e dallo stato chimico e fisico
del radionuclide.
Fig. 10.10 – Tavolo per la manipolazione di radioisotopi di
impiego medico (cella calda)
Radioisotopo
Fattore peso
Se, 89Sr, 125I, 131I
51
67
99m
111
113m
123 201
Cr, Ga,
Tc, In,
In, I, Tl
81m
127
133
Kr, Xe, Xe
100
1
0,01
75
Tabella 10.11 - Fattori peso assegnati ai diversi radionuclidi utilizzati
A questo proposito si ricorda che i vari radioisotopi sono classificati in quattro gruppi di radiotossicità, da
molto elevata (gruppo I) a debole (gruppo IV).
I precedenti fattori peso sono ulteriormente modificati da un secondo fattore, basato sul tipo di
manipolazione cui sono sottoposti i radionuclidi, i cui valori sono presentati nella tabella 10.12.
TIPO DI OPERAZIONE O AREA
Immagazzinamento
FATTORE PESO
0,01
Manipolazione di rifiuti
Esecuzione delle indagini, quando la somministrazione è effettuata in un'area diversa
0,1
Sala attesa pazienti
1
Dispensario
Somministrazione di radiofarmaci
Esecuzione delle indagini, quando la somministrazione è effettuata nella stessa sala
141
Semplice preparazioni di radiofarmaci
10
Preparazioni complesse di radiofarmaci
Tabella 10.12 - Fattori peso assegnati ai diversi tipi di operazione cui sono sottoposti i radioisotopi
Moltiplicando l'attività massima detenuta per i due precedenti fattori, si ottiene infine un valore di attività
pesata che consente la classificazione nelle diverse categorie di rischio, secondo la successiva tabella.
Attività pesata
Categoria
Meno di 50 MBq
Da 50 a 50.000 MBq
Maggiore di 50.000 MBq
Rischio basso
Rischio medio
Rischio elevato
Tabella 10.13 - Categorie di rischio
I requisiti che vengono richiesti al laboratorio, in base alla classificazione ottenuta dal predetto procedimento,
sono quelli mostrati nello schema successivo.
Categoria
di rischio
Pavimento
Superfici
Cappa
aspirante
Sistema di
ventilazione
Sistemi di
emergenza
Basso
Lavabile
Lavabili
No
Normale
Lavandino
Medio
Impermeabile e
facilmente lavabile
Lavabili
Si
Buono
Filtro di
decontaminazione
Elevato
Copertura continua
saldata alle pareti
Lavabili
Si
Sistema di
aspirazione
Filtro di
decontaminazione
Tabella 10.14 - Requisiti radioprotezionistici, in relazione alla classificazione del rischio
I laboratori di Medicina Nucleare, presso i quali vengono svolte attività esclusivamente diagnostiche sono
normalmente classificati nella categoria a "medio rischio".
Possono invece considerarsi ad "alto rischio" i reparti di Radioterapia metabolica, dove si utilizzano sorgenti
non sigillate per il trattamento neoplastico, mentre sono sicuramente a "basso rischio" i laboratori di
Radioimmunologia, dove si eseguono esami "in vitro" con marcati radioattivi.
10.3 - La radioterapia
La radioterapia (RT) consiste nell'utilizzo di radiazioni ionizzanti per scopi terapeutici, in particolare nel
trattamento di tumori, al fine di ottenere il controllo locale di cellule maligne (radioterapia curativa) o di
alleviarne i sintomi (radioterapia palliativa). Come trattamento palliativo, viene generalmente utilizzata per
alleviare il dolore e migliorare la qualità della vita, in tutti quei casi in cui non sia possibile l'utilizzo di terapie
specifiche o sintomatiche.
Fig. 10.11 - Paziente sottoposto a radioterapia
con acceleratore lineare
La Radioterapia è oggi principalmente indicata
per il trattamento di neoplasie, ma trova, anche
se poco frequentemente, utilizzo per patologie
non tumorali che si giovano dagli effetti
provocati dalle radiazioni. E’ questo il caso
della RT endoluminale, che fa seguito a
un’angioplastica coronarica, per impedire la
cicatrizzazione post intervento (causa di
142
ulteriori stenosi), o della radiochirurgia, impiegata nel trattamento di malformazioni artero-venose
intracraniche.
Tuttavia, come già ricordato, l’obiettivo primario che la RT si prefigge è quello di ottenere la completa
remissione del volume neoplastico, senza indurre alterazioni gravi e irreversibili ai tessuti circostanti. Per
garantire questo risultato occorre utilizzare tecniche appropriate avvalendosi di differenti fonti di radiazioni,
fotoniche (raggi X o γ) o corpuscolari (elettroni veloci, raggi β, ioni carbonio, ...) e di procedure che
consentono di focalizzare l’irradiazione alla sola sede neoplastica, preservando al massimo le strutture
adiacenti. La prospettiva di salvare la vita del paziente oncologico, garantendone al contempo una qualità
accettabile, ha rappresentato un importante stimolo per lo sviluppo di metodiche radioterapiche sempre più
efficaci, ancorchè più complesse.
L'impiego di fasci di radiazioni di energia ed intensità elevate pone tuttavia seri problemi di natura
protezionistica e dosimetrica, nei confronti sia dei lavoratori (e della popolazione) sia del paziente.
Quest'ultimo argomento viene diffusamente trattato nel capitolo seguente, dedicato alla esposizione medica.
Per quanto riguarda invece gli specifici problemi relativi alla protezione dei lavoratori, è necessario
procedere alla suddivisione della materia in due distinti settori: la radioterapia transcutanea e la curieterapia.
10.3.1 − La terapia transcutanea
La RT a fasci esterni si basa sull’utilizzo di un fascio di radiazioni prodotte da sorgenti situate esternamente
al paziente e utilizza sia radiazioni fotoniche di alta energia, sia elettroni veloci, sia particelle cariche pesanti.
La Roentgenterapia e la Telecobaltoterapia sono in fase di progressiva dismissione, sostituite da
acceleratori lineari che utilizzano raggi X ed elettroni. Gli elettroni hanno una distribuzione di dose nei tessuti
molto differente da quanto avviene con i raggi X, poiché cedono rapidamente la propria energia nei primi
strati di assorbitore attraversati (LET maggiore) e perciò vengono utilizzati per irradiare tumori superficiali,
risparmiando così i tessuti sottostanti. I fasci X di energie più elevate sono invece impiegata nella terapia di
tumori profondi.
Il ciclotrone (protoni e neutroni) e il sincrociclotrone (protoni e ioni carbonio) vengono invece usati
nell’adroterapia, potenzialmente più efficace e meno dannosa. Il termine adroterapia deriva da adrone, che
indica genericamente una particella atomica pesante, utilizzata per trattare tumori posizionati in punti critici. Il
ricorso a un ciclotrone è dovuto alla necessità di accelerare le particelle pesanti cariche in modo di
raggiungere energie particolarmente elevate, impossibili da ottenere con acceleratori di tipo lineare. Sono
anche utilizzati gli ioni carbonio, nuclei composti da 6 neutroni e 6 protoni, con efficacia biologica ben
superiore a quella dei raggi X.
La RT convenzionale utilizza campi rettangolari standard, mentre quella conformazionale consente di
modellare il campo intorno al bersaglio con l’ausilio di sagome personalizzate e collimatori multilamellari
(multileaf). La IMRT (RT a intensità modulata) permette di realizzare una distribuzione della dose ottimizzata
al volume bersaglio e agli organi critici, modificando localmente l’intensità del fascio durante l’irraggiamento.
La RT stereotassica si avvale di archi multipli per la cura di piccoli tumori cerebrali. La IORT (RT
Intraoperatoria) utilizza fasci di elettroni in interventi con elevata recidività locale (pancreas o retto),
permettendo l’irraggiamento del letto tumorale dopo asportazione chirurgica. La irradiazione totale del corpo
(TBI) consiste in una particolare tecnica radioterapica utilizzata per preparare il paziente a ricevere un
trapianto di midollo osseo. La difficoltà dell'utilizzo di questa tecnica consiste nei danni (acuti o cronici) che
possono essere prodotti dalle stesse radiazioni ionizzanti e/o nella probabilità che le stesse inducano
l'insorgenza di tumori (ad esempio l'angiosarcoma).
Le apparecchiature di più largo utilizzo nella terapia transcutanea sono rappresentate dagli acceleratori
lineari di elettroni (linac) e dalle unità di telecobaltoterapia (TCT).
10.3.1.1 – Telecobaltoterapia
Una unità di TCT consiste in un dispositivo che sfrutta la radiazione γ emessa nel corso del decadimento del
60
60
Co a Ni, che avviene con l'emissione di una particella β (Emax = 0,32 MeV) e di due fotoni (1,17 e 1,33
MeV) per ogni disintegrazione.
La sorgente, solitamente di forma cilindrica, viene inserita in una doppia incapsulatura sigillata di acciaio inox
che, oltre a prevenire qualsiasi contaminazione radioattiva, assorbe le particelle β, anche se con produzione
di modeste quote di raggi X caratteristici e di radiazione di frenamento.
Le dimensioni di tale cilindro possono variare da 1 a 2 cm di diametro, considerato che all'aumentare del
diametro fa riscontro un aumento della penombra geometrica del fascio (quindi i margini del fascio
radioterapico risulteranno meno netti).
I predetti raggi X, con un'energia media di circa 100 eV, non contribuiscono apprezzabilmente alla dose al
paziente, essendo a loro volta in gran parte assorbiti dalla sorgente e dalla capsula.
Una ulteriore contaminazione del fascio primario proviene da raggi gamma secondari prodotti dall'interazione
(diffusione) dei fotoni primari con la sorgente, le capsule, l'alloggiamento della sorgente ed il sistema di
collimazione: questa componente diffusa può contribuire alla dose totale fino a un 10%, in relazione al tipo di
unità considerata. Occorre infine considerare la cosiddetta "contaminazione elettronica", dovuta agli elettroni
generati a seguito di interazioni fotoniche con componenti metalliche dell'unità.
143
La sorgente di 60Co è alloggiata all'interno di un apposito contenitore schermato, detto testa o testata, che,
oltre a garantire un'adeguata protezione nei confronti dei lavoratori presenti nella sala di trattamento (durante
il posizionamento del paziente e dei fasci) in condizioni di riposo (sorgente OFF), consente il collocamento
della sorgente in posizione di lavoro (sorgente ON) durante il trattamento effettivo.
La testata è composta da un involucro di acciaio contenente uno schermo di materiale ad elevato peso
atomico (come ad esempio uranio impoverito e piombo), entro il quale è praticata una apertura conica ove
alloggia il collimatore.
Il sistema di collimazione dei fasci consiste in due coppie di schermi mobili (detti "jaws" o lamelle), che
forniscono campi rettangolari di dimensioni fino a 35 - 45 cm ad una distanza di 80 cm dalla sorgente detta
distanza sorgente - asse di rotazione o, più brevemente, distanza fuoco-asse (DFA).
A questo si aggiunge la collimazione secondaria, costituita da collimatori aggiuntivi (i trimmer) la cui funzione
è di ridurre ulteriormente la penombra del fascio utile e che, in genere, sono posti ad una distanza di 40 - 50
cm dalla sorgente. Il dispositivo che provvede a posizionare la sorgente per l'emissione del fascio può
ispirarsi a criteri costruttivi molto diversi.
Lo schema qui riportato riguarda una unità TCT dove la sorgente è contenuta in un porta−sorgente mobile,
che scorre lungo un tubo orizzontale realizzato all'interno della testata e che viene azionato da un cilindro ad
aria compressa comandato da una doppia valvola che, nelle normali condizioni di funzionamento, non
consente alla sorgente di rimanere in posizione attiva (ON) quando viene disinserita l'alimentazione.
Fig. 10.12 – Schema della
testa di una unità TCT
La testa dell'unità di TCT,
che contiene un sistema
regolabile di collimazione
del fascio, è a sua volta
inserita su di un braccio
mobile (gantry) che può
essere ruotato di un
angolo di 360° attorno ad
un asse orizzontale.
Pulsanti di emergenza
sono posti sul pannello di
controllo, sul controllo
manuale e sullo stativo, e
consentono di arrestare
tutti i movimenti dell'unità
e
di
riportare
automaticamente
la
sorgente
in
posizione
OFF. In caso di guasto di
una o di entrambe le
valvole del cilindro ad aria
dell'otturatore, la sorgente
viene
automaticamente
reinserita in posizione OFF ed il sistema viene depressurizzato in modo da consentire il reinserimento
manuale della sorgente (mediante un'apposita asta) in caso di mancato rientro.
Al seguito si riporta un esempio di norme interne di sicurezza relative all'impiego di un'unità di
telecobaltoterapia.
NORME INTERNE DI SICUREZZA PER ATTIVITÀ RADIOTERAPICHE
UNITÀ DI TELECOBALTOTERAPIA
NORME GENERALI
1) Nessuna persona (tecnici o accompagnatori) deve rimanere nella sala di irradiazione ad assistere il
paziente durante la seduta terapeutica.
2) Quando la sorgente è in posizione OFF esiste nella sala di irradiazione un campo di fuga la cui intensità è
contenuta entro i limiti previsti dalla attuale legislazione. Si deve comunque evitare qualsiasi ingiustificata
permanenza all'interno della sala stessa ed effettuare la sistemazione del paziente e la centratura del fascio
nel più breve tempo possibile.
144
3) Il personale tecnico addetto al tavolo di comando non deve abbandonare per alcun motivo il proprio posto
di lavoro durante le sedute terapeutiche, avendo l'obbligo di controllare il corretto funzionamento del timer ed
il mantenimento della posizione prestabilita da parte del paziente.
4) Ogni comunicazione al paziente, durante le sedute terapeutiche, deve effettuarsi mediante l'apposito
sistema interfonico.
5) l personale è tenuto a controllare sistematicamente che tutti i dispositivi di sicurezza relativi alla porta di
accesso alla sala di irradiazione funzionino regolarmente.
6) Qualora il personale addetto all'apparecchio di telecobaltoterapia notasse anomalie nei sistemi di
sicurezza e controllo dell'erogazione del fascio deve immediatamente informare il Servizio di Fisica
Sanitaria.
7) In caso di cattivo funzionamento dei servomeccanismi dell'unità di telecobaltoterapia, il personale addetto
deve immediatamente informare il Servizio di Fisica Sanitaria.
8) Nel caso in cui, allo scadere del tempo di irradiazione, non entrasse in funzione il dispositivo automatico di
richiamo della sorgente in posizione OFF, il personale tecnico addetto al tavolo di comando deve
interrompere l'irradiazione agendo sull'interruttore di emergenza "EMERGENCY STOP" installato sul tavolo
di comando. Il mancato rientro della sorgente viene segnalato dai dispositivi luminosi presenti sul tavolo di
comando, sopra la porta di accesso e sulla testata della macchina, oltre che dal mancato rientro
dell'apposita asta indicatrice rossa posta sulla parte frontale della testata.
9) In caso di improvvisa interruzione dell'energia elettrica, il rientro automatico della sorgente viene
segnalato dal contemporaneo rientro dell'asta indicatrice rossa posta sulla parte frontale della testata. Si
raccomanda tuttavia di entrare nella sala e togliere il paziente dal letto di terapia il più rapidamente possibile,
seguendo le precauzioni richieste dallo stato di emergenza.
10) Dovendo entrare nella sala in stato di emergenza conseguente al mancato rientro della sorgente,
l'operatore deve considerare che, oltre al campo di fuga normalmente presente, si instaurano un campo
diffuso ed un intenso campo primario. Pertanto l'operatore, nel togliere il paziente dal letto di terapia, deve
porre particolare attenzione a non esporsi al fascio primario, la cui direzione è chiaramente individuabile
dalla posizione della testata.
11) In stato di emergenza, tolto il paziente dal letto di terapia nel modo più rapido possibile, uscire dalla sala
di irradiazione, chiudere la porta ed avvisare immediatamente il Responsabile della Divisione nonché il
Servizio di Fisica Sanitaria, dopo essersi assicurati che nessuno vi possa entrare.
N.B. Adeguate norme particolari dovranno inoltre essere predisposte in relazione alla particolare unità TCT
utilizzata.
Tabella 10.15 - Esempio di norme interne di sicurezza per una unità di TCT
10.3.1.2 – Acceleratori lineari
Gli acceleratori lineari di particelle (o linac) sono apparecchiature capaci di accelerare pacchetti di
particelle cariche (ad esempio protoni, elettroni, positroni, ioni pesanti, ...) generati per mezzo di cannoni
termoionici, fotoiniettori o altri dispositivi analoghi.
Premesso che, dal punto di vista meccanico, le analogie con una TCT sono molte, un linac standard (così
come un acceleratore circolare) opera secondo criteri funzionali completamente differenti. Strutturalmente
può essere descritto come la successione di diversi elementi in cascata. Dopo una sorgente che genera
elettroni in maniera continua, la prima parte del linac sarà deputata al loro impacchettamento, mentre quella
successiva all'accelerazione vera e propria delle particelle. L'elemento accelerante è costituito, in genere, da
una cavità a radiofrequenza sincrona con il passaggio dei pacchetti di elettroni attraverso campi
elettromagnetici acceleranti, che vengono generati lungo una guida d'onda dove è convogliata la potenza
fornita da un klystron. Altri elementi base di un linac sono i magneti permanenti, detti quadrupoli, il cui
compito è il focheggiamento trasversale del pacchetto di particelle, analogo a quello svolto da una lente in
un sistema ottico, in modo da creare un fascio idoneo a generare collisioni attraverso la placca che funge da
bersaglio (target).
Come già accennato, la produzione di elettroni con acceleratore lineare è dovuta essenzialmente a tre
strutture principali che sono:
145
1. il klystron, che amplifica un’onda elettromagnetica, sia in
frequenza (fino a 3000 MhZ) che in potenza (fino a 100
volte al secondo);
2. un cannone che produce elettroni (generalmente da 50
KeV), con diametro variabile da 8 a 12 cm e lunghezza di
80 - 100 cm;
3. una sezione acceleratrice, data da un tubo a sezione
circolare posto sotto vuoto, all’interno del quale il cannone
inietta gli elettroni e il klystron immette l’onda
elettromagnetica in modo che le particelle cariche vengano
accelerate lungo una traiettoria rettilinea.
Fig. 10.13 – Il klystron
Gli elettroni sono così trasportati dal campo elettrico, acquisendo
energia cinetica sempre maggiore e, per evitare che impattino
contro le pareti del tubo, è applicato un campo magnetico assiale.
Per garantire l’indirizzamento del fascio verso la finestra di uscita,
viene curvata la traiettoria iniziale, di un angolo che può variare da
90° a 270°, mediante un’ulteriore serie di campi magnetici. A
questo punto se la radioterapia proposta richiede l’utilizzo di fotoni
X, viene interposta una lamina di tungsteno, detta target, che, colpita dal fascio elettronico, genera raggi X.
Nel caso si utilizzino direttamente gli elettroni, vanno montate sull’apparecchio delle strutture aggiuntive di
collimazione, necessarie per far confluire gli stessi verso la superficie da trattare, poiché tali particelle sono
suscettibili alla dispersione spaziale.
Altre componenti di un acceleratore lineare sono le camere a ionizzazione, che funzionano da sensori per la
quantità di radiazioni emesse e misurano le unità monitor (UM) erogate.
Le unità monitor sono l’indice numerico utilizzato per la valutazione della dose e sono date dalla
combinazione tra i seguenti parametri utilizzati:
dimensioni dei campi,
energia,
DFP,
rendimento dell’apparecchio,
rotazione del collimatore,
tempo di utilizzo dei filtri a cuneo
...
Generalmente un linac viene predisposto in modo che una UM corrisponda a 1 cGy all’isocentro.
Il telemetro ottico misura, mediante una fonte luminosa, le distanze tra cute e fuoco: la distanza fuoco-pelle è
una coordinata da verificare attentamente prima di ogni sessione di trattamento, poiché indica la profondità
rispetto alla cute dell’isocentro della macchina (100 cm).
Esempio
Per l’irradiazione un tumore localizzato a 7 cm di profondità, si dovrà impostare la distanza con il
telemetro a 93 cm poiché, aggiungendovi i 7 cm della profondità, si raggiungeranno i 100 cm
dell’isocentro a livello del bersaglio.
Esistono differenti tipologie di acceleratore lineare per elettroni utilizzato in campo medico, tra le quali le più
ricorrenti sono:
single energy, che lavora a una sola tensione nominale di accelerazione, tra i 4 e i 6 MV (tali
apparecchiature hanno di solito target fisso, dunque prevedono l’utilizzo di soli fasci fotonici e non di
quelli elettronici),
dual energy, che lavora a diverse tensioni nominali di accelerazione, comprese tra 6 e 20 MeV, e
che può erogare 2 o 3 fasci di fotoni e 5 o 6 fasci di elettroni, con tensioni a scalare.
La preparazione al trattamento di RT prevede differenti fasi affidate al TSRM, quali immobilizzazione e
centratura del paziente. Altresì, al tecnico compete l’effettuazione del trattamento e il suo controllo durante
tutta la durata della seduta, l’aggiornamento delle registrazioni dei trattamenti, il controllo dell’efficienza degli
impianti e la loro predisposizione all’uso. L’approccio al trattamento richiede normalmente le seguenti fasi:
146
1.
2.
3.
4.
5.
preparazione del sistema di immobilizzazione del paziente,
centratura del paziente, con l’eventuale ausilio di tecniche di imaging (TC-RMN-PET),
studio del piano di trattamento (treatment planning),
set up e verifiche (corretto posizionamento del paziente),
esecuzione del trattamento.
10.3.1.3 – Struttura degli acceleratori lineari
Gli acceleratori lineari di elettroni hanno subito un rapido sviluppo quando, a seguito delle ricerche sui radar
condotte durante il secondo conflitto mondiale, si sono rese disponibili sorgenti di microonde di elevata
potenza (magnetron e klystron). Da un punto di vista strutturale, il magnetron consiste in un auto-oscillatore
circolare, mentre il klystron è un amplificatore lineare.
Infatti il magnetron consta di una serie di cavità risonanti disposte ad anello, che sottraggono energia
cinetica agli elettroni circolanti al loro interno ad opera dell'interazione con un campo elettrico a
radiofrequenza (RF), ossia con una frequenza compresa tra 30 kHz e 300.000 MHz, applicato alle cavità
stesse.
Tale interazione fa sì che l'energia
cinetica sottratta alle particelle
cariche venga trasformata in
energia elettromagnetica ad alta
frequenza (microonde).
Nel caso del klystron, dopo che gli
elettroni vengono impacchettati ed
accelerati nei primi due stadi del
dispositivo (buncher e cavità
intermedie),
si
sfrutta
una
interazione
analoga
alla
precedente, nella cavità di uscita.
Fig. 10.14 – Schema semplificato
di un acceleratore lineare per
elettroni
L'intero processo deve essere
pilotato
una
sorgente
a
radiofrequenza (RF driver), che sia
stabile e regolabile.
Entrambe queste sorgenti di
microonde consentono di produrre
fasci di radiazioni con energia
idonea ad effettuare trattamenti
oncologici,
anche
se
le
caratteristiche tecniche del klystron
meglio si addicono alle macchine
che
utilizzano
potenziali
di
accelerazione superiori a 10 MV. Applicando queste radiofrequenze a tubi acceleratori posti in serie, gli
elettroni prodotti da un'apposita sorgente (o cannone elettronico) vengono così progressivamente accelerati.
Riassumendo le considerazioni precedenti, lo schema di un moderno acceleratore, unitamente alle
indicazioni relative ai suoi principali componenti e alle rispettive funzioni, può ricondursi a quanto al seguito
riportato.
1) Il tubo acceleratore presenta ad una estremità la sorgente di elettroni, all'estremità opposta il
bersaglio, mentre al suo interno sono disposti elettrodi cavi (o tubi di deriva). Gli elettroni sono
iniettati ad energia dell'ordine di alcune decine di keV, in quantità tale da produrre un impulso di
corrente relativamente elevato.
2) La serie dei tubi di deriva è montata in una camera a vuoto costruita in modo tale che gli elettrodi
vengano alimentati con tensioni a radiofrequenza della polarità voluta. Come già accennato in
precedenza, il generatore di tali radiofrequenze può essere un magnetron o un klystron.
L'andamento del campo elettrico a RF è in grado di produrre un "impacchettamento" degli elettroni,
rallentando quelli più veloci ed accelerando quelli più lenti, in modo che il pacchetto di elettroni
venga puntualmente accelerato dal campo elettrico (ottenuto polarizzando i tubi di deriva) durante il
passaggio del pacchetto stesso.
147
3) I singoli tubi di deriva e le relative intercapedini possono essere disposti regolarmente, oppure
presentare dimensioni lineari progressivamente crescenti. Tutte le guide d'onda contengono al loro
interno dei dischi forati perpendicolari all'asse del fascio elettronico (detti iridi), che suddividono le
guide nelle cavità che costituiscono i tubi di deriva, come appare nella figura successiva.
4) Il fenomeno dell'impacchettamento degli elettroni (anche detto, più propriamente, "raggruppamento
di fase") si ottiene attraverso una rapida serie di oscillazioni smorzate che essi compiono attorno alla
fase corretta (che dipende dalla RF acceleratrice).
5) A seconda delle caratteristiche della guida d'onda e della RF si può applicare agli elettroni una
tecnica accelerazione del tipo ad "onda viaggiante" o ad "onda stazionaria".
Accelerazione ad onda viaggiante: un impulso di RF viene introdotto ad una estremità della guida, la
percorre per tutta la sua lunghezza e ne viene estratto dall'altra estremità, in un arco di tempo detto "tempo
di riempimento" delle guide d'onda. Anche gli elettroni vengono iniettati nella guida, dove sono accelerati
dalla componente assiale del campo elettrico dell'onda RF fino a raggiungere velocità dell'ordine di quella
della luce e durante il loro tragitto vengono raggruppati in fiotti corrispondenti ai singoli inserimenti di impulsi
RF (fascio pulsato). Un fascio pulsato è caratterizzato dalla durata dell'impulso (tempo di passaggio di un
singolo fiotto di elettroni) e dalla frequenza degli impulsi (numero di impulsi al secondo).
Accelerazione ad onda stazionaria: un impulso di RF viene introdotto ad un'estremità della guida per
essere riflesso all'indietro dall'altra estremità e di nuovo dall'estremità di ingresso, purché in fase con la
nuova onda RF, in modo che entrambe si sovrappongano. L'equilibrio viene raggiunto quando la potenza
fornita eguaglia quella dissipata nella guida d'onda, che agisce da così "cavità risonante".
Fig. 10.15 – Schema della guida d’onda di un acceleratore lineare di elettroni
10.3.1.4 − Barriere protettive e dispositivi di sicurezza e controllo
Tutte le apparecchiature descritte in precedenza richiedono la progettazione e la realizzazione di presidi
radioprotezionistici commisurati ai campi di radiazione prodotti ed alle esposizioni reali e/o potenziali
preventivabili. Per garantire un'adeguata protezione contro i rischi conseguenti, è necessario adottare idonee
soluzioni sia per la realizzazione delle strutture destinate ad ospitare la sala di trattamento, sia per i
dispositivi di controllo e di sicurezza. Il procedimento è formalmente analogo a quello già trattato nell'ambito
della diagnostica per immagini, pur con le dovute proporzioni.
Innanzitutto si richiede che le sale di trattamento siano realizzate al piano interrato o seminterrato,
possibilmente senza altri ambienti lavorativi sottostanti, sovrastanti e circostanti, e che presentino pareti e
solette di copertura in grado di attenuare i campi di radiazione entro limiti accettabili, definiti in fase di
progettazione.
Considerate le elevate energie e intensità delle radiazioni fotoniche utilizzate in radioterapia, in taluni casi
(soprattutto per quanto riguarda le barriere primarie) la struttura muraria richiesta potrebbe risultare di
dimensioni eccessive (oltre 2 m). Ciò può consigliare l'adozione di particolari materiali di costruzione, quale il
calcestruzzo baritico (già precedentemente menzionato), che, grazie all'aggiunta di baritina, acquista una
3
3
elevata densità (3,3 g/cm contro 2,3 g/cm del normale calcestruzzo) e quindi consente una cospicua
riduzione dello spessore murario (fino ad un 30 ÷ 35 %).
Al seguito si riportano alcuni spessori decivalenti utili per il calcolo delle protezioni realizzate con i materiali
di più comune impiego.
SPESSORE DECIVALENTE (cm)
148
MATERIALE
60
Co
3
Terreno compatto (1, 6 g/cm )
3
Calcestruzzo (2, 4 g/cm )
3
Piombo (11, 34 g/cm )
34
23
4,2
Radiazione fotonica
5MV
10MV
48
32
4,7
57
38
5,2
25MV
74
50
5,1
Tabella 10.16 - Spessori decivalenti dei principali materiali di costruzione, in funzione dell’energia
della radiazione fotonica
Sempre dal punto di vista costruttivo, le porte di ingresso devono essere collocate all'estremità di una
struttura, detta labirinto, che, mediante opportune barriere, protegge il vano di ingresso dagli effetti della
diffusione primaria delle radiazioni da parte del paziente e del dispositivo porta−paziente, nonché delle opere
murarie. In tal modo, le sole radiazioni in grado di raggiungere il vano di ingresso sono quelle che subiscono
una doppia od una tripla diffusione da parte del paziente e delle strutture circostanti, secondo particolari
angoli di riflessione. Poiché tale fenomeno riduce notevolmente sia l'intensità sia l'energia della radiazione in
grado di interessare il vano di accesso, dimensionando opportunamente il labirinto (profondità e spessore)
ed ottimizzando la collocazione del suddetto vano, è possibile alleggerire notevolmente i pannelli schermanti
della porta. Si ricorda inoltre che, per energie fotoniche superiori ai 10 MeV, hanno luogo reazioni nucleari
con produzione di neutroni e, quindi, preso atto che il calcestruzzo rappresenta una barriera schermante
idonea ad assorbire anche i neutroni, occorre dotare la porta di accesso anche di barriere protettive anti
neutroniche, costituite da materiali a elevato contenuto di idrogeno. In base a questi criteri, la porta di
accesso alla sala di trattamento risulta generalmente costituita da schermature consistenti in:
piombo per la radiazione fotonica (20 - 50 mm),
paraffina per quella neutronica (100 - 200 mm).
Malgrado gli accorgimenti precedentemente ricordati, il sistema di chiusura risulta normalmente di peso tale
da non consentirne l'azionamento manuale e da richiedere l'installazione si un dispositivo ad azionamento
elettromeccanico (porta motorizzata). Nella figura è riportato un esempio di planimetria di sale di trattamento
di un centro di Radioterapia transcutanea.
Fig. 10.16 - Planimetria di un centro di radioterapia transcutanea
149
Si sottolinea infine la necessità che questo genere di locali venga progettato e realizzato adottando tutte le
precauzioni indispensabili a evitare possibili cedimenti e/o assestamenti strutturali, con conseguenti
fessurazioni e "fughe" di radiazioni (si raccomanda, ad esempio, di procedere, in fase di costruzione, alla
vibrazione del calcestruzzo).
Per quanto riguarda invece i dispositivi di sicurezza e di controllo, oltre a quanto già specificato a proposito
delle sale di radiodiagnostica, occorre predisporre sistemi capaci di garantire la massima sicurezza agli
operatori e ai pazienti, consentendo loro di riconoscere immediatamente le situazioni di emergenza e di
poter intervenire tempestivamente. Si menzionano in particolare:
a)
b)
c)
sistemi per l'interruzione immediata dell'erogazione del fascio (EMERGENCY STOP), costituiti da
pulsanti che possono venire azionati sia dalla consolle di comando sia dall'interno della sala di
irradiazione,
sistemi di intercomunicazione audio/video tra le sale di terapia e le rispettive consolle di comando,
costituiti da un impianto televisivo a circuito chiuso, comprendente una o più telecamere provviste
di zoom e brandeggio (che possono essere orientate con comando a distanza), e da un impianto
interfonico,
sistemi di controllo dell'avviamento delle unità di trattamento, dotati di spie luminose e di indicatori
numerici digitali montati sulla consolle di comando e accanto alla porta di accesso alla sala di
trattamento, per una costante verifica delle condizioni di funzionamento delle unità stesse.
10.3.2 − La brachiterapia
Il termine brachiterapia (o curieterapia) individua una vasta gamma di metodiche radioterapiche
caratterizzata da un contatto ravvicinato sorgente-tumore che consente la localizzazione di un’alta dose in
un volume molto piccolo, riducendo la tossicità del trattamento. Tali metodiche vengono classificate in:
endocavitaria (uterina),
endoluminale (esofagea),
endovascolare,
interstiziale (lingua e palato)
da contatto (cute).
In tutti questi casi sono utilizzate sorgenti radioattive sigillate per produrre irradiazione a breve distanza,
mediante applicazioni interstiziali (infissioni di aghi), endocavitarie, endoluminali ed endovascolari
(inserimento di sorgenti entro cavità anatomiche) e superficiali (posizionamento del preparato a contatto
della superficie cutanea). In questo ambito si può far rientrare anche la terapia con sorgenti radioattive non
sigillate (o radioterapia metabolica), come nel caso dello 131I che viene utilizzato in alcune patologie della
tiroide (ipertiroidismo, ablazione di residui ghiandolari, irradiazione di metastasi).
Le sorgenti sigillate più comunemente usate in curieterapia sono costituite dai seguenti radioisotopi:
226
Ra, 137Cs, 60Co, 182Ir, 198Au, 125I
delle quali, al seguito, sono riportate brevemente le caratteristiche specifiche.
226
Il Ra rappresenta il radioisotopo più frequentemente usato nel passato, sotto forma di solfato o cloruro di
radio incapsulato in celle di circa 1 cm di lunghezza e di 1 mm di diametro. Le celle sono costituite da un
foglio d'oro da 0,1 - 0,2 mm di spessore e vengono collocate, in numero da 1 a 3, in un contenitore di platino
da 0,5 a 1 mm di spessore. Le sorgenti di 226Ra sono contraddistinte da:
lunghezza fisica (distanza tra le due
estremità della sorgente);
lunghezza attiva (distanza tra le
estremità del materiale radioattivo);
attività del preparato radioattivo
contenuto;
filtrazione (spessore delle pareti
della capsula, in mm di Pt).
Fig. 10.17 – Aghi di radium per infissione
Lo spettro fotonico (le altre radiazioni sono
schermate dall'incapsulamento) di questo
preparato risulta estremamente complesso a
causa della progressiva comparsa di prodotti di decadimento radioattivi, con energie comprese tra 0,053 e
2,43 MeV. Per questo motivo questa miscela di radioisotopi veniva genericamente indicato con il nome di
150
"radium". Occorre inoltre sottolineare come, per l'emivita del capostipite (1600 anni), l'attività della sorgente
può considerarsi assolutamente costante. L'attività lineare si ottiene dividendo l'attività totale della sorgente
per la sua lunghezza attiva. Gli aghi usati per gli impianti possono presentare un’attività lineare uniforme,
oppure un’attività più elevata ad un'estremità (Indian Club) o ad entrambe le estremità (manubrio). L'attività
lineare può essere di tipo "full intensity" (0,66 mg/cm) o "half intensity" (0,33 mg/cm). La costante gamma
specifica per una sorgente di 226Ra filtrata da 0.5 mm di Pt risulta pari a 8,35 R cm-2 h-1 mCi-1.
137
226
Il
Cs viene attualmente usato in sostituzione del
Ra, sia nella terapia interstiziale che in quella
endocavitaria, e presenta il vantaggio di richiedere minori schermature poiché emette radiazioni γ di minor
energia. Esso viene fornito sotto forma di polveri insolubili oppure di microsfere ceramiche, doppiamente
incapsulate in aghi e tubi di acciaio inox. La costante gamma specifica del 137Cs non filtrato è di 3,26 R cm-2
h-1 mCi-1.
Il 60Co (Eγ = 1,17 e 1,33 MeV) è stato impiegato in brachiterapia per la sua elevata attività specifica, di circa
13 R cm-2 h-1 mCi-1, sotto forma di fili incapsulati in guaine di platino, iridio o acciaio inox. Causa la sua lunga
emivita (5,27 anni), esso non necessita di frequenti sostituzioni.
192
Le sorgenti di Ir (lega di 30% di Ir e 70% di Pt) sono fabbricate in forme di sottili fili metallici, che possono
essere tagliati alla lunghezza desiderata e modellati in base alle necessità. Vengono anche comunemente
usate guaine di nylon contenenti semi di iridio lunghi 3 mm e da 0,5 mm di diametro, distanziati di 1 cm dal
loro centro. Al vantaggio di una energia media di 0,38 MeV, tali sorgenti uniscono lo svantaggio di un'emivita
-2 -1
-1
di soli 74,2 giorni. La costante gamma specifica è 4,7 R cm h mCi .
198
Il Au viene usato sotto forma di semi o di grani negli impianti interstiziali. Esso presenta una emivita di 2,7
giorni ed emette raggi γ da 412 KeV oltre che β da 960 KeV (questi ultimi sono assorbiti dallo spessore di 0,1
mm di Pt che comunemente circonda la sorgente). Un grano di 198Au presenta tipicamente una lunghezza di
2,5 mm e un diametro esterno di 0,8 mm.
125
Negli impianti permanenti, lo I offre vantaggi dovuti sia alla sua emivita relativamente lunga (60,14 giorni)
sia alla sua ridotta energia fotonica. I semi di 125I consistono in un tubo di titanio, contenente due sfere di
resina, separate da un marker di oro radiopaco. Le matrici di resina contengono un preparato di 125I sotto
forma ionica. Il tubo è saldato alle due estremità, in modo da costituire un cilindro di dimensioni standard. Lo
125
125
I decade, per cattura elettronica, a
Te eccitato, che a sua volta decade allo stato fondamentale
mediante emissione di fotoni da 35,5 KeV, accompagnati da X caratteristici con energia da 27,2 a 35,5 KeV
(il titanio scherma sia gli elettroni liberi che gli X con energia < 5 KeV). La costante gamma per i semi
-2 -1
-1
comunemente impiegati è di 1,089 R cm h mCi .
Le operazioni manuali che solitamente si compiono sulle sorgenti radioterapiche sigillate possono variare
notevolmente in funzione dell'isotopo utilizzato e della particolare tecnica di trattamento adottata.
Come già ricordato, le sorgenti radioattive più frequentemente ricorrenti nell'ambito della curieterapia, ad
131
esclusione dello I somministrato per la terapia metabolica della tiroide o di alcuni altri radioisotopi di più
153
90
recente interessa clinico ( Sm, Y, …) , sono tutte rigorosamente di tipo sigillato, con campi di radiazione
che variano in funzione del radioisotopo, dell'attività e delle caratteristiche geometriche della sorgente.
Inoltre, l'assorbimento prodotto dall'aria e/o dagli involucri sigillati che rivestono la sorgente fanno sì che le
sole emissioni fotoniche risultino di interesse radioprotezionistico, mentre le radiazioni corpuscolari vengono
arrestate. Sulla base delle attività più comunemente impiegate (solitamente inferiori a qualche GBq), si può
stimare che i campi di radiazione prodotti da sorgenti per brachiterapia tradizionale presentino valori massimi
dell'ordine del mGy/h ad 1 metro di distanza dalla sorgente.
Questi valori aumentano notevolmente in caso di terapia ad alto rateo di dose (HDR), per la quale sono
previsti campi di radiazione dell'ordine di 50 mGy/h alla distanza di 1 m dalla sorgente.
Sul piano operativo, dallo stoccaggio iniziale all'interno di un'apposita cassaforte, si passa alla preparazione
delle sorgenti, che può avvenire manualmente (come per i fili di iridio), attraverso operazioni di
dimensionamento dell'attività della stessa (taglio della lunghezza desiderata) e di modellaggio (piegatura).
Queste manipolazioni richiedono l'adozione di particolari mezzi di protezione (banchi di lavoro e contenitori
schermati, pinze e telemanipolatori, ...) atti a ridurre al minimo la dose agli operatori (alle estremità, ai
cristallini e al corpo intero).
La sorgente così preparata, viene successivamente inserita
nel paziente dopo che il medico ha proceduto ad
impiantare gli applicatori (terapia endocavitaria) o le gronde
vettrici (terapia interstiziale).
Tale operazione può avvenire manualmente, se si ricorre
alla tecnica definita "after loading", mentre la tecnica
"remote loading" consente l'inserimento automatico della
sorgente nei suddetti applicatori mediante apposite guide
che collegano il contenitore delle sorgenti (proiettore) agli
applicatori stessi.
Fig. 10.18 - Sistema di guide per terapia remote loading.
151
Le successive fasi di espianto seguono necessariamente le stesse modalità precedenti, anche se condotte
in ordine inverso. Anche in queste operazioni, si rendono quindi necessarie tutte le cautele e le procedure di
radioprotezione già esposte. In relazione all’intensità delle sorgenti che vengono utilizzate, e alla
conseguente durata delle sedute, i trattamenti remote loading vengono classificati come:
LDR (basso rateo di dose),
MDR (medio rateo di dose),
HDR (alto rateo di dose),
PDR (rateo di dose pulsato).
10.3.2.1 − Barriere protettive e dispositivi di sicurezza e controllo
Come nel caso della radioterapia transcutanea, le schermature richieste per l'effettuazione di trattamenti
curieterapici possono essere realizzate mediante strutture murarie in calcestruzzo (soprattutto per pareti e
solette) e/o mediante pannelli in piombo (nel caso di porte, finestre e barriere mobili).
Tuttavia, considerando le differenti caratteristiche dei campi di radiazione prodotti in questo ambito
(caratterizzati da energia e intensità minori), gli spessori delle barriere protettive richieste risultano
logicamente molto più contenuti (tipicamente 30 - 40 cm di calcestruzzo e 5 - 20 mm di Pb).
Per poter stabilire con maggior precisione il potere schermante richiesto alle barriere protettive fisse e mobili
è comunque necessario valutare le condizioni operative esistenti nei differenti ambienti di lavoro, nonché i
livelli massimi di irradiazione ammessi nelle aree esterne più immediatamente adiacenti.
Riguardo ai dispositivi di sicurezza e di controllo, va rilevata l'importanza di un sistema di monitoraggio
ambientale centralizzato, costituito da più sonde fisse collegate ad una unità centrale di raccolta e di
registrazione dati. In questo modo risulta estremamente più agevole rilevare tempestivamente la presenza e
gli spostamenti delle sorgenti radioattive inserite nei pazienti, ciò che consente di intervenire in tempi rapidi
in caso di situazioni anomale o di pericolo che si configurassero all'interno della divisione, prevenendo il
rischio di smarrimento.
10.4 - Dati sull'esposizione dei lavoratori della sanità
Studi sempre più approfonditi vengono condotti allo scopo di consentire delle valutazioni attendibili riguardo
alle dosi ricevute dalle differenti categorie di lavoratori operanti in ambito sanitario, grazie anche alla
disponibilità di risorse tecnologiche e di criteri di misura perfettamente idonei al monitoraggio della
radiazione fotonica (essendo trascurabile il contributo della radiazione costituita da particelle cariche).
Tra i risultati di questi studi, particolare rilievo meritano quelli esposti nella pubblicazione 57/89 dell'ICRP
(Radiological Protection of the Workers in Medicine and Dentistry), dalla quale si possono trarre interessanti
indicazioni concernenti i diversi settori operativi di cui si è trattato nei precedenti paragrafi.
Vale quindi la pena di ripresentare alcuni dei risultati riportati dalla summenzionata pubblicazione, che
consentono di definire, seppure in termini generici, le dosi efficaci di riferimento alle quali sono esposte le
principali categorie di lavoratori della sanità durante gli ultimi anni del secolo scorso.
FIGURE PROFESSIONALI
DOSE ANNUA
(mSv)
Radioterapisti
Radiologi
Tecnici
Staff Fisici
Addetti al Radium
Staff infermieristico
1,30
0,80
0,60
1,20
1,00
0,90
Tabella 10.17 - Dosi medie annuali riportate nel 1985 dal personale di un
campione di divisioni radioterapiche inglesi.
Indagine
Radiofarmaco
Attività
Somministrate
(MBq)
Rateo di equivalente di dose
(nSv h−1 MBq−1)
dopo somministrazione
152
dopo 2 ore
Scintigrafia ossea
Scintigrafia epatica
Determinazione pool ematico
Scintigrafia miocardica
99m
Tc MDP
Tc (colloide)
99m
Tc RBC
131
I
150 − 160
10 − 250
550 − 740
50 − 110
99m
0m
0,3 m
1m
0m
0,3 m
1m
27
27
27
36
13
13
13
18
4
4
4
6
13
20
20
36
7
10
10
18
2
3
3
6
Tabella 10.18 - Ratei di equivalente di dose per unità di attività somministrata, rilevabile attorno ad individui
adulti sottoposti ad indagini scintigrafiche
Si riportano infine i risultati ottenuti a seguito di una indagine statistica condotta sui dati dosimetrici rilevati a
carico delle principali categorie di lavoratori esposti, operanti presso l'Ospedale S.Anna di Como, nel corso
del 1992.
Dose efficace
Personale esposto
Dose minima annua
Dose massima annua
Dose Media (D.S.)
Radiologia
Radioterapia
Medicina Nucleare
55
0
4.860
318 (680)
26
0
240
17 (54)
12
0
970
642 (346)
Tabella 10.19 - Valutazione della dose efficace (mSv) ricevuta dal personale professionalmente esposto
(oggi categoria A) dell'Ospedale S.Anna di Como, nel corso del 1992
10.5 - Dose da esposizione neutronica
Contrariamente a quanto attiene alla radiazione fotonica, l’esposizione ai campi neutronici richiede un
approccio radioprotezionistico più complesso, soprattutto in relazione alla strumentazione necessaria e
all’interpretazione dei dati forniti.
Il metodo più semplice per determinare la dose equivalente prodotta dalla componente neutronica consiste
nell’impiego di un rivelatore di neutroni termici inserito in un moderatore (rem-counter). Tra i principali
rivelatori utilizzati a questo scopo si ricordano i seguenti:
3
contatori proporzionali (BF3 e He),
scintillatori (LiI)
TLD,
foglie ad attivazione.
Il rem-counter più noto (Anderson-Braun) è composto da un contatore proporzionale BF3 immerso in un
moderatore doppio (2 stati di polietilene separati da plastico borato): i neutroni interagenti con lo strato più
esterno sono assorbiti dal boro, quelli che interagiscono con lo strato interno hanno probabilità di essere
rivelati. Da questo assunto, regolando opportunamente le dimensioni e gli spessori dei componenti, si
ottiene una risposta energetica del tipo riportato in figura.
Tra i rem-counter praticamente insensibili alla radiazione γ, si può annoverare la tecnica multisfere, mediante
la quale la dose equivalente viene ricavata dalla risposta di un certo numero di rivelatori immersi in
moderatori sferici di opportune dimensioni (sfere di Bonner).
Questa tecnica utilizza rivelatori di neutroni termici (da 3 a 5), inseriti al centro di moderatori sferici di
opportune dimensioni, la cui risposta è indipendente dall’energia tra 0,1 eV e 5-8 MeV. Nei rivelatori sferici di
dose equivalente (Ø = 30 cm di moderatore) la risposta è approssimativamente proporzionale alla dose
equivalente (da En termiche a 15 MeV).
153
Fig. 10.19 – Rateo di conteggio per unità
di flusso neutronico
Il rateo di conteggio per unità di flusso
segue l’andamento della dose equivalente
al variare di En. Infatti la probabilità che un
neutrone interagisca con lo stato interno,
e venga quindi rivelato, aumenta con En e
dipende dallo spessore dei due strati. Le
radiazioni γ associate ai campi neutronici
possono così classificarsi:
incidenti
direttamente
sul
campione ma indipendenti dal
campo neutronico,
incidenti sul campione a seguito
dell’interazione neutronica con
materiali
posti
attorno
al
campione,
prodotte direttamente all’interno
del campione dai neutroni
10.5.1 - Metodi di dosimetria neutronica in campi misti
La possibilità di eseguire misure di dosimetria neutronica in presenza di radiazioni γ è subordinata alla
separazione dei contributi dei due tipi di radiazione e alla ulteriore suddivisione della dose neutronica tra le
componenti termica e veloce.
Per ricavare successivamente la dose equivalente/efficace occorre adottare appropriati valori di wR e di wT. I
principali metodi utilizzati per separare i campi fotonico e neutronico sono:
doppio dosimetro (uno insensibile ai neutroni)
discriminazione degli impulsi
A questi principi si ispirano le metodologie a seguito riportate.
Metodo dei rivelatori appaiati
Dei due dosimetri, uno è insensibile ai neutroni (camera a ionizzazione a basso contenuto di idrogeno),
l’altro, sensibile ad entrambe le componenti (materiali idrogenati), è abitualmente una camera tessuto
equivalente. La valutazione di Dn e Dγ viene eseguita sulla base delle letture dei due dosimetri, note le
sensibilità ai neutroni ed ai raggi γ di ciascuno dei due. Quando si utilizzano due camere a ionizzazione
identiche per geometrie e dimensioni (camere gemelle) una è tessuto equivalente, l’altra è in grafite pura,
riempita di anidride carbonica. Nelle camere compensate, una possiede pareti idrogenate (sensibile a γ e n),
l’altra è sensibile solo a radiazioni γ ed i due volumi sono regolabili in modo che la ionizzazione prodotta dai
fotoni sia la stessa nelle due sezioni. Pertanto, collegando tra loro gli elettrodi di raccolta e allacciando quelli
a tensione a polarità opposta, la ionizzazione dovuta ai γ viene cancellata e la corrente misurata è dovuta
solo alla ionizzazione neutronica.
Se si impiega un moderatore dello stesso tipo utilizzato per i rem-counter, contenente due rivelatori TLD,
6
7
LiF e LiF, entrambi sensibili alla componente γ, mentre quella neutronica viene registrata solo dal rivelatore
6
a LiF: ciò consente di calcolare per sottrazione la dose dovuta alla sola componente neutronica. Grazie al
moderatore, è inoltre possibile estendere la metodica anche a misure di neutroni veloci, in quanto la
reazione di cattura 6Li (n,α) 3H è idonea per i soli neutroni termici.
Metodo della discriminazione degli impulsi
Scegliendo opportunamente le dimensioni della cavità del contatore proporzionale, gli impulsi prodotti dai
neutroni sono molto più ampi di quelli prodotti dai γ e quindi possono facilmente essere discriminati.
Il contatore di Hurst ha pareti foderate di polietilene e utilizza etilene come gas di riempimento (questo
stesso principio viene utilizzato da dosimetri basati su contatori prossimali e idrogeno) in cui il rapporto tra
energia depositata per grammo di etilene e per grammo di tessuto è indipendente da En.
Tra gli scintillatori ad alto contenuto di idrogeno si distinguono:
scintillatori omogenei (cristalli e liquidi organici),
miscugli di sostanze idrogenate con scintillatori organici e inorganici,
154
sistemi costituiti da strati separati di materiali idrogenati e fosfori inorganici.
Misura delle dosi in funzione del LET (contatore di Rossi per misure di grandezze microdosimetriche)
Un volume microscopico di tessuto può essere simulato da un gas tessuto-equivalente di volume e
pressione idonea (teoria di Fano), come avviene in una sfera di diametro pari a 1,27 cm, alla pressione di
52,5 mm di Hg.
Nel contatore di Rossi (contatore proporzionale di forma sferica con pareti e gas di riempimento tessuto
equivalenti) l’energia depositata dalle particelle cariche prodotte dalle pareti dipende dal LET e dalla
lunghezza delle tracce. Eliminando quest’ultima variabile, dallo spettro della ampiezza degli impulsi si può
ricavare la frazione di dose per unità di intervallo di LET. Questo fattore può essere eliminato se le particelle
che attraversano la cavità mantengono costante il proprio LET e percorrono traiettorie rettilinee (ciò si ottiene
per particelle diverse dagli elettroni, riducendo opportunamente la pressione del gas) e previa elaborazione
dello spettro sperimentale, essendo l’ampiezza dell’impulso
h=Lx
dove L è il LET (costante) e x è la traiettoria del protone attraverso la cavità (corda). Il contatore di Rossi non
è utilizzabile per energia neutroniche < 200 keV per effetto dei secondari che originano direttamente nel gas
di riempimento.
155
156
CAPITOLO 11. ESPOSIZIONE MEDICA
11.1 - Le esposizioni di natura medica
Un particolare settore della radioprotezione si occupa della riduzione delle dosi ricevute dai pazienti
sottoposti a indagini o a trattamenti che richiedano l'impiego di apparecchiature radiogene o di sorgenti di
radiazioni ionizzanti. Le dosi somministrate, come è noto, sono di minore entità nel settore diagnostico, ma
raggiungono valori elevati in radioterapia. Nel primo caso si manifestano quasi esclusivamente effetti di tipo
stocastico, mentre, in aggiunta a questi ultimi, effetti deterministici compaiono quando, in corso di
trattamento radioterapico, si verifica il superamento di determinate soglie di tolleranza per quegli organi o
tessuti sani che vengono invariabilmente irradiati.
In considerazione del sempre maggiore ricorso a pratiche mediche basate sull'uso di radiazioni ionizzanti
(benché la frequenza di tali pratiche e la dose ricevuta dal paziente siano soggette a grande variabilità da
paese a paese, oltre che da una struttura sanitaria all’altra), appare giustificato ogni sforzo teso alla
riduzione della dose al paziente.
In generale, si può affermare che, se da un lato è doveroso estendere anche alle esposizioni mediche i
principi della giustificazione e della ottimizzazione, non è tuttavia possibile applicare a questo specifico
settore il principio della riduzione della dose individuale, inteso come rispetto di specifici limiti di esposizione
individuale.
Questo particolare aspetto della radioprotezione rappresenta uno dei principali campi d’azione della Fisica
Sanitaria (o, più appropriatamente, Fisica Medica), la cui attività riguarda, in generale, tutti i settori della
Fisica applicata alla Medicina e la Radioprotezione. Più in particolare, i compiti del fisico sanitario (o, meglio,
del fisico medico) sono riassumibili dalla seguente definizione: " ... is thereafter an individual who is
competent to practice independently one or more of the sub fields of medical physics e.g. therapeutic
radiological physics, diagnostic radiological physics, medical nuclear physics or one of the many branches of
medical physics that does not involve the use of ionising radiation" (European Federation of Organisations
for Medical Physics, 1991).
Pere espletare questi compiti, la Fisica Sanitaria opera quindi in stretta collaborazione con tutte le Strutture
che utilizzino apparecchi di Diagnostica per Immagini o sorgenti per Radioterapia e Medicina Nucleare
(elaborazione delle immagini, studio dei piani di trattamento personalizzati, sviluppo di tecnologie e
procedure avanzate, consulenza nell’acquisto, nella gestione e nella manutenzione delle apparecchiature,
...), con competenza esclusiva sulle funzioni attinenti alla Radioprotezione (rispetto della normativa,
protezione del paziente, controlli di qualità,...).
Si segnalano infine le attività finalizzate a Formazione, Studio, Ricerca e Informazione, anche in
collaborazione con strutture universitarie e organismi istituzionali vari, a livello centrale e locale (come
l’Istituto Superiore di Sanità (ISS) e l’Istituto per la Prevenzione e la Sicurezza sul Lavoro (ISPESL), o come
gli Assessorati Regionali alla Sanità).
11.2 - La radioprotezione del paziente
11.2.1 − Il sistema della radioprotezione nell'esposizione medica
Sempre le già citate Raccomandazioni ICRP dedicano un ampio spazio all'esposizione medica e alla tutela
della salute del paziente, riproponendo il sistema della protezione radiologica, modificato e adattato a queste
specifiche finalità.
La conseguente nuova enunciazione dei suoi ben noti principi può essere sintetizzata come segue:
11.2.1.1 − La giustificazione della pratica
Il beneficio ed il detrimento relativi ad una pratica medica devono essere preventivamente valutati sia in
termini generali (come nel caso di indagini di screening), sia per ogni singolo procedimento di indagine.
Quest'ultimo aspetto non risulta necessario nelle semplici procedure diagnostiche basate su indicazioni
comuni, ma può risultare importante nelle investigazioni radiologiche più complesse e nei trattamenti
radioterapici. Il principio di giustificazione di una pratica medica può essere applicato a tre differenti livelli:
1° livello - giustificazione dell'uso delle radiazioni ionizzanti in medicina (viene genericamente
accettato come portatore di vantaggi superiori ai danni arrecati);
157
2° livello - giustificazione delle singole procedure, in relazione a specifici obiettivi clinici (compito di
associazioni professionali e di autorità nazionali e internazionali);
3° livello - giustificazione dell'applicazione di una data procedura al singolo paziente (è subordinata
soprattutto dall'accertamento che le informazioni diagnostiche non siano già disponibili e/o che non
possano essere acquisite con altre metodiche e di pertinenza principalmente del medico specialista).
11.2.1.2 − L'ottimizzazione della protezione
Il suo obiettivo principale consiste nella riduzione della dose al paziente in quei particolari settori, come nel
caso della diagnostica radiologica, dove sono tuttora presenti ampi margini di intervento, senza che ciò
comporti una riduzione significativa dell'informazione. E' quindi strettamente legata ai vincoli di dose da
applicare, seppure in maniera flessibile, alle fonti radiogene utilizzate nelle più comuni procedure della
diagnostica per immagini. Anche riguardo a questo principio, si possono individuare due livelli di
applicazione:
1° livello - progettazione e realizzazione degli ambienti di lavoro e dei presidi radioprotezionistici e
verifica di accettazione ad avvenuta installazione delle apparecchiature;
2° livello - attuazione di norme di buona tecnica riconosciute e condivise nelle procedure quotidiane
di lavoro.
Esempio
L'impiego di una cassetta radiografica in fibra di carbonio anziché in alluminio consente una
riduzione della dose al paziente.
In generale, semplici interventi a basso costo possono consentire di ridurre la dose al paziente senza
provocare una perdita sostanziale di informazione diagnostica.
11.2.1.3 − I limiti di dose
Se la pratica medica è giustificata e ottimizzata, la dose al paziente deve risultare conseguentemente la più
bassa possibile, compatibilmente con l'obiettivo medico prefissato. Non sono tuttavia proponibili limiti di dose
individuale, come avviene nel caso dell'esposizione professionale, in considerazione del beneficio diretto che
il paziente riceve dall'attuazione della pratica stessa. L'uso di vincoli di dose source−related può costituire un
importante criterio per la limitazione della dose al paziente.
E’ questo lo scopo dichiarato dei Livelli Diagnostici di Riferimento (LDR), che sono stati adottati dalla
normativa italiana in materia di tutela della salute del paziente attraverso il D.Lgs. 187/00. Per una
trattazione più approfondita di questo argomento, si rimanda al paragrafo 11.5.
11.2.1.4 − L'esposizione di donne gravide
L'esposizione dell'embrione nel corso delle prime tre settimane dal concepimento non è considerata tale da
produrre rilevanti effetti deterministici o stocastici sul nascituro. Successivamente a questo periodo (che
generalmente coincide con quello che consente la previsione di una gravidanza), indagini e terapie che
comportano l'esposizione della donna gravida devono essere evitate, se non in presenza di valide
indicazioni cliniche.
Al riguardo, l’ Art.10, comma 2, del D.Lgs. 187/00 così recita: “Lo specialista considera la dose che deriverà
all'utero … nei casi in cui la gravidanza non possa essere esclusa. Se la dose è superiore a 1 mSv … pone
particolare attenzione alla giustificazione alla necessità o all'urgenza, considerando la possibilità di
procrastinare l'indagine ... Nel caso in cui l'indagine diagnostica o la terapia non possano essere
procrastinate informa la donna o chi per essa dei rischi derivanti all'eventuale nascituro...”.
Si può comunque affermare che:
a
a
il periodo più critico per l’esposizione prenatale è quello compreso tra la 8 e la 15 settimana di
gestazione, fuori del quale le irradiazioni del feto hanno minore probabilità di produrre significativi
effetti dannosi,
i rischi di anomalie fetali da alcool e fumo sono 40 - 500 volte maggiori rispetto alle esposizioni
diagnostiche ai raggi X,
nessuna esposizione radiodiagnostica singola è da ritenersi tale da compromettere lo sviluppo di
embrione e feto,
la percezione dei rischi da indagini radiologiche durante la gravidanza è solitamente sovrastimata
rispetto ai rischi reali,
una esposizione cumulativa dell’ordine di 50 - 100 mGy è la demarcazione per l’incremento dei rischi
fetali.
158
Dal punto di vista operativo, la radioprotezione del paziente, per sua natura intrinseca, è strettamente legata
alle modalità di esecuzione dell'indagine o del trattamento e, quindi, dipende da svariati fattori, tra i quali
emergono soprattutto:
a)
b)
c)
d)
e)
le caratteristiche delle apparecchiature utilizzate,
l'impiego di particolari soluzioni operative (facilities),
i protocolli clinici adottati,
il livello di preparazione tecnica dell'intero staff addetto alla prestazione sanitaria,
l'attuazione di un programma di Assicurazione della Qualità.
E' evidente che l'impiego di apparecchiature e di soluzioni tecnologiche che consentono prestazioni migliori
rappresenta già di per sé un indubbio vantaggio, soprattutto se ciò avviene congiuntamente all'adozione di
protocolli clinici riconosciuti e condivisi da tutto il personale sanitario.
Nei successivi paragrafi verranno brevemente passati in rassegna i criteri e le modalità operative attraverso i
quali si può ottenere una riduzione della dose a carico del paziente, nello specifico contesto dei diversi
settori a quali rimanda l'esposizione medica.
11.2.2 − La radioprotezione del paziente nella diagnostica radiologica
Per quanto concerne la diagnostica radiologica, i criteri di protezione del paziente si identificano, in
sostanza, con quelli necessari ad ottenere un reperto diagnostico attendibile, minimizzando la dose ricevuta
dal paziente stesso.
E' però evidente che la limitazione dell'esposizione del paziente non può spingersi al di sotto di quei livelli di
dose che risultano compatibili con una indagine radiologica il cui contenuto di informazione possa ritenersi
accettabile, in relazione al quesito clinico iniziale.
Tra gli accorgimenti che non influiscono sul contenuto di informazione dell'immagine, ma che possono
fornire un contributo sostanziale alla riduzione della dose, si vuol sottolineare in particolare quanto segue:
1. la necessità di diaframmare correttamente i campi in relazione al distretto anatomico di interesse, nel
caso di esami sia radiografici sia radioscopici,
2. l'evidenza del fatto che una ripetizione dell'indagine, dovuta a eventuali errori tecnici, contribuisce a
raddoppiare indebitamente la dose al paziente.
La protezione del paziente nella diagnostica radiologica è stata oggetto di numerosi studi e pubblicazioni, tra
le quali spicca per autorevolezza la già citata ICRP Publication 34/82, dal titolo "Protection of the Patient in
Diagnostic Radiology".
Dal lungo elenco di argomentazioni tecniche finalizzate alla riduzione della dose al paziente che sono
riportate da questa pubblicazione, emergono in particolare i seguenti requisiti.
Correttezza del giudizio clinico e dell'indicazione all'indagine radiologica (analisi costo-beneficio),
con particolare riferimento al ruolo ed alle responsabilità del medico prescrivente e del medico
radiologo.
Adeguato livello di preparazione di tutto lo staff degli operatori addetti alle indagini: "No person shall
operate radiological equipment without technical competence ... without adequate knowledge of the
physical properties and harmful effects of ionising radiation".
Ottimizzazione dei diversi fattori tecnici e fisici che sono in stretta relazione alle finalità dell’indagine
eseguita, quali:
a) le caratteristiche fisico−dosimetriche del fascio (tensione, corrente, durata dell'esposizione,
forma d'onda, filtrazione, ...),
b) le caratteristiche geometriche del fascio e le tecniche di indagine (dimensioni dei campi,
penombra, proiezione, ...)
c) la schermatura, mediante indumenti protettivi piombiferi, di organi del paziente (gonadi,
cristallini, tiroide, ...),
d) l'utilizzo di pellicole e schermi (o di sistemi CR e DR) appropriati,
e) l'utilizzo di tecniche idonee per il trattamento delle pellicole,
f) la riduzione del numero di grafie ripetute,
g) la riduzione della durata delle indagini fluoroscopiche,
h) una distanza fuoco − cute superiore a 30 cm,
i) l'uso di materiali radiotrasparenti (fibre di carbonio) per il piano porta − pazienti,
j) l'uso di idonee griglie antidiffusione,
k) l'attuazione di programmi di Assicurazione di Qualità.
159
La tabella successiva mostra l'esposizione relativa del paziente al variare della tensione di alimentazione e
del tipo di griglia antidiffusione utilizzati (il rapporto di griglia è dato dal rapporto tra lo spessore delle lamelle
e quello degli spazi interlamellari).
Rapporto di griglia
1 (nessuna griglia)
5:1
8:1
12 : 1
16 : 1
5 : 1 (griglia incrociata)
8 : 1 (griglia incrociata)
70 kV
Tensione di alimentazione
95 kV
120 kV
1
3
3,5
4
4,5
4,5
5
1
3
3,75
4,25
5
5
6
1
3
4
5
6
5,5
7
Tabella 11.1 - Esposizione relativa del paziente in funzione della tensione di alimentazione e del rapporto di
griglia (le griglie incrociate si ottengono da due griglie lineari disposte ad angolo retto)
Nella figura 11.1 è invece fornita la
rappresentazione del generico
andamento dell'esposizione delle
gonadi del paziente in funzione
della diaframmazione del fascio.
Fig. 11.1 - Esposizione delle
gonadi del paziente in funzione
della diaframmazione del fascio.
E' doveroso dedicare un rapido
accenno
anche
agli
effetti
connessi alla filtrazione del fascio,
dei quali spesso non si ha una
nozione corretta.
Si ricorda a tal proposito come una
filtrazione insufficiente (< 2 mm di
Al di filtrazione totale, escludendo
le apparecchiature per piccola
diagnostica, come ad esempio gli apparecchi radiografici dentali endorali) produca fasci radiogeni con una
elevata componente di radiazioni a bassa energia.
Queste ultime, che non forniscono
alcun contributo alla formazione
dell'immagine, determinano un
notevole incremento della dose agli
organi irradiati (fino a due volte) per
il loro elevato coefficiente di
assorbimento nei tessuti molli, con
particolare riguardo alla cute.
Fig. 11.2 – Effetto della filtrazione
del fascio di raggi X
Per riassumere i concetti espressi
in precedenza, si riporta al seguito
una serie di dati dosimetrici, allo
scopo di illustrare, seppure entro
ampi margini di approssimazione,
l'entità
dell'esposizione
del
paziente sottoposto ad alcune delle
principali indagini diagnostiche
160
radiologiche.
Se ne raccomanda quindi la lettura esclusivamente in chiave di indicazioni generiche e orientative, a causa
del gran numero di variabili sia oggettive (caratteristiche tecniche delle apparecchiature, tipo e modalità di
esecuzione delle metodiche adottate) sia soggettive (caratteristiche anatomiche e fisiologiche dei pazienti),
che condizionano i risultati proposti.
DOSE ASSORBITA (mGy)
TIPOLOGIA DI ESAME
Torace
Cranio
Rachide cervicale
Coste
Spalla
Rachide dorsale
Colicistografia
Rachide lombare
Intestino crasso superiore
Urografia
Clisma opaco
Rachide lombosacrale
IVP
Pelvi
Anca
Rachide in toto
Mammografia
Numero
medio
Corpo
intero
Tiroide
1,5
0,058
4,1
0,37
3,7
3,0
1,8
Midollo
Polmone
F
Gonadi
M
F
Utero
M
F
M
0,065
0,04
0,03
0,19
0,2
2,22
0,31
0,31
0,02
0,02
0,23
4,04
0,11
0,11
0,14
0,14
1,01
1,54
0,49
0,42
3,24
2,96
0,1
0,58
0,06
0,06
0,39
0,27
2,1
0,7
0,75
0,43
0,32
2,63
2,65
0,006
0,006
3,2
0,85
0,01
0,66
0,66
1,76
1,76
0,06
0,05
2,9
2,72
0,003
1,26
1,26
1,33
1,33
0,07
4,05
4,08
4,3
2,16
0,07
1,7
0,99
4,0
3,96
Feto
3,4
5,5
0,14
0,004
0,005
1,17
1,14
5,32
4,76
0,004
0,45
0,48
0,48
0,12
0,12
0,16
2,12
2,63
2,98
2,98
0,48
0,48
0,58
7,87
8,22
3,86
2,24
2,24
0,35
0,35
0,43
6,4
6,39
2,69
1,16
1,16
0,35
0,35
0,49
6,36
8,14
1,3
0,68
0,27
0,27
0,011
0,011
0,57
1,48
1,94
2,0
0,39
0,17
0,17
3,68
0,78
1,28
1,0
0,81
0,35
0,35
1,49
1,17
0,1
1,0
1,28
2,71
4,11
0,77
0,48
0,002
Seno
2,0
2,76
0,53
2,34
2,12
Tabella 11.2 - Dosi ai singoli organi (mGy) nella diagnostica radiologica riferite all'uomo standard ed ai
parametri di esposizione di uso più comune (ICRP 34)
11.2.3 − La radioprotezione del paziente nella diagnostica medico−
−nucleare
Nel caso delle indagini scintigrafiche, una corretta preparazione del radiofarmaco ed una scelta oculata
dell'attività somministrata, anche in funzione delle caratteristiche anatomiche del paziente, possono
concorrere (unitamente all'impiego di idonee apparecchiature e di protocolli pertinenti) a fornire le necessarie
informazioni diagnostiche senza comportare dosi eccessive al paziente stesso.
Appare infatti evidente come i fattori che maggiormente influenzano la dose da esposizione medica siano
rappresentati da:
scelta del radionuclide (breve emivita e bassa emissione β),
attività somministrata (e durata dell’indagine),
biocinetica del radiofarmaco (scarsa ritenzione corporea e rapida escrezione),
caratteristiche anatomiche e fisiologiche del paziente,
concomitanza di eventuali stati patologici,
riduzione dell'attività somministrata in pazienti pediatrici,
spettro fotonico emesso dal radionuclide.
Ne consegue che le modalità attraverso le quali è possibile ridurre le dosi al paziente non possono
prescindere da un intervento diretto su tali fattori.
Preso atto del fatto che esiste una soglia di attività somministrata al di sotto della quale non si ottengono
informazioni diagnostiche utili, la scelta va effettuata ricercando un giusto compromesso entro quell'intervallo
di valori di attività in cui la qualità dell'immagine cresce con l'attività stessa.
Occorre invece evitare di superare quel limite oltre il quale un aumento di attività, sempre a parità di
condizioni di esecuzione dell'indagine, non comporta alcun miglioramento reale del risultato diagnostico
(contenuto di informazioni).
E' bene comunque ricordare che una immagine migliore da un punto di vista estetico non contiene
necessariamente maggiori informazioni cliniche.
161
Dopo aver ottimizzato la scelta dell'attività da somministrare, le successive semplici regole pratiche,
desumibili in gran parte dall'ICRP Publication 52/87, possono consentire una sostanziale riduzione della
dose al paziente.
a)
b)
c)
d)
e)
f)
g)
h)
Immobilizzazione del paziente nel corso dell'esecuzione dell'indagine.
Controllo delle immagini da parte del medico−nucleare prima della dimissione del paziente.
Chiara etichettatura ed identificazione dei radiofarmaci (onde evitare possibili errori di
somministrazione).
Aumento della diuresi e frequente svuotamento della vescica.
Somministrazione di agenti per il blocco della tiroide, in ogni circostanza in cui ciò risulti possibile.
Accertamento preventivo della eventuale presenza di altre sorgenti radioattive interferenti con
l'indagine.
Impiego di prodotti che garantiscano la massima purezza (sia radioisotopica che radiochimica) dei
marcati.
Attuazione di programmi di Assicurazione di Qualità, sulle apparecchiature e sui radiofarmaci.
In particolare, i principi enunciati ai punti a, b, c sono finalizzati alla riduzione della frequenza di ripetizione
degli esami.
Va inoltre sottolineato che, al termine dell'indagine, il paziente può essere dimesso e far ritorno alla propria
abitazione (se la prestazione diagnostica è avvenuta in regime ambulatoriale) o presso il reparto di degenza
(se ricoverato), senza che sia necessario adottare particolari provvedimenti protezionistici.
Infatti in nessun tipo di indagine medico−nucleare è prevedibile che il rateo di kerma in aria ad 1 m dal
paziente sia superiore a 10 µGy/h, valore assunto di norma come riferimento per la dimissione di individui
sottoposti a trattamenti medici con isotopi radioattivi.
Questa considerazione è dettata dalle ridotte attività somministrate in ambito diagnostico (ben diverso è il
discorso di pazienti sottoposti a terapia radiometabolica, con sorgenti non sigillate) e quindi del rischio
trascurabile che ciò comporta per i familiari o per altre persone a più diretto contatto con il paziente. Per
questo motivo, suddetta norma è stata fatta propria dalle principali agenzie internazionali che operano in
questo settore (ICRP, AIEA, …). Le valutazioni delle dosi ricevute da pazienti sottoposti ad indagini
scintigrafiche sono soggette ad un'ampia variabilità che deriva:
dalla tipologia di indagine,
dal tipo di radiofarmaco utilizzato,
dalla modalità di esecuzione dell'indagine,
dalle caratteristiche anatomiche del paziente,
dalla presenza di eventuali patologie concomitanti.
Esse si basano generalmente su misure sperimentali eseguite in fantocci acqua-equivalenti, oppure su di un
particolare modello matematico di calcolo che viene comunemente indicato con la sigla MIRD (Medical
Internal Radiation Dose Committee of the Society of Nuclear Medicine), di cui un breve accenno verrà
riportato nel capitolo successivo. E' tuttavia possibile stimare approssimativamente nell'ordine del mGy la
dose media integrale ai singoli organi o distretti corporei maggiormente esposti, ciò che comporta dosi
efficaci fino ad alcune centinaia di µSv (vedi la tabella 11.3).
Indagini medico nucleari
99m
Scintigrafia ossea total body ( Tc – MDP)
99m
Scintigrafia tiroidea ( Tc – pertecnetato)
131
Scintigrafia tiroidea ( I – ioduro di sodio)
123
Scintigrafia tiroidea ( I – ioduro di sodio)
Scintigrafia renale statica (99mTc – DMSA)
Scintigrafia renale dinamica (99mTc – DTPA)
Radionefrogramma (131I – Hippuran)
Radionefrogramma (123I – Hippuran)
Studio di perfusione cardiaca (201Tl – cloruro)
Attività
Somministrata
(MBq)
(mSv MBq )
(mSv)
666
74
1,85
11,1
111
111
14,8
37
74
0,006
0,014
18
0,18
0,0088
0,0057
0,055
0,012
0,2
3,93
1,04
33,3
2
0,98
0,63
0,814
0,44
14,8
Dose efficace
–1
Tabella 11.3 - Dosi equivalenti ed efficaci riferite all'uomo standard, nelle indagini scintigrafiche di uso
più comune
162
11.2.4 − La radioprotezione del paziente nella radioterapia
La radioprotezione del paziente sottoposto a trattamento radioterapico rappresenta un problema di estrema
complessità e di difficile quantificazione, risolvibile unicamente attraverso una ottimizzazione complessiva
del trattamento. I rischi associati ai trattamenti radioterapici sono di duplice natura:
eventualità che il trattamento risulti inefficace nel controllo della neoplasia iniziale (sottodosaggio o
omissione locale),
possibilità di effetti dannosi radioindotti sui tessuti sani irradiati (sovradosaggio).
dalla figura successiva, si può chiaramente notare come all'aumentare della dose totale somministrata
aumentano sia la probabilità di controllo del tumore (TCP) sia quella di comparsa di complicanze nei tessuti
sani (NTCP).
Fig. 11.3 – Andamento della
probabilità di controllo locale
del tumore (TCP) e della
comparsa di complicanze
(NTCP) in funzione della
dose somministrata.
Ciò impone la ricerca di un
ragionevole compromesso
tra queste due esigenze
antitetiche, che garantisca
una accettabile probabilità di
successo
radioterapico
senza imporre un rischio
inaccettabile di insorgenza
di complicanze nei tessuti
sani. In accordo a quanto
raccomandato dall’ICRP e
dall’ICRU, devono essere
pertanto adottate tutte le
misure atte a realizzare condizioni operative ottimizzate, sia per quanto concerne le dosi da irradiazione
primaria (assorbite dal paziente entro il fascio utile) che quelle da irradiazione secondaria (radiazione di fuga
e diffusa).
Diviene quindi necessaria la disponibilità di risorse tecnologiche e umane che consentano l'attuazione di
procedure operative che garantiscano:
1. accuratezza delle misure dosimetriche di base e della ricostruzione delle distribuzioni di dose in
acqua (scelta di strumentazione idonea e sua calibrazione periodica presso centri di riferimento),
2. attenta progettazione ed ottimizzazione del piano di trattamento, ricorrendo a studi personalizzati,
basati sia sull'acquisizione di informazioni anatomiche tomografiche (TC, SPET, RMN), sia
sull'impiego di sistemi informatici dedicati,
3. applicazione di tecniche di trattamento avanzate (RT conformazionale, MLC, IMRT, IGRT, …),
4. controlli incrociati sulle modalità e sui parametri di trattamento (verifiche della correttezza dei dati
riportati sulla cartella di trattamento e della loro applicazione in fase di esecuzione da parte di fisici,
tecnici e radioterapisti),
5. accuratezza e riproducibilità del posizionamento del paziente,
6. attuazione di programmi di Assicurazione di Qualità su tutte le apparecchiature e le tecnologie
utilizzate.
La realizzazione di quanto sopra richiede l'uso di sistemi computerizzati sia per la dosimetria di base
(rilevazione diretta della distribuzione delle dosi in fantoccio ad acqua), sia per lo studio e la verifica
preliminare dei trattamenti attraverso la ricostruzione tridimensionale del distretto corporeo interessato
(partendo da sezioni TC) e la indicazione delle superfici di isodose (dove la dose assume gli stessi valori)
ricostruite in relazione alle modalità di trattamento prescelte.
Esempio
Il trattamento di un tumore prostatico richiede l’acquisizione delle immagini della regione pelvica, lo
studio dosimetrico con tre o più campi di fotoni da 18 – 20 MV e la validazione del piano prescelto.
163
La figura 11.3 mostra un esempio di curve isodose relative al trattamento di un tumore pelvico mediante
fotoni Rx prodotti con tensione nominale di 18 MV ed utilizzando più campi incidenti con differenti
angolazioni.
Fig. 11.4 - Distribuzioni di dose in
paziente trattato utilizzando più campi
con differenti angoli di incidenza.
Assumono inoltre una non trascurabile
rilevanza problemi particolari quali la
centratura dei fasci di radiazioni ed il
controllo
del
posizionamento
del
paziente,
che
possono
essere
debitamente
risolti
mediante
l'installazione di centratori laser e
l'adozione di sistemi di immobilizzazione.
E' inoltre indispensabile predisporre
sistemi di comunicazione audio e video
tra la sala di trattamento e la consolle di
lavoro, per garantire il controllo continuo
del paziente nel corso dello svolgimento dell’intero trattamento.
Detti dispositivi e strumentazioni mirano ad ottenere dosi al volume bersaglio che non si discostino
apprezzabilmente dalla dose prescritta (ad esempio, non oltre il -5% ed il +7%, secondo le Raccomandazioni
ICRU 50/93), minimizzando nel contempo la dose ai circostanti tessuti sani.
La radioprotezione del paziente sottoposto a trattamento curieterapico rappresenta un problema analogo al
precedente, pur se più complesso.
Anche in questo caso, devono essere adottate tutte le misure atte a realizzare le condizioni operative più
idonee al conseguimento dell'obiettivo terapeutico.
A tale riguardo, come per la teleterapia, si impone l'adozione di sistemi computerizzati per lo studio ed il
controllo preliminare dei trattamenti, soprattutto nel caso di quella particolare metodica denominata "remote192
loading" ad elevato rateo di dose (HDR), nella quale vengono impiegate sorgenti (quali Ir) di attività tale (~
400 GBq) da produrre ratei di dose al volume trattato superiori a 0,2 Gy/minuto.
Si deve inoltre attribuire la necessaria attenzione alla soluzione di problemi quali il controllo e la verifica della
posizione delle sorgenti curieterapiche prima dell'impianto nel paziente (da eseguirsi mediante controlli
radiografici e/o TC, condotti secondo specifiche metodiche) e la vigilanza e l'assistenza del paziente in corso
di trattamento (installazione di sistemi di comunicazione audio–video nelle sale di degenza/trattamento).
In generale, tutti i trattamenti radioterapici, sia transcutanei sia curieterapici, comportano la somministrazione
di dosi al paziente dell'ordine di alcune decine di Gy su volumi corporei delle dimensioni di qualche centinaio
3
di cm , con frazionamenti che variano in funzione della particolare procedura adottata.
11.3 - La Assicurazione della Qualità
Poiché nei precedenti paragrafi si è fatto più volte riferimento alla Assicurazione di Qualità (AdQ), si ritiene
opportuno esporre alcune considerazioni in merito a questo problema. La qualità può definirsi come l'insieme
di tutte le proprietà e le caratteristiche che conferiscono ad uno specifico prodotto la capacità di soddisfare
esigenze espresse od implicite (UNI - ISO - 8402).
Appare evidente che questa definizione assegna al termine "qualità" un differente significato rispetto alla
sua accezione più comune, che viene intesa come espressione di un livello di merito in senso comparativo o
di una valutazione tecnica di tipo quantitativo.
Al contrario, esso assume il preciso contenuto di "idoneità allo scopo" per un dato prodotto, relativamente
allo specifico contesto al quale esso è riferito: definire la qualità di un prodotto significa stabilire una serie di
standard ai quali esso deve risultare rispondente.
Il rispetto di tali standard dovrà necessariamente essere comprovato e certificato mediante l'esecuzione di
appositi test di verifica e di controllo, indicati come Controllo della Qualità (CdQ).
Ne consegue che questi ultimi non rappresentano altro che un particolare aspetto di un progetto più globale
e generalizzato, teso a garantire un prodotto finale che possieda tutti i requisiti prestabiliti inizialmente, che
costituisce la finalità ultima che si prefigge la Assicurazione della Qualità.
In termini più espliciti, con questa denominazione si indica quella complessa metodologia che, mediante
azioni sistematiche e pianificate, è atta a fornire un adeguato grado di confidenza in relazione al fatto che un
determinato prodotto possieda le caratteristiche richieste, nelle varie condizioni operative previste.
164
E' chiaro che, volendo trasferire questi concetti generali al campo specifico della attività sanitarie
(diagnostica per immagini e radioterapia), dove si fornisce il particolare prodotto "salute", occorre innanzitutto
definirne i precisi intendimenti, in funzione dei quali si potranno progettare le varie fasi operative del
successivo programma di AdQ, all'interno del quale individuare i test e le procedure di CdQ più idonei allo
scopo.
Si tratta, infatti, di ricercare le soluzioni e le condizioni meglio appropriate a garantire che la risposta data a
uno specifico quesito clinico soddisfi agli standard predeterminati e di definire le modalità per attestarne la
rispondenza.
In altri termini, il procedimento da seguire consiste sostanzialmente nella definizione:
degli standard di qualità,
delle procedure operative da seguire,
dei criteri e delle modalità di controllo.
Ciò equivale a predisporre un programma che possa essere applicato principalmente, ma non solo, alle
apparecchiature ed alle tecnologie utilizzate, al fine di garantirne il rispetto delle finalità cliniche attraverso il
soddisfacimento di specifici e dettagliati requisiti tecnici e di condizioni di funzionamento accettate e
standardizzate.
In particolare, è necessario che il programma di AdQ venga valutato nella sua interezza e globalità, in modo
tale da potere essere strutturato con la necessaria articolazione, secondo uno schema assimilabile al
seguente.
A - ORGANIZZAZIONE
B - IMPIANTI
Piano operativo della AdQ
Responsabile della AdQ
Attuatore/i della AdQ
Valutazione preventiva delle specifiche tecniche
Analisi delle specifiche d'uso
Test di accettazione (verifica dei requisiti da capitolato)
Verifica dell'idoneità all'uso clinico
Test periodici di controllo di qualità
Interventi sulle apparecchiature (con relative registrazioni)
C - PERSONALE
D - AGGIORNAMENTO
Addestramento del personale
Aggiornamento del personale
Verifica periodica dell'efficacia del programma di AdQ e sua
eventuale revisione
Tabella 11.4 - Aspetti organizzativi e gestionali di un programma di AdQ.
Tra questi vari aspetti, quelli che in particolare richiedono interventi operativi diretti riguardano:
i test di accettazione degli impianti,
la verifica di messa in uso degli impianti,
i controlli periodici sugli impianti (test di CdQ).
Come visto in precedenza, il CdQ rappresentano la parte operativa routinaria del programma di AdQ. La sua
esecuzione deve garantire che le condizioni tecniche di funzionamento consentano di poter conseguire gli
obiettivi previsti dal programma stesso.
Ciò significa, tradotto in termini operativi, che le varie apparecchiature diagnostiche e radioterapiche devono
essere sottoposte ad una serie di test periodici atti ad attestarne sia le modalità di funzionamento sia la
rispondenza alle relative specifiche tecniche ed ai risultati dei test di accettazione, nonché a definire i limiti di
confidenza che vanno applicati ai parametri sottoposti al controllo.
I particolari test di CdQ richiesti nel contesto dei singoli settori e delle apparecchiature utilizzate specifici e le
loro modalità di esecuzione costituiscono materia per la quale si rimanda a pubblicazioni specializzate
(protocolli IEC, NEMA, AAPM, ...).
165
11.3.1 – Le norme ISO
La denominazione ISO 9000 identifica una serie di norme e linee guida sviluppate dall’ISO (International
Organization for Standardization), che propongono un Sistema di gestione per la qualità pensato per tenere
sotto controllo i processi aziendali, indirizzandoli alla soddisfazione del cliente.
Le Norme EN UNI ISO 9000:2000 si suddividono in:
ISO 9000, che descrive le terminologia e i principi essenziali dei sistemi di gestione qualità e della
loro organizzazione;
ISO 9001, per la definizione dei requisiti dei sistemi qualità;
ISO 9004, che rappresenta una linea guida per il miglioramento delle prestazioni delle aziende
(organizzazioni).
In precedenza (dal 1994 fino al 2000) si aggiungevano alle norme sopra riportate anche le ISO 9002 e 9003,
ciò che consentiva all'organizzazione di scegliere i propri ambiti di certificazione. Infatti, le tre norme ISO
9001/2/3, che prevedevano la certificazione anche solo di alcuni settori dell'azienda, dal dicembre del 2000
sono state sostituite dalla ISO 9001:2000, che prevede un approccio certificativo globale e completo, che
non permette di escludere singoli settori o processi aziendali. Il dicembre 2003 ha rappresentato il termine
del periodo transitorio nel quale i possessori della certificazione di conformità del proprio sistema qualità alla
norma ISO 9001 (o ISO 9002 o 9003), edizione 1994,
avrebbero dovuto modificare il proprio sistema per passare
alle nuove norme del 2000.
Fig. 11.5 – Il logo dell’ISO
L’unica norma della famiglia ISO 9000 per cui una azienda
può essere attualmente certificata rimane la ISO 9001: le
rimanenti sono solo guide utili, ma facoltative, per favorire la corretta applicazione ed interpretazione dei
principi del sistema qualità:
1. la ISO 9000 chiarisce il lessico e la terminologia adottati dalla 9001 e dalla 9004,
2. la ISO 9004 evidenzia degli spunti di miglioramento riferibili ai contenuti della ISO 9001.
La nuova norma del 2000 viene anche impropriamente nominata Vision 2000, per sottolineare una serie di
attività (formazione, documentazione, …) che caratterizzano la nuova famiglia di norme sulla qualità nata nel
2000.
Il nome completo della norma recepita in Italia è UNI EN ISO 9001:2000 in quanto la norma ISO è
armonizzata, pubblicata e diffusa dall'Ente Nazionale Italiano di Unificazione (UNI) e dal Comitato Europeo
di Normazione in Europa (EN).
Le norme ISO 9000 sono universali e la loro applicabilità prescinde dalla dimensione o dal settore
dell’azienda (organizzazione). Esse definiscono principi generici che l’azienda deve seguire, senza
affrontare gli aspetti legati alle caratteristiche intrinseche del prodotto/servizio offerto: per questo motivo non
sono applicabili ai prodotti/servizi ma solo all’organizzazione che li produce. Secondo questa ottica, la ISO
9001 garantisce il controllo del processo produttivo e la sua efficacia, ma non la sua efficienza.
In Italia e in Europa la certificazione ISO 9001 si sta diffondendo progressivamente, con incrementi annui
considerevoli, divenendo obbligatoria in alcuni settori (concorsi pubblici con appalti e bandi) e fortemente
richiesta per le aziende sanitarie pubbliche e private.
La sigla ISO 14000 identifica una serie di standard internazionali relativi alla gestione ambientale, tra i quali
la ISO 14001 fissa i requisiti di un Sistema di gestione ambientale di una qualsiasi organizzazione. Lo
standard ISO 14001 (UNI EN ISO 14001:2004), come quello 9001, è uno standard certificabile, ovvero è
possibile ottenere, da un organismo di certificazione accreditato, attestazioni di conformità ai requisiti in essa
contenuti. Certificarsi secondo la ISO 14001 (o la ISO 9001) non è obbligatorio, ma è frutto della scelta
volontaria dell'azienda/organizzazione che decide di stabilire, attuare, mantenere attivo e migliorare un
proprio Sistema di gestione ambientale (o Sistema qualità).
È inoltre importante notare come la certificazione ISO 14001 non attesti la bontà di una prestazione
ambientale (né tanto meno sia una condizione che ne dimostri un impatto particolarmente basso, ma come,
piuttosto) stia a dimostrare che l'organizzazione ha sviluppato un sistema di gestione adeguato a tenere
sotto controllo gli effetti ambientali derivanti dalle proprie attività e ne ricerchi sistematicamente il
miglioramento in modo coerente, efficace e, soprattutto, sostenibile.
Pertanto, il rispetto dei requisiti previsti dalla norma ISO 14001 (così come la 9001) non costituisce una
certificazione di prodotto.
166
11.4 - I livelli diagnostici di riferimento (LDR)
“I Livelli Diagnostici di Riferimento rappresentano livelli di dose nelle pratiche radiodiagnostiche mediche …
per esami tipici per gruppi di pazienti di corporatura standard o fantocci standard per tipi di attrezzatura
ampiamente definiti. Tali livelli non dovrebbero essere superati per procedimenti standard, in condizioni di
applicazioni corrette e normali riguardo all'intervento diagnostico e tecnico” (Art. 2, comma 1, lettera p),
D.Lgs. 187/2000).
In termini più espliciti, i LDR rappresentano valori sperimentali, relativamente semplici da misurare,
direttamente correlabili alla dose al paziente e, quindi, di sicura utilità ai fini dell’ottimizzazione della
procedura clinica cui si riferiscono.
Ai fini dell'ottimizzazione dell'esecuzione degli esami radiodiagnostici e del conseguente risparmio di dose al
paziente, si deve quindi tenere conto dei livelli diagnostici di riferimento, riportati nelle linee guida
dell'allegato II all’Art. 4, comma 3, del D.Lgs. 187/2000, che rappresentano dei valori di attenzione per la
dose al paziente nelle più comuni indagini diagnostiche.
Nel caso di un loro superamento, si rende necessario condurre una attenta analisi delle possibili cause di
tale evidenza e adottare le conseguenti azioni correttive.
Questo principio trae origine dall’ICRP Publication 60/90, paragrafo 180, dove vengono definiti dei ‘dose
constraints or investigation levels’ da utilizzare nelle pratiche diagnostiche più comuni, allo scopo di
individuare uno strumento per l’ottimizzazione della protezione nella esposizione medica.
I valori degli LDR sono il risultato di studi effettuati presso alcune tra le principali strutture ospedaliere
europee (Quality Criteria for Diagnostic Radiographic Imaging, 1990), che corrispondono al terzo quartile
delle distribuzioni di dose d’ingresso rilevate dai trial clinici: in tal modo, il 75% delle suddette dosi si dispone
al di sotto di tali livelli.
La dose di ingresso si ottiene dalla rilevazione della dose in aria (Gy), cui si deve aggiungere il contributo
della radiazione retrodiffusa da parte del paziente.
Le suddetta misura può essere eseguita utilizzando due differenti approcci strumentali, basati su sistemi
TLD o su camere a ionizzazione, ma che, in entrambi i casi, necessitano delle stesse condizioni sperimentali
riferibili a indagini effettuate su pazienti di caratteristiche e dimensioni standard.
Volendo adottare la procedura standard, i TLD devono essere applicati in posizione idonea (in relazione alla
tipologia dell’indagine radiologica) ad un campione di almeno 10 pazienti anatomicamente simili all’individuo
standard (spessore del tronco AP: 20 cm, peso: 70 kg, spessore della mammella con compressione: da 4 a
6 cm). Viene quindi calcolato il valore medio delle dosi misurate per ciascuna delle tipologie di indagine, da
confrontare con i LDR riportati nelle suddette tabelle.
Con la camera a ionizzazione, occorre preventivamente registrare i parametri (kV, mA, secondi, …) utilizzati
per eseguire un determinato tipo di indagine (su di un campione di pazienti con caratteristiche analoghe alle
precedenti) e calcolarne il valore medio. Si eseguono quindi delle misure free-in-air, adottando i parametri
precedentemente individuati o effettuando le successive correzioni per il valore medio del carico del tubo
RX, la DFP, la retrodiffusione, ...
A titolo di esempio, al seguito sono riportate le tabelle degli LDR riguardanti la radiodiagnostica tratte
dall’Allegato II del D.Lgs. 187/00.
RADIODIAGNOSTICA: LDR
ESAMI
• DOSE D’INGRESSO: (mGy)
Addome
Urografia ( per ripresa )
Cranio AP
Cranio PA
Cranio Laterale
Torace PA
Torace Laterale
Rachide lombare AP
Rachide lombare Laterale
Rachide Lombo−Sacrale
Pelvi AP
Mammografia CC
10
10
5
5
3
0,4
1,5
10
30
40
10
10 mGy ( dose di ingresso con griglia )
167
RADIOLOGIA PEDIATRICA
ESAMI
DOSE D’INGRESS: (µGy)
Addome
Torace PA / AP
Torace Laterale
Torace AP
Cranio PA / AP
Cranio Laterale
Pelvi AP
Pelvi AP
1000 (5 anni) ••
100 (5 anni)
200 (5 anni)
80 (neonati)
1500 (5 anni)
1000 (5 anni)
200 (neonati)
900 (5 anni)
TOMOGRAFIA COMPUTERIZZATA
ESAMI
Testa
Torace
Addome
Pelvi
•
••
•••
••••
••• CTDIw (mGy)
•••• DLP (mGy cm)
60
30
35
35
1050
650
800
600
Riferita alla superficie del paziente ( Rif. 1,2,4 )
Viene indicata l’età dei pazienti di riferimento per la determinazione della dose.
CTDIw: Indice di dose tomografica pesata ( Rif. 3 )
DLP: Prodotto dose−lunghezza ( Rif. 3 )
Tabella 11.5 – Valori di LDR riportati dall’Allegato II del D.Lgs. 187/00
168
CAPITOLO 12. ORGANIZZAZIONE DELLA RADIOPROTEZIONE
12.1 - Criteri generali
Come già precedentemente ricordato, in linea di principio è possibile individuare due differenti settori della
radioprotezione: la radioprotezione generale e quella operativa.
La prima, utilizzando le conoscenze più avanzate nelle diverse discipline scientifiche, determina gli obiettivi,
fissa i principi e i criteri, propone un sistema di limitazione delle dosi e individua gli standard di sicurezza da
adottare.
La radioprotezione operativa rappresenta invece un servizio offerto ai lavoratori e alla popolazione, a
garanzia e a tutela della loro salute.
Per raggiungere questo obiettivo essa ricorre a vari strumenti concettuali e normativi, messi a sua
disposizione dalla radioprotezione generale attraverso organizzazioni scientifiche sopranazionali per operare
su:
uomini,
mezzi,
attrezzature,
strumentazione,
che possono intervenire nelle più svariate condizioni operative e che non sempre si prestano facilmente a
una standardizzazione.
Tutto ciò trova applicazione in alcune tipiche situazioni e fasi gestionali di attività comportanti l’impiego di
radiazioni ionizzanti, di cui sono successivamente elencate le più ricorrenti:
progettazione,
normale esercizio,
guasti e malfunzionamenti,
incidenti,
disattivazione (di impianti).
Il livello qualitativo delle prestazioni radioprotezionistiche erogate in tali circostanze può essere garantito dal
rispetto di una serie di regole basilari, sintetizzabili dai seguenti aspetti organizzativi:
una programmazione delle attività svolte,
l'individuazione delle responsabilità e dei compiti dei singoli operatori,
l'esecuzione del Controllo della Qualità su apparecchiature e procedure,
la verifica periodica dei risultati.
Le responsabilità che vengono assunte dalla struttura operativa deputata a svolgere l’insieme di questi
compiti si sintetizzano in alcuni momenti peculiari, quali:
bilanci dosimetrici sia preventivi (studi di impatto ambientale, progettazione di dispositivi di
protezione e sicurezza, ...) sia consuntivi (verifica di analisi previsionali, ...),
controllo dosimetrico dell'ambiente di lavoro e del personale (monitoraggio),
analisi di tendenza (previsioni di rischio sulla base dei dati acquisiti),
back fitting (utilizzo dei risultati ottenuti per raggiungere un miglioramento della qualità della
radioprotezione),
pianificazione degli interventi di emergenza.
Tra gli aspetti più significativi della radioprotezione operativa, quello che nella fattispecie riveste il maggiore
interesse pratico è certamente rappresentato dal monitoraggio, al quale è dedicato il paragrafo successivo.
Per quanto riguarda invece, più in generale, gli aspetti specificatamente di natura organizzativa e gestionale,
si rimanda invece alla Appendice F.
169
12.2 - Il monitoraggio
Per monitoraggio si intende l'insieme delle misure sperimentali, della loro interpretazione e del successivo
confronto con livelli di attenzione e di sicurezza prefissati.
Il suo scopo è quello di assicurare condizioni di lavoro sicure, fornendo tutte le informazioni necessarie per
una stima attendibile delle esposizioni dei lavoratori tramite le grandezze con le quali sono espressi i limiti
raccomandati (primari e secondari).
Ciò si raggiunge attraverso la valutazione delle dosi potenziali o reali a carico di individui o di gruppi critici
della popolazione, la verifica del rispetto dei limiti autorizzativi e il controllo delle attività comportanti l'impiego
di radiazioni ionizzanti.
In generale, si può affermare che un efficace programma di monitoraggio deve basarsi su:
un programma di misure atte a valutare correttamente sia le situazioni operative normali che le
eventuali situazioni eccezionali,
una idonea chiave di lettura e di interpretazione di tali misure,
un sistema di valori di riferimento compatibili con le misure eseguite.
Le misure previste dal programma di monitoraggio possono comprendere rilevazioni di esposizioni sia
individuali che ambientali ed essere in grado di valutare gli effetti prodotti dall'irradiazione esterna e dalla
contaminazione interna.
Esempio
Un tipico esempio di monitoraggio ambientale consiste in misure ripetute periodicamente in punti
particolarmente significativi nell'ambito dei luoghi di lavoro (in relazione alla presenza di lavoratori
ed alle attività che vi vengono svolte), onde ottenere una mappatura spazio–temporale dei fattori di
rischio.
Tali misure devono inoltre sapere evidenziare eventuali aspetti critici, per quanto concerne le procedure
seguite e i presidi radioprotezionistici posti in essere, in modo da consentire l'adozione di provvedimenti
appropriati.
Infine, i valori rilevati devono poter essere facilmente interpretati in chiave di grandezze utili ai fini della
radioprotezione, in modo da consentire facilmente il confronto con i limiti di dose equivalente ed efficace o
con quelli derivati. Il monitoraggio, sia ambientale che individuale, si divide schematicamente in:
1) monitoraggio ordinario (o di routine), che si esplica mediante misure effettuate regolarmente, a tempi
e in punti preordinati,
2) monitoraggio operativo, da attuarsi in occasione situazioni particolari, dove sono richieste specifiche
e più approfondite informazioni,
3) monitoraggio speciale, nel caso di situazioni lavorative anomale o di risultati anomali emersi dal
monitoraggio ordinario.
E' inoltre evidente come lo stesso monitoraggio venga ad assumere differenti connotati in relazione al
particolare campo di applicazione cui è rivolto, anche se, in ogni caso, dovranno essere dettagliatamente
raccolte e riportate nella documentazione prodotta (relazione tecnica radioprotezionistica) le seguenti
informazioni:
tipo e frequenza delle misure,
strumentazione utilizzata (e certificazione di taratura),
procedure di misura o di campionamento,
procedure di elaborazione del dato rilevato,
eventuali analisi statistiche,
metodi di interpretazione dei dati,
modalità di registrazione dei dati.
12.3 - Il monitoraggio ambientale
Il complesso dei dati raccolti attraverso il monitoraggio ambientale serve a tracciare la cosiddetta mappa del
rischio che, essendo basata su misure eseguite in punti prefissati e ripetute nel tempo (sia di irradiazione
che di contaminazione), consente di individuare:
170
a) le aree soggette a maggiore rischio,
b) l’evoluzione temporale del rischio,
c) i principali fattori di rischio.
12.3.1 – Irradiazione
Il monitoraggio ambientale finalizzato nei confronti della irradiazione esterna trae sicuramente un grande
giovamento dall'adozione di grandezze operative, facilmente misurabili, dalle quali risulta possibile
estrapolare i valori di dose efficace, come nel caso di H*(10).
L’uso di queste grandezze ha ormai raggiunto una vasta diffusione, grazie alla disponibilità sul mercato di
un’ampia gamma di strumenti di misura in grado di fornire letture dirette di equivalente di dose ambientale.
Questa rivoluzione (non solo tecnologica ma, soprattutto, concettuale) è stata resa fattibile dallo sviluppo di
nuove procedure di taratura basate sulla sfera ICRU, riconosciute e adottate dai laboratori metrologici
autorizzati.
A seguito di questo nuovo approccio metrologico, si possono acquisire certificazioni di taratura in H*(10)
anche per strumenti originariamente concepiti per la rilevazione delle più tradizionali grandezze dosimetriche
(dose, kerma, esposizione), ricorrendo ai fattori di conversione misurati e forniti dal centro di taratura
interpellato.
Resta comunque consolidata la prassi di utilizzare grandezze quali:
esposizione,
kerma in aria,
dose in aria,
nonchè i rispettivi ratei, pur con le complesse problematiche legate alla loro interpretazione.
In ogni caso, è di fondamentale importanza che la strumentazione utilizzata sia idonea ed in buone
condizioni operative (garantite da sistematiche verifiche di buon funzionamento dello strumento) e che la
grandezza misurata sia quella per la quale il rivelatore è stato tarato presso un istituto metrologico primario
autorizzato.
La fase successiva consiste nel tradurre le suddette misure in valori di dose equivalente e di dose efficace,
in modo da determinare gli effetti radioindotti su individui realmente o potenzialmente soggetti a tali
esposizioni ambientali. Questa operazione non comporta alcun inconveniente quando lo strumento è in
grado di fornire direttamente una lettura di H*(10): in questo caso il valore registrato è immediatamente
traducibile un E. In caso contrario, essa risulta sicuramente più difficoltosa poiché presenta ampi margini di
incertezza e impone l’assunzione di ipotesi ampiamente cautelative, con una rilevante sovrastima della dose
efficace.
Infatti, il procedimento più comunemente seguito al riguardo, consiste nell’utilizzare il valore numerico che
rappresenta la dose (od il kerma) in aria per esprimere la dose efficace, sovrastimando di almeno un fattore
due il suo effettivo valore.
Nell'effettuare misure di questo tipo è anche necessario tenere nella dovuta considerazione le risposte
energetiche ed angolari del particolare tipo di rivelatore che viene utilizzato.
Infatti, il valore dosimetrico misurato deve essere moltiplicato per i fattori correttivi dedotti dalle curve di
risposta del rivelatore (che devono essere fornite dal costruttore) al variare dell'energia della radiazione
incidente e della direzione di provenienza (lungo i
piani orizzontale e verticale), nonché per il fattore di
calibrazione certificato.
Si riporta al seguito un esempio di curva di risposta
energetica per una camera di ionizzazione.
Fig. 12.1 - Curva di risposta di una camera di
ionizzazione in funzione dell'energia della
radiazione fotonica incidente
12.3.2 – Contaminazione
Il monitoraggio relativo alla contaminazione
dell'ambiente di lavoro, in campo sanitario, è
prettamente rivolto alla determinazione della
presenza di eventuale contaminazione superficiale
(piani di lavoro, pavimenti, ...) e dell'aria. Nel caso
della contaminazione superficiale, la presenza di
bassi valori di attività consente di escludere la possibilità di significative contaminazioni interne dei lavoratori,
sia da ingestione che da inalazione. Gli obiettivi prioritari di un programma rivolto al controllo della
contaminazione superficiale sono:
171
prevenire la diffusione dell’agente contaminante,
rivelare eventuali difetti di contenimento di sorgenti radioattive,
ridurre la contaminazione (attività e superficie), nelle condizioni di attività lavorativa normale e di
incidente,
fornire indicazioni per l'ottimizzazione del monitoraggio individuale e dell'aria.
Le principali metodiche adottate a questo riguardo risultano essere le seguenti:
1) misure dirette (in prossimità della superficie contaminata) utilizzando rivelatori Geiger a
finestre/pareti sottili, contatori proporzionali a finestre sottili e scintillatori, sistemi spettrometrici
portatili;
2) misure indirette (smear–test), consistenti nel prelievo della sostanza contaminante su carta da filtro
mediante strofinamento della superficie contaminata (o
sospetta tale) e nella successiva misura dell'attività fissata
sul tampone, considerando la porzione asportata pari ad una
quota fissa di quella presente sulla superficie (in genere del
10 - 20 %, in funzione della sua rugosità).
Il secondo metodo, che è anche quello più comunemente adottato, è
da preferirsi al primo qualora nelle vicinanze dell'area monitorata
siano presenti altre sorgenti radioattive che possono interferire con la
misura diretta (vedi figura 12.2).
Fig. 12.2 – Kit per il prelievo di smear–test
Lo stesso metodo offre anche il vantaggio di potersi applicare nel
caso di sorgenti sigillate (quali ad esempio quelle utilizzate in
brachiterapia) in occasione di controlli e verifiche della tenuta
dell’involucro esterno (test di integrità o leakage–test).
In questo caso la carta da filtro viene generalmente inumidita con una soluzione che non ne deteriori
l'involucro della sorgente stessa (come acqua o metanolo) e l'attività che vi viene raccolta dopo
strofinamento (che in questo caso prende generalmente il nome di wipe–test) deve risultare inferiore ai limiti
per l'attività rimovibile riguardanti la sorgente in questione.
La conversione dei conteggi relativi allo smear-test in termini di contaminazione superficiale (Bq/cm2) può
essere condotta dopo attenta valutazione dei seguenti aspetti:
tipo di radioisotopo contaminante,
efficienza di conteggio del rivelatore,
attività asportata dallo smear–test,
dimensione della superficie esaminata.
E’ evidente il grande vantaggio offerto, in termini di affidabilità dei risultati e di semplicità della misura,
dall’impiego di una catena spettrometrica per misure in campo.
Esempio
Poste le seguenti condizioni (che potrebbero sostanzialmente risultare valide per una sorgente di
99m
Tc posta a contatto di un rivelatore a scintillazione da 3")
- % emissione γ = 0,89,
- conteggi = 5000 /30 s (fondo sottratto),
- efficienza = 0,4,
- attività asportata = 10%,
2
- superficie esaminata = 400 cm ,
l'attività A e la contaminazione superficiale C sono date da:
A = 5000 / (30 × 0,89 × 0,4× 0,1) = 4.682 Bq
2
C = 4.682 Bq / 400 cm
2
= 12 Bq / cm
Effettuare il monitoraggio dell'aria ha senso quando si presuppone che si siano verificati rilasci significativi di
contaminanti aeriformi, riconducibili a situazioni quali:
172
1)
2)
3)
4)
vengono manipolati radionuclidi in quantità elevate (superiori a qualche migliaio di ALI),
vengono manipolati materiali radioattivi gassosi o volatili,
si determinano frequenti contaminazioni dell'ambiente,
è avvenuto l’immissione nell’ambiente di rilevanti quantità di radionuclidi.
La eventuale contaminazione dell'aria può essere rilevata mediante:
aspirazione, filtrazione e misura del filtro, in caso di presenza di agenti contaminanti legati al
pulviscolo atmosferico,
misura in camere a flusso di gas, quando la contaminazione è dovuta a gas o a prodotti volatili.
3
Con il primo metodo, che è anche quello più frequentemente adottato, la contaminazione dell'aria (Bq/cm )
viene ricavata dividendo l'attività depositata sul filtro per il volume di aria filtrato.
In ogni caso, il monitoraggio ambientale presuppone una adeguata conoscenza (traducibile in modelli
matematici) dei meccanismi di trasferimento delle contaminazioni radioattive dalle sorgenti all'uomo, onde
poter effettuare valutazioni di contaminazione interna, partendo dai dati sperimentali.
12.4 - Il monitoraggio individuale
12.4.1 – Irradiazione esterna
Il monitoraggio individuale è tassativamente richiesto solo per quelle categorie di lavoratori maggiormente
esposte a rischio, come i lavoratori esposti per ragioni professionali cui si richiamava il DPR 185/64 e quelli
di categoria A del D.Lgs. 230/95.
Esso viene effettuato mediante uno o più dosimetri personali, solitamente del tipo a film (film–badge) o a
termoluminescenza (TLD).
Oltre ai dosimetri, un sistema per il monitoraggio individuale deve comprendere:
un lettore dell’informazione raccolta dal dosimetro,
un sistema di processamento dell’informazione,
le procedure operative per la valutazione della dose.
Grazie a queste risorse è possibile ottenere risposte affidabili in termini di equivalente di dose personale
Hp(10), direttamente traducibile in dose efficace E.
La validità di un sistema per monitoraggio individuale viene verificata dalla certificazione SIT (Servizio di
Taratura in Italia) che per mezzo delle Strutture di Accreditamento, coordinate da una Segreteria Centrale,
hanno effettuato l’accreditamento di numerosi Laboratori metrologici secondari quali Centri di taratura.
La valutazione della dose al corpo intero deve essere effettuata mediante dosimetri portati in corrispondenza
della regione toracica (tipicamente all'emitorace sinistro), mentre la dose alle mani, agli avambracci e al
cristallino viene valutata attraverso le misure fornite da dosimetri portati rispettivamente: al dito, al polso o
sulla fronte.
Riguardo alla valutazione della dose efficace attraverso dosimetri individuali, qualche problema può nascere
nel contesto di particolari attività lavorative, quali la radiologia intraoperatorie o quella interventistica, dove gli
operatori fanno abitualmente uso di grembiuli o camici piombiferi. Ferma restando la possibilità di ricorrere a
due dosimetri (da portarsi l’uno sotto e l’altro sopra l’indumento protettivo) e calcolare una media pesata dei
due valori, nel caso di utilizzo di un solo dosimetro, questo dovrà essere rigorosamente indossato sotto il
materiale piombifero.
Al seguito si riportano delle norme generali riguardanti l’uso dei dosimetri personali.
NORME PER CORRETTO UTILIZZO DEI DOSIMETRI PERSONALI
1. Il controllo dosimetrico personale, laddove previsto, è di norma eseguito mediante un dosimetro individuale a film (film-badge), da portare al petto, in corrispondenza dell’emitorace sinistro. Per attività
particolari possono essere assegnati ulteriori dosimetri da portare alle mani o al polso (dosimetri ad
anello o a bracciale) e/o in corrispondenza di organi particolari, come il cristallino.
2. I dosimetri devono essere utilizzati solamente dal lavoratore cui sono assegnati e non possono
essere ceduti o prestati ad altri. Inoltre, gli stessi dosimetri non devono essere utilizzati per eventuali
attività svolte per conto di altri datori di lavoro.
173
3. I dosimetri devono essere portati in modo da non essere mai schermati, in tutto o in parte, da oggetti
personali quali penne, tesserini, bracciali, orologi, ecc.
4. In presenza di indumenti protettivi, i dosimetri devono essere portati secondo le seguenti modalità:
film-badge – sotto il camice piombifero, in corrispondenza dell’emitorace sinistro;
dosimetri a bracciale e ad anello – sotto i guanti piombiferi;
altri dosimetri – come da specifiche indicazioni fornite dall’esperto qualificato.
5. I dosimetri assegnati devono essere impiegati e conservati con cura: in particolare, quando non sono
utilizzati, devono essere riposti in luoghi lontani da fonti di radiazione, di calore e di umidità. E vietata
qualunque manomissione che possa deteriorarli o ridurne l’efficienza.
6. Segnalare al Responsabile della Unità Operativa l’eventuale esposizione di un dosimetro individuale
verificatasi al di fuori della normale attività lavorativa (come, ad esempio, quando un dosimetro sia stato
perso o lasciato anche temporaneamente all’interno di una sala radiologica in uso o in prossimità di una
fonte di radiazione).
7. Comunicare tempestivamente al Responsabile della Unità Operativa l’eventuale deterioramento o
smarrimento di un dosimetro personale, richiedendone la sostituzione.
8. Osservare scrupolosamente le procedure stabilite per cambio periodico dei dosimetri.
Tabella 12.1 – Norme generali relative al corretto utilizzo di dosimetri personali
E' compito specifico dell'Esperto Qualificato l'attribuzione a ciascun operatore dei valori di dose efficace e di
dose equivalente ricevuti, sulla base delle letture di suddetti dosimetri personali, che generalmente sono
eseguite da terzi.
Infatti, la risposta di un dosimetro non rappresenta necessariamente la dose ricevuta dal lavoratore, sia
perchè la taratura effettuata in laboratorio è ottenuta in condizioni diverse da quelle operative, sia perché
potrebbero emergere situazioni particolari che non consentono l’attribuzione al lavoratore della dose rilevata
dallo strumento (dosimetro indossata seguendo modalità irregolari, smarrimento, …).
In tali circostanze possono dimostrasi utili i riscontri ottenuti dal monitoraggio ambientale. Nondimeno, nei
confronti di quelle categorie di lavoratori per i quali non è espressamente previsto il monitoraggio individuale,
è possibile procedere ad una attribuzione di dose anche sulla base delle risultanze del solo monitoraggio
ambientale.
E' altresì importante sottolineare come i dati raccolti nell'ambito del monitoraggio individuale possono fornire
importanti informazioni sulle condizioni lavorative, utili per la revisione di programmi di ottimizzazione.
La scelta dei lavoratori da sottoporre a monitoraggio individuale si basa generalmente su tre elementi:
1) i livelli attesi di dose, in relazione ai pertinenti limiti,
2) le possibili variazioni dei livelli di esposizione tra singoli lavoratori (anche se addetti alle medesime
mansioni),
3) la complessità delle procedure di interpretazione dei dati del monitoraggio ambientale.
12.4.2 – Contaminazione interna
Il monitoraggio per la contaminazione interna, in relazione alla sua complessità, dovrebbe attuarsi
routinariamente solo nei confronti di quei lavoratori che operano in luoghi di lavoro ad alto rischio di
contaminazione ambientale.
Tali situazioni sono difficilmente configurabili nell'ambito delle attività sanitarie, fatta eccezione, in qualche
caso, per la terapia radiometabolica.
Il meccanismo attraverso il quale si sviluppa una contaminazione interna si articola in due fasi distinte:
1) la fase non sistemica, che comprende l'introduzione dell'agente contaminante, attraverso inalazione
e ingestione, e la sua conseguente deposizione a livello polmonare o del tratto gastro–intestinale;
2) la successiva fase sistemica, che consiste nell'attraversamento delle barriere biologiche che
impediscono l'ingresso in circolo dell'agente contaminante e che si suddivide in:
incorporazione,
deposizione,
ritenzione,
escrezione.
174
La presenza di contaminazione interna può essere rivelata mediante misure dirette con una speciale sonda
esterna dedicata (whole-body counter), di esecuzione relativamente semplice e immediata, ma che
richiedono delle procedure di taratura complesse (e costose). In alternativa, è possibile ricorrere ad analisi
radiotossicologiche.
E' comunque indispensabile effettuare controlli costanti della eventuale contaminazione delle superfici
corporee (mediante strumenti dedicati al monitoraggio di mani-piedi-vesti), da eseguirsi routinariamente e in
occasione di operazioni suscettibili di indurre contaminazione, per le quali sono consigliabili i livelli di
intervento indicati nella successiva tabella.
LIVELLI INTERVENTO
2
(Bq/cm )
RADIONUCLIDE
99m
Tc, 57Co, 58Co, 201Tl, 51Cr, 67Ga
125 131 75
I, I, Se
100
10
Tabella 12.2 - Livelli di intervento per la contaminazione di superfici corporee
Esempio
Il personale addetto alla manipolazione dei radiofarmaci è tenuto al controllo della contaminazione di
superfici corporee e indumenti all’uscita dal laboratorio caldo.
Dalle analisi radiotossicologiche sugli escreti è possibile risalire, mediante appositi modelli metabolici, ai
livelli di contaminazione e a quelli di dose equivalente ed efficace.
Tra i modelli matematici più utilizzati per la descrizione del metabolismo corporeo vi è quello definito a
compartimenti lineari, costituito da una serie di compartimenti, ossia momenti funzionali nei quali può essere
scomposta una fase metabolica, ciascuno dei quali è rappresentato da un'equazione differenziale del tipo:
dA(t)/dt = k [aI(t) - aU(t)]
dove A(t) rappresenta l'attività presente nel compartimento al tempo t, aI(t) e aU(t) le attività specifiche
rispettivamente in ingresso e in uscita del compartimento, mentre k è una costante data dal volume del
compartimento e dal suo tasso di rinnovamento (attività complessivamente rinnovata, in ingresso e in uscita,
nell’unità di tempo).
Tali compartimenti si dividono in centrali (o interni) e periferici (o esterni), in base ai rapporti esistenti tra di
loro e l’esterno del sistema, e, in funzione dei mutui rapporti di afferenza esistenti tra di loro, consentono di
valutare le attività in ingresso e in uscita per ciascuno di essi (bilancio delle attività).
Usufruendo di questi modelli è possibile calcolare l’integrale temporale dell’attività presente in un
organo/tessuto e associarvi una dose (dose equivalente / dose efficace). Uno dei principali parametri da
considerare in questa operazione
Organo bersaglio
consiste
nell’emivita
efficace
dell’agente
contaminante,
Teff, Contaminazione
B1
ricavato dall’emivita fisica Tf e da
quella biologica Tb secondo la
formula:
Organo sorgente
Teff = TfTb / (Tf + Tb)
S
Logicamente, tale modello dovrà
portare ad un sistema costituito da
un numero di equazioni lineari pari a
quello dei compartimenti esaminati.
Organo bersaglio
B2
Fig. 12.3 - Organo sorgente ed
organi bersaglio (MIRD)
Si sottolinea che suddetti calcoli,
oltre al cosiddetto organo sorgente S, dove si deposita l'agente contaminate e che è principalmente
interessato dalle radiazioni meno penetranti (α e β, oltre a X e γ molli), debbono prendere in considerazione
175
anche le dosi ricevute dai cosiddetti organi bersaglio Bi (metodo MIRD). Ciò è una diretta conseguenza della
presenza di radiazioni più penetranti (fotoni X e γ ) che interessano in vario modo gli organi circostanti
l'organo sorgente.
Una volta stimati i valori di dose equivalente per i singoli organi, è possibile ricavare la dose efficace
utilizzando la ben nota formula.
12.4.2.1 – Analisi radiotossicologiche
La radiotossicologia è quella branca della medicina che studia sintomi, meccanismi e trattamenti degli
avvelenamenti di persone e animali ad opera di contaminanti radioattivi (tossicità della radiazioni ionizzanti).
Il principale parametro per determinare la radiotossicità di una sostanza è la dose: tutte le sostanze
radioattive, in relazione alla attività somministrata e al loro comportamento metabolico, possono risultare
tossiche.
La valutazione di una contaminazione interna e dei suoi possibili effetti richiede delle conoscenze
multidisciplinari e articolate (radiotossicologia, dosimetria interna, medicina, ...), in quanto essa dipende,
oltre che da aspetti fisico–dosimetrici, da considerazioni di natura chimica ed anatomo–fisiologica.
In particolare, le proprietà chimiche di un radionuclide determinano:
1) l'organo di elezione (organo critico),
2) la solubilità del radiofarmaco (clearance),
3) l’emivita biologica del radionuclide.
In base alla loro solubilità, i composti radioattivi vengono classificati secondo lo schema riportato nella
successiva tabella 12.2.
Classificazione
Emivita biologica
Grado di solubilità
D (day)
W (week)
Y (year)
T ½ < 10 giorni.
T ½ compreso tra 10 e 100 giorni
T ½ > 100 giorni.
Elevato
Medio
Basso
Tabella 12.3 - Classificazione dei composti radioattivi in base alla solubilità
L'analisi radiotossicologica relativa ad un β emettitore può essere effettuata ponendo un campione di urine in
uno scintillatore liquido (come avviene per la ricerca del tritio), oppure ponendovi l'espirato dopo "filtrazione"
(come nelle analisi riguardanti il 14C).
Per alcuni radioisotopi, caratterizzati da bassi livelli derivati di investigazione (DIL), è necessario procedere a
separazione chimica, onde ridurre l'effetto del fondo dovuto ad altri radioisotopi eventualmente presenti
(preparazione di una sorgente "pulita").
Questo trattamento si rende indispensabile nel caso di radioisotopi α emettitori, a causa dell'elevato
autoassorbimento, mentre per l'analisi di γ emettitori non è necessario adottare particolari accorgimenti per la
preparazione del campione, ciò che concorre a semplificare le procedure di esecuzione delle analisi.
Per alcuni particolari nuclidi α emettitori, i DIL possono risultare inferiori alla sensibilità delle metodologie
disponibili presso il laboratorio di analisi radiotossicologiche, imponendo il ricorso a strutture più
specializzate.
Come già riportato in precedenza, le situazioni più favorevoli per un’analisi quantitativa radiotossicologica
sono offerte da radionuclidi γ emettitori. In questa circostanza, la disponibilità di risorse tecnologiche
adeguate (catena spettrometrica e software di analisi spettrale) consente di identificare gli agenti
contaminanti e di quantificarne l’attività. La successiva stima della dose efficace impegnata E(50) è resa
possibile dall’impiego di appropriati modelli matematici (ICRP 78/97), traducibili in coefficienti di
trasformazione dell’attività ingerita/inalata in dose impegnata.
Esempio
L’inalazione di 100 kBq di
58
Co, tipo S, determina E(50) = 0,17 mSv.
In caso di inalazione, una elevata dimensione dei particolati inalati (granulometria) favorisce una maggiore
deposizione di questi nel naso e nella faringe, mentre una ridotta granulometria determina invece una
maggiore deposizione a carico del tratto tracheo−bronchiale e di quello polmonare.
Quando il composto è insolubile e di dimensioni granulometriche consistenti, una notevole quantità di esso
viene ingerita a causa il trasporto lungo il tubo digerente dovuto ai movimenti ciliari delle mucose bronchiali:
da qui esso viene eliminato attraverso le feci.
176
In questi casi, è di notevole importanza procedere al prelievo di un tampone nasale, soprattutto quando la
granulometria della sostanza contaminante è particolarmente elevata.
In presenza di ferite contaminate, risulta molto importante l'asportazione meccanica (attraverso garze,
tamponi, detergenti, …) dell'agente contaminante, specie se non solubile.
Dal punto di vista della decontaminazione, occorre tener presente che l'organismo metabolizza l'elemento, o
meglio lo ione radioattivo: è quindi necessario conoscere il tropismo dei vari elementi in forma ionica che
sono entrati in circolo e quindi stabilire esattamente quali sono gli organi di deposizione (corpo intero, osso,
tiroide, ...). I meccanismi atti a ridurre la ritenzione di agenti contaminanti sono quelli brevemente presentati
nella tabella successiva.
Metodi per la riduzione della concentrazione di contaminanti interni
diluizione isotopica (preventiva o successiva) per elementi alcalini ed alcalino−terrosi come: Cl, I, H, Co, Zn,
P, S;
agenti chelanti ( DTPA, EDTA ) per terre rare ed attinidi ( Cr, Mn, Fe, Po, Pb, Hg, Se );
trasformazioni in forme non assorbibili dall'organismo per Cs, In;
lassativi per Sr e Am;
diuretici per H e Br;
bicarbonato per U;
la terapia non è necessaria per Tc, In, Br, C e gas nobili (che hanno una clearance rapida).
Tabella 12.4 - Principali interventi posti in atto in caso di contaminazione interna
Complessivamente si può stimare che il DTPA risulta essere utile nel 54% dei casi di contaminazione
interna, la diluizione isotopica nel 23% dei casi, mentre il rimanente valore percentuale è distribuito fra gli
altri meccanismi.
In caso di sospetta contaminazione interna, l'intervento deve comunque essere precoce, graduale e
adeguato, evitando eventuali danni per difetto o per eccesso.
In particolare entro le prime 6 ore occorre procedere come segue:
a)
b)
c)
definire la terapia preliminare (medico autorizzato);
effettuare le analisi del muco nasale, della saliva, delle urine, delle feci e del sangue (esperto
qualificato );
confermare la incorporazione ed effettuare una prima valutazione della dose risultante dalla
contaminazione (esperto qualificato).
Successivamente occorrerà decidere la terapia conseguente e procedere con le analisi ritenute utili a
chiarire gli ulteriori aspetti dosimetrici.
12.5 - Le emergenze radiologiche
Sia in condizioni normali che in situazioni di emergenza (o da esposizioni da attività già esistenti) è di grande
utilità disporre di livelli di riferimento, ossia di valori di dose (o di rischio) rispetto ai quali valutare
l’appropriatezza o l’inappropriatezza delle relative esposizioni e delle procedure da adottare.
Le raccomandazioni ICRP 103 forniscono alcune indicazioni, schematizzabili da tre intervalli di dose efficace
strutturati come vincoli source-related, da applicarsi a tutte le circostanze in cui l’esposizione di lavoratori e
membri della popolazione può essere mantenuta sotto controllo.
Primo intervallo : < 1 mSv – Riguarda, di solito, esposizioni pianificate di popolazioni ad attività preesistenti
di utilità sociale (quali le pratiche mediche), che richiedono unicamente obblighi di informazione della
popolazione stessa e di sorveglianza sull’ambiente.
Secondo intervallo : 1 mSv ÷ 20 mSv – Si applica a situazioni da cui derivano benefici diretti o indiretti per gli
individui esposti (esposizione occupazionale, concentrazioni di radon, contromisure da incidente, …) ma che
comportano la necessità di attuare azioni specifiche, quali l’informazione e il monitoraggio degli esposti.
177
Terzo intervallo: 20 mSv ÷ 100 mSv – Considera le vere e proprie emergenze radiologiche, dove il rispetto
del limite superiore di 100 mSv dovrebbe consentire di evitare effetti sanitari significativi per i lavoratori che vi
sono coinvolti.
12.5.1 – Incidenti rilevanti
Tra le principali cause di esposizione potenziale che possono dare luogo ad emergenze radiologiche in
ambito medico è da considerarsi più rilevante quella associata al rischio di incendio, poiché le emergenze
dovute ad altre calamità naturali (allagamenti, terremoti, …) sono da considerarsi generalmente meno
verosimili. La probabilità che si sviluppi un incendio all'interno di un edificio con successiva propagazione ai
vari ambienti che lo compongono, è condizionata dalla destinazione d'uso degli ambienti stessi, con
particolare riguardo a:
natura dei materiali di rivestimento utilizzati (pareti, soffitti e pavimenti), delle suppellettili e degli
arredi contenuti nell’edificio,
caratteristiche tecniche e operative delle apparecchiature elettriche installate,
caratteristiche realizzative degli impianti elettrici e dei rimanenti impianti tecnologici,
unitamente dalla loro specifica "reazione al fuoco". Il "carico di incendio" di una Medicina Nucleare, alla cui
determinazione concorrono tutti i materiali combustibili presenti, è valutabile nell’ordine di 20 ÷ 30 Kg/m2, in
considerazione delle sue peculiarità. E' quindi da ritenersi particolarmente lontano il rischio che al suo
interno si possa sviluppare un incendio o che, parimenti, vi si possa propagare un incendio prodottosi in altri
ambienti contigui. Assunto che tale rischio non può comunque essere completamente escluso, le
caratteristiche dell’incendio eventualmente innescato potrebbero così essere individuate:
temperatura sviluppata nel corso dell'incendio:
- dopo 3'
=
400 ÷ 600
°C
- dopo 7'
≤
1000
°C
- dopo 8'
≤
1100
°C
temperatura massima raggiunta dall'incendio ≤ 1100 °C.
12.5.2 – Distribuzione spazio/temporale delle materie radioattive disperse o rilasciate
I livelli di concentrazione in aria dipendono, oltre che dall’entità dell’emissione, dalle caratteristiche
dell’incendio, dalla distanza dal punto di rilascio, dal tempo trascorso e dalle condizioni atmosferiche
esistenti. Onde formulare ipotesi realistiche, vengono prese in esame i differenti modelli di diffusione riferibili
ad ambienti ristretti e ad ambienti aperti.
A - Diffusione in ambienti ristretti
La possibilità che parte dell’attività rilasciata a seguito di un incendio sviluppatosi all’interno del laboratorio
caldo possa mantenersi entro gli ambienti di una Medicina Nucleare è cautelativamente quantificabile nel
50% del totale detenuto nelle normali condizioni lavorative (cappa aspirante spenta, porte e finestre chiuse,
…), mentre i tempi necessari per sviluppare temperature sufficienti a produrre la dispersione radioattiva
vanno ben oltre i 5’. Poichè la durata dell’esposizione di operatori e pazienti agli agenti contaminanti, prima
delle totale evacuazione del padiglione, è quantificabile in qualche minuto, assumendo che il volume d’aria
respirata sia di 20 litri/minuto, si ottengono dosi efficaci impegnate assolutamente modeste per queste
categorie.
B - Diffusione in ambienti aperti
I rischi derivanti dalla contaminazione atmosferica prodotta dall’evaporazione delle sorgenti non sigillate
detenute presso una Medicina Nucleare riguardano principalmente i pazienti ricoverati all’interno del
nosocomio e la popolazione residente nelle aree più prossime al nosocomio stesso. Gli aspetti che
condizionano la distribuzione spazio – temporale della nube radioattiva sono basati su modelli di diffusione
che descrivono il movimento e la dissoluzione dei fumi in funzione di:
•
•
•
•
•
•
gradiente di temperatura,
velocità del vento,
grado di turbolenza,
impoverimento della nube per deposizione al suolo,
precipitazioni atmosferiche,
condizioni orografiche.
Per quantificare i possibili danni derivanti da tale eventualità, è necessario applicare specifici modelli di
calcolo, come quelli contenuti nel documento IAEA-TECDOC-1162: Generic procedures for assessment and
response during a radiological emergency. I risultati che si ottengono in riferimento ad una tipica Medicina
178
Nucleare depongono per dosi impegnate estremamente contenute (dell’ordine dei µSv) sia per i pazienti
ricoverati nei reparti ospedalieri che per la popolazione limitrofa al nosocomio.
12.5.2 – Danni alle strutture e ai presidi radioprotezionistici
Alle temperature sviluppate dall’incendio, è previsto che avvenga:
la fusione dei blocchi di piombo costituenti le schermature della "cella calda" (temperatura di fusione
del piombo = 327 °C),
danni consistenti ai suoi componenti in vetro (temperatura di rammollimento del vetro = 820 °C),
danni più limitati alle strutture in ferro ed acciaio (temperature di fusione = 1540 °C e 1427 °C
rispettivamente).
I flaconi contenenti i radiofarmaci (in forma liquida) sarebbero innanzitutto soggetti ad un deterioramento dei
tappi in gomma (massima temperatura di lavoro = 250 °C), oltre che del contenitore in vetro, con
conseguente dispersione di buona parte del loro contenuto sotto forma di gas, aerosol e ceneri. La stessa
sorte toccherebbe alla colonna cromatografica (contenitore interno in vetro, schermatura in piombo, tubicini
di raccordo in materiale plastico), con la conseguente dispersione ambientale di 99mTc e 99Mo.
La cassaforte destinata allo stoccaggio dei radionuclidi diversi dai predetti consentirebbe di trattenerne una
99m
99
quota molto rilevante (superiore al 90 %), mentre una quota più modesta di
Tc e Mo potrebbe
permanere all’interno dell’eluitore (pozzetto, schermi, colonna cromatografica, rivestimento esterno, …).
Nessun danno dovrebbe invece derivare agli schermi porta flaconi in acciaio inox, che potrebbero così
trattenere una parte dell’eventuale contenuto radioattivo (inglobato nei materiali fusi).
179
180
CAPITOLO 13. NORMATIVA RADIOPROTEZIONISTICA
13.1 - La normativa nazionale
Le finalità ultime di una normativa di legge in materia di radioprotezione possono brevemente riassumersi
nei seguenti punti:
il raggiungimento degli obiettivi primari, consistenti nella limitazione della dose ai lavoratori e alla
popolazione,
la garanzia dell'attuazione di criteri prevenzionistici omogenei per tutto il territorio nazionale e per
tutti i cittadini,
l'esercizio di un'azione di vigilanza efficace nei confronti delle diverse attività,
la sanzione di ogni eventuale comportamento trasgressivo.
Le linee programmatiche della normativa italiana in materia di radioprotezione sono state tracciate per la
prima volta nel 1964, dal ben noto D.P.R. n. 185 "Sicurezza degli impianti e protezione sanitaria dei
lavoratori e delle popolazioni contro i pericoli delle radiazioni ionizzanti derivanti dall'impiego pacifico
dell'energia nucleare" (13 febbraio 1964).
Questo decreto ha rappresentato, per oltre trenta anni, il riferimento giuridico principale in materia di
protezione sanitaria contro i rischi riferibili all'impiego delle radiazioni ionizzanti, introducendo
nell'ordinamento italiano un "corpus" organico di disposizioni di legge per la protezione dei lavoratori e della
popolazione.
Con il 1° gennaio 1996 è però entrato in vigore un nuovo testo di legge, il D.Lgs. del 17 marzo 1995, n. 230,
dal titolo: "Attuazione delle direttive Euratom 80/836, 84/467, 84/466, 89/618, 90/641 e 92/3 in materia di
radiazioni ionizzanti".
Come è facile da intuirsi, con questo provvedimento sono state finalmente recepite anche nel nostro paese
le norme di radioprotezione contenute in una serie di Direttive emanate dall'Euratom tra il 1980 ed il 1992
(mutuati dalle Raccomandazioni ICRP 60/90), la cui adozione era tassativamente vincolante per ogni paese
membro della Comunità Europea per l'Energia Atomica.
La attuale normativa di legge, riprende, pur senza stravolgerli, gran parte dei contenuti del precedente DPR
185/64, del quale mantiene anche formalmente l'assetto generale per quanto riguarda la suddivisione in capi
e la loro intitolazione.
Essa stabilisce inoltre stretti collegamenti con il D.Lgs. n. 626 del 19 settembre 1994 "Salute e sicurezza dei
lavoratori sul luogo di lavoro", che disciplina la materia della sicurezza nei posti di lavoro, per quanto
concerne lo specifico contesto del rischio da radiazioni ionizzanti.
Questa considerazione trova un chiaro riscontro negli espliciti riferimenti incrociati presenti in entrambi i testi
di legge, quali, ad esempio:
l'art. 61 del D.Lgs. 230, che stabilisce che la relazione tecnica preliminare rilasciata al datore di
lavoro dall'esperto qualificato rappresenta il documento di valutazione dei rischi da radiazione
previsto ai sensi dell'art. 4, comma 2, lettera a, del D.Lgs. 626,
l'art. 80 del medesimo decreto, che afferma che lo stesso esperto qualificato è chiamato a
partecipare alle riunioni periodiche di sicurezza di cui all'art. 11 del D.Lgs. 626.
Alcuni articoli del D.Lgs. 239/95 (Sezione II, Protezione dei pazienti, artt. 109-114) sono stati
successivamente sostituiti nell’anno 2000 dal decreto legge del 26 maggio 2000, n. 187 (Gazz. Uff. n. 157
del 7 luglio 2000) “Attuazione della direttiva 97/43/Euratom in materia di protezione sanitaria delle persone
contro i pericoli delle radiazioni ionizzanti connesse ad esposizioni mediche”. Il D.Lgs. n. 241 del 26 maggio
2000, (Gazz. Uff. n. 203 del 31 agosto 2000) “Attuazione della direttiva 96/29/Euratom in materia di
protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti” ha
invece voluto integrarne una serie di norme.
Andando oltre questa necessaria premessa, gli aspetti di maggiore interesse nel campo sanitario, tra quelli
che caratterizzano la normativa di legge italiana riguardante la radioprotezione, possono riassumersi nelle
seguenti brevi note.
181
13.1.1 - Classificazione delle aree
Come appena menzionato, la attuale normativa di legge ripropone concetti e definizioni già presenti nel
precedente DPR 185/64, pur formulati con alcune sostanziali variazioni, la più importante delle quali consiste
nell'aver attribuito dignità propria alla Zona sorvegliata, la cui esistenza non risulta più vincolata alla
presenza di una Zona controllata. Le definizioni seguenti servono a meglio chiarire questo concetto.
Fig. 13.1 – Cartello di pericolo da radiazioni ionizzanti
Zona classificata: ambiente di lavoro sottoposto a regolamentazione per
motivi di protezione contro le radiazioni ionizzanti. Le Zone classificate
possono essere di due differenti tipi, corrispondenti a Zone controllate e Zone
sorvegliate.
Zona controllata: area di lavoro nella quale vi è la possibilità di superare i
3/10 dei limiti di dose per esposizione parziale o globale fissati per i lavoratori
di categoria A.
Zona sorvegliata: area di lavoro all'interno della quale vi è la possibilità di superare i limiti di dose fissati per
le persone del pubblico e che non viene classificata come Zona controllata.
Si ricorda che i predetti limiti sono già stati riportati nel paragrafo 9.2.
Nella delimitazione delle Zone classificate è comunque raccomandata l'adozione di procedure che
consentano di circoscrivere suddette aree mediante reali confini fisici, come, ad esempio, le pareti di una
sala di radiodiagnostica.
Esempio
Laboratorio RIA: la superficie adibita alla manipolazione dei kit radioattivi è classificata come zona
sorvegliata.
Diagnostica Radiologica: le sale di radiodiagnostica sono classificate come zona controllata (ad
eccezione delle cabine comandi, che possono, in genere, rientrare tra le zone sorvegliate).
Queste indicazioni di carattere generale risultano di non facile applicazione in determinate situazioni
operative, come nei reparti di degenza o nelle sale operatorie, dove si impiegano apparecchi radiologici
portatili e dove le zone classificate possono essere individuate da superfici circolari di dimensioni assegnate,
centrate sul raggio centrale del fascio primario.
13.1.2 - Classificazione del personale
A questo proposito, il D.Lgs. 230/95, e le successive modifiche apportate dal D.Lgs. 241/00, introduce
definizioni e modalità di classificazione
Lavoratori esposti
dei lavoratori completamente nuove
rispetto al precedente testo di legge.
Esse riguardano:
Lavoratori esposti: persone sottoposte
ad una esposizione professionale che
può comportare il superamento dei
pertinenti limiti di dose fissati per le
persone del pubblico. I lavoratori esposti
si differenziano in lavoratori di categoria
A e di categoria B.
Lavoratori non esposti
Categoria A
Categoria B
Fig. 13.2 - Classificazione dei lavoratori
rispetto al rischio da radiazioni ionizzanti
Lavoratori di categoria A: lavoratori
suscettibili di superare, nell'arco di un
anno solare, una dose (efficace) pari ai
3/10 dei valori limite per esposizioni parziali o globali.
Lavoratori di categoria B: lavoratori che, pur non essendo classificati nella categoria A, sono suscettibili di
ricevere esposizioni alle radiazioni ionizzanti superiori ai limiti stabiliti per le persone del pubblico.
182
Esempio
Lavoratori addetti alla radiologia interventistica: categoria A.
Lavoratori addetti alle sale operatorie chirurgiche: categoria B.
Lavoratori non esposti: sono considerati in questa categoria tutti quei lavoratori non compresi nelle due
precedenti.
Garanzia della Qualità e Controllo della Qualità: Per la prima volta, nella normativa italiana (Art. 113 del
D.Lgs. 230/95) compare il principio in base al quale, al fine di tutelare la salute del paziente, le
apparecchiature e le tecnologie che richiedono l'impiego delle radiazioni ionizzanti, in ambito sia diagnostico
che terapeutico, devono essere sottoposte a verifiche e controlli (argomento per il quale si rimanda al
Capitolo 11), allo scopo di tutelare la salute del paziente. Questo principio è stato successivamente ripreso
ed ampliato dal D.Lgs. 187/00 che, andando a sostituire gli articoli da 109 a 114 del precedente decreto, ne
modifica alcune direttive, soprattutto in materia di responsabilità, grazie al quale vengono introdotti anche
nella normativa italiana i criteri generali della radioprotezione enunciati nelle raccomandazioni ICRP 26/77,
consistenti nei già menzionati tre principi di:
giustificazione,
ottimizzazione,
limitazione delle dosi.
13.1.3 - Compiti e attribuzioni dei lavoratori, del datore di lavoro (esercente), del responsabile
dell’impianto radiologico e dell'esperto qualificato
Una puntuale definizione dei compiti e degli obblighi assegnati alle differenti figure professionali coinvolte
nella sorveglianza fisica della radioprotezione, rappresenta un importante contributo al suo corretto
svolgimento.
Oltre a ribadire i concetti già presenti nel DPR 185/64, l'attuale normativa di legge inquadra con maggior
chiarezza le attribuzioni del datore di lavoro (denominato esercente) e dell'esperto qualificato, con particolare
riguardo ai seguenti aspetti.
Esercente - Si identifica con il legale rappresentante dell’Ente (o datore di lavoro) e gli competono le
seguenti responsabilità:
1. avvalersi di esperti qualificati per gli aspetti fisici e, per gli aspetti medici, di autorizzati,
2. acquisire da un esperto qualificato una relazione scritta contenente le valutazioni e le indicazioni di
radioprotezione inerenti alle attività svolte,
3. provvedere affinché gli ambienti di lavoro in cui sussista un rischio da radiazioni vengano individuati,
delimitati, segnalati, classificati in zone e che l'accesso ne sia adeguatamente regolamentato;
4. provvedere affinché i lavoratori siano classificati ai fini della radioprotezione,
5. predisporre norme interne di protezione e sicurezza adeguate al rischio di radiazioni e curare che
copia di dette norme sia consultabile nei luoghi frequentati dai lavoratori,
6. fornire ai lavoratori, ove necessario, i mezzi di sorveglianza dosimetrica e di protezione,
7. rendere edotti i lavoratori dei rischi specifici cui sono esposti, delle norme di protezione sanitaria,
delle conseguenze derivanti dalla mancata osservanza delle prescrizioni,
7. provvedere affinché i singoli lavoratori osservino le norme interne, usino i mezzi, ed osservino le
modalità di esecuzione del lavoro,
8. provvedere affinché siano apposte segnalazioni che indichino il tipo di zona, la natura delle sorgenti
e i tipi di rischio e siano contrassegnate le sorgenti di radiazioni ionizzanti,
9. fornire al lavoratore esposto i risultati valutazioni di dose effettuate dall'esperto qualificato,
10. identificare il Responsabile dell’impianto radiologico,
11. adottare gli interventi correttivi sugli impianti radiologici, su segnalazione del Medico Responsabile,
12. istituire e aggiornare l’inventario delle attrezzature radiologiche,
13. fornire l’informazione al paziente, contestualmente agli effetti dovuti alla somministrazione di
radiofarmaci in caso di gravidanza,
14. garantire che il medico specialista possa avvalersi delle prestazioni di un Esperto in fisica medica
per le pratiche radioterapiche, medico nucleari e radiologiche,
15. provvedere affinché le indagini e i trattamenti con radiazioni ionizzanti vengano registrati
singolarmente,
16. provvedere affinché l’Esperto in fisica medica fornisca periodiche valutazioni dosimetriche relative
alle esposizioni mediche
183
Responsabile dell’impianto radiologico - Consta nel Radiologo, Radioterapista o Medico nucleare che,
essendo stato indicato dall’Esercente quale Responsabile di uno o più impianti radiologici, risulta
responsabile di:
1. definire i protocolli scritti per l’utilizzo di ciascuna apparecchiatura,
2. verificare ogni due anni i livelli diagnostici di riferimento (LDR), segnalandone all’Esercente eventuali
superamenti,
3. predisporre programmi di Garanzia della Qualità e di Controllo della Qualità,
4. predisporre programmi per la valutazione delle dosi somministrate ai pazienti,
5. segnalare all’Esercente il riscontro di non idoneità all’uso clinico sugli impianti di cui è responsabile.
Specialista - Si intende il medico chirurgo (non necessariamente Radiologo, Radioterapista o Medico
nucleare) o l’odontoiatra, che abbia titolo per assumere la responsabilità clinica per le esposizioni mediche
individuali (specialistiche o complementari). Ad esso compete di:
1. verificare la disponibilità di precedenti informazioni, funzionali alla diagnosi del paziente, che ne
rendano inutile una nuova esposizione,
2. programmare trattamenti radioterapici personalizzati,
3. fornire istruzioni scritte per la riduzione delle dosi delle persone più direttamente a contatto del
paziente, in caso di somministrazione di radiofarmaci, nonché sui rischi da radiazioni ionizzanti,
4. accertare la necessità delle esposizioni,
5. scegliere metodologie ottimizzate o alternative,
6. avvalersi di un Esperto in Fisica Medica nel settore di propria competenza,
7. valutare la dose all’utero, in caso di esposizione medica, e adottare i provvedimenti conseguenti,
8. accertare lo stato di gravidanza di donne sottoposte ad indagini radiologiche,
9. accertare se la donna da sottoporre a esame medico nucleare allatta al seno,
10. fornire le necessarie indicazioni in caso di riscontro positivo ai due punti precedenti.
Esperto in Fisica Medica - Laureato in fisica in possesso di diploma di specializzazione o di un periodo di
servizio di almeno 5 anni presso strutture accreditate, al quale spettano i compiti di:
1. fornire al Responsabile dell’impianto radiologico la consulenza per la predisposizione di programmi
di Garanzia di Qualità e di Controllo di Qualità,
2. effettuare le prove di accettazione e di stato sulle attrezzature radiologiche,
3. fornire al Responsabile dell’impianto radiologico la consulenza per la predisposizione di programmi
per la valutazione delle dosi somministrate ai pazienti,
4. effettuare le valutazioni dosimetriche periodiche,
5. verificare il rispetto dei LDR,
6. effettuare le prove di costanza e definire con il Responsabile dell’impianto radiologico il relativo
protocollo, se espressamente incaricato.
Tecnico Sanitario di Radiologia Medica (TSRM) - Al Tecnico Sanitario di Radiologia Medica compete di:
1. effettuare le prove di costanza e definire con il Responsabile dell’impianto radiologico il relativo
protocollo, se espressamente incaricato,
2. garantire il corretto funzionamento delle apparecchiature a lui affidate.
Esperto Qualificato – Persona che possiede le cognizioni e l'addestramento necessari sia per effettuare
misurazioni, esami, verifiche o valutazioni di carattere fisico, tecnico o radiotossicologico, sia per assicurare il
corretto funzionamento dei dispositivi di protezione, sia per fornire le indicazioni e formulare provvedimenti
atti a garantire la sorveglianza fisica della protezione dei lavoratori e della popolazione. I suoi principali
compiti sono:
1. procedere all'esame preventivo e rilasciare il relativo benestare, dal punto di vista della sorveglianza
fisica, dei progetti di installazioni che comportano rischi di esposizione, nonché di quelle modifiche
che implicano rilevanti trasformazioni delle condizioni, dell'uso o della tipologia delle sorgenti,
2. effettuare la prima verifica, dal punto di vista della sorveglianza fisica, di nuove installazioni e delle
eventuali modifiche apportate alle stesse,
3. eseguire la verifica periodica dell'efficacia dei dispositivi e delle tecniche di radioprotezione,
4. effettuare la verifica periodica delle buone condizioni di funzionamento degli strumenti di misura,
5. effettuare una sorveglianza ambientale nelle zone controllate e sorvegliate, procedendo alla
valutazione delle dosi e delle introduzioni di radionuclidi a carico dei lavoratori esposti, e assistere il
datore di lavoro nell'individuazione e nell'adozione delle azioni da compiere in caso di incidente,
6. comunicare al medico autorizzato, almeno ogni sei mesi, le valutazioni delle dosi ricevute o
impegnate dai lavoratori di categoria A e, almeno annualmente al medico addetto alla sorveglianza
medica, quelle relative agli altri lavoratori esposti (in caso di esposizioni accidentali o di emergenza,
la comunicazione deve essere immediata e tempestivamente aggiornata),
184
7. procedere alle analisi e alle valutazioni necessarie alla sorveglianza fisica della protezione della
popolazione, effettuando la valutazione preventiva dell'impegno di dose derivante dall'attività e, in
corso di esercizio, delle dosi ricevute o impegnate dai gruppi di riferimento della popolazione in
condizioni normali nonché in caso di incidente,
8. effettuare il Controllo della Qualità sulle attrezzature, se ha conseguito l’abilitazione prima
dell’entrata in vigore del D.Lgs. 187/2000.
13.1.4 – Aspetti operativi
Poiché all'esperto qualificato viene attribuito il compito di eseguire le misure e le rilevazioni individuali e
ambientali al fine di procedere all'attribuzione delle dosi ricevute dai lavoratori (e dalla popolazione), è
evidente come esso sia direttamente responsabile del corretto impiego delle apparecchiature di misura
all'uopo predisposte dal datore di lavoro. Tuttavia, il D.Lgs. 230/95 enuncia esplicitamente alcuni i principi
fondamentali che stabiliscono quanto segue:
gli strumenti e i mezzi di misura utilizzati per le rilevazioni ambientali devono risultare idonei allo
scopo ed essere accompagnati da un certificato di taratura fornito da un istituto metrologico,
i dispositivi di misura individuali devono essere forniti da istituti previamente abilitati da un'autorità
competente (servizio riconosciuto di dosimetria individuale), ossia da una struttura riconosciuta
idonea alle rilevazioni delle letture del dispositivo di sorveglianza dosimetrica individuale, o alla
misurazione della radioattività nel corpo umano o nei campioni biologici.
In quanto attuativo delle direttive Euratom 80/836, il D.Lgs. 230/95 introduce anche nella normativa italiana
le grandezze radioprotezionistiche già da tempo adottate negli altri paesi comunitari e che sono quelle
proposte dalle raccomandazioni ICRP 60/90 (indici di dose di cui al punto 5.5.3).
In aggiunta a questi brevi cenni riguardanti il testo di legge principale della normativa italiana in materia di
radioprotezione, si ritiene opportuno menzionare alcune categorie di atti formali (tecnici e amministrativi), la
cui acquisizione e attuazione sono da ritenersi indispensabile per l'applicazione della normativa stessa.
Essi sono riassumibili dalle seguenti tipologie di documenti.
Decreti applicativi, attraverso i quali vengono esplicitate e rese applicabili le formulazioni dei criteri generali
contenuti nel "corpus" di legge principale. Lo stesso D.Lgs. 230/95 rimanda vari aspetti attuativi alla
pubblicazione di successivi decreti applicativi.
Circolari ministeriali, mediante le quali vengono forniti chiarimenti circa modalità applicative o vengono
risolti specifici problemi interpretativi della normativa stessa.
Circolari regionali, chiariscono gli aspetti legislativi di competenza regionale.
Prescrizioni autorizzative, che costituiscono l'insieme dei limiti e delle condizioni di esercizio di attività
comportanti l’utilizzo di fonti radiogene inseriti negli atti autorizzativi rilasciati dalle autorità competenti.
Prescrizioni tecniche, insieme di limiti e di condizioni relativi ai dati ed ai parametri tecnici riguardanti la
gestione dell'attività autorizzata.
Guide tecniche, documenti regolamentari mediante i quali vengono definite le procedure "raccomandate"
per l'attuazione delle disposizioni di legge (come, ad esempio, le guide tecniche ANPA per la preparazione
della documentazione richiesta in ambito autorizzativo).
Il seguente quadro riassume questa complessa materia.
Categoria
Fonte
Raccomandazioni internazionali
Direttive agli Stati membri
Leggi e Decreti
Circolari
Prescrizioni autorizzative e tecniche
Guide tecniche
ICRP
Comunità europea
Stato e Regioni
Ministeri e Regioni
Autorità competenti
ANPA e SSN
Tabella 13.1 - Riassunto dei differenti atti formali che disciplinano le attività che richiedono l'impiego di
radiazioni ionizzanti
185
13.2 - La normativa internazionale
Nel paragrafo precedente, riguardante la normativa italiana, vengono riportati espliciti e ripetuti riferimenti a
direttive emanate dal Consiglio Euratom.
Queste direttive comunitarie traggono origine dal fatto che, nell'ambito del processo di unificazione europea,
venne compiuto un passo fondamentale con la creazione di istituzioni comunitarie, con poteri e competenze
specifici e definiti nell'ambito dei rispettivi trattati istitutivi.
E' questo il caso della Comunità Europea dell'Energia Atomica (Euratom), creata con il trattato di Roma del
25 marzo 1957 (successivamente modificato dal trattato di Bruxelles dell'8 aprile 1965), allo scopo di
costituire una comunità per lo sviluppo delle attività nucleari nei paesi della Comunità europea.
Con questo trattato, l'ente nucleare europeo si è assunto formalmente il compito di garantire, mediante
idonei strumenti di controllo, l'uso pacifico dell'energia nucleare, favorendone l'impiego per scopi civili.
Gli strumenti previsti dal trattato di Roma per l'attuazione delle norme comunitarie (Art. 161) sono i seguenti:
regolamenti, di portata generale, obbligatori e di diretta applicazione da parte di tutti gli stati membri,
entro tempi prestabiliti;
direttive, vincolanti nei confronti degli stati aderenti per quanto concerne lo scopo da raggiungere,
pur concedendo loro ampia libertà di scelta dei mezzi con cui attuarne il recepimento;
decisioni, obbligatorie in tutti i loro elementi,
raccomandazioni e pareri, non vincolanti.
E' stato proprio mediante delle direttive che l'Euratom ha proceduto alla
emanazione delle norme di base della protezione sanitaria contro i rischi
derivanti dall'impiego delle radiazioni ionizzanti, facendo invece ricorso a
specifiche raccomandazioni per alcuni aspetti sempre attinenti alla
radioprotezione, ma di rilevanza più marginale.
Tutte le direttive in questione vengono pubblicate sulla Gazzetta Ufficiale
delle Comunità Europee, come è avvenuto per le direttive recepite nel
nostro paese con il D.Lgs. 230/95.
Utilizzando questi fondamentali strumenti, l'Euratom ha perseguito
l'obiettivo di fissare e di aggiornare (attraverso revisioni successive)
norme comuni sulla radioprotezione dei lavoratori e della popolazione,
demandando agli stati membri l'emanazione delle disposizioni legislative,
regolamentari ed amministrative atte a garantirne l'attuazione.
In tal modo sono stati recepiti con sufficiente tempestività gli orientamenti
e i conseguenti criteri operativi che sono progressivamente emersi da
quei settori della ricerca scientifica afferenti alla radioprotezione (in
particolare dall'ICRP), mantenendosi così sempre al passo con la filosofia
della radioprotezione.
L'esempio emblematico di questo atteggiamento pragmatico è rappresentato dalla Direttiva 80/836, del 15
luglio 1980, nella quale vengono modificate le direttive precedenti che fissano "Le norme fondamentali
relative alla protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i pericoli derivanti dalle radiazioni
ionizzanti". Attraverso tali direttive vengono infatti sostanzialmente accolte "in toto" le Raccomandazioni
ICRP 26 del 17 gennaio 1977.
Un analogo procedimento è stato successivamente adottato a seguito della pubblicazione delle
Raccomandazioni ICRP 60 del 1990 e si riproporrà per le più recenti Raccomandazioni 2007.
E' curioso sottolineare come il D.Lgs. 230/95, emanato in attuazione di una serie di direttive Euratom
formulate a partire dal 1980, sia stato pubblicato sul supplemento della Gazzetta Ufficiale del nostro paese in
data 1995, mentre l'art. 46 della Direttiva Euratom 80/836 fissava esplicitamente un tempo limite di 4 anni, a
decorrere dal 3 giugno 1980, per il loro recepimento da parte degli stati aderenti.
Questa situazione ha rappresentato un serio inconveniente, costringendo gli operatori del settore al duplice
impegno di:
1) osservanza della normativa nazionale allora vigente (anche se superata e parzialmente dissonante
dalla norme di buona tecnica più attuali),
2) applicazione dei contenuti delle direttive comunitarie (che non potevano essere ignorate in quanto
rappresentavano lo "stato dell'arte" del momento).
In un contesto operativo più allargato, oltre alla rigorosa osservanza della normativa nazionale ed europea,
può a volte rivelarsi utile consultare normative, documenti e protocolli redatti da comitati internazionali e da
186
associazioni professionali di paesi comunitari o extracomunitari (come è il caso della normativa USA), allo
scopo di acquisire ulteriori indirizzi e indicazioni tecniche su specifiche problematiche radioprotezionistiche.
E' ovvio che i risultati di tali confronti non possono avere alcun valore giuridico, anche se da essi possono
trarsi criteri e linee guida estremamente utili, che possono comunque essere inquadrati nell'ambito delle già
menzionate "regole di buona tecnica".
Esempio
Sono da considerarsi regole di buona tecnica le norme tecniche UNI–ISO e CEI–IEC (organizzazioni
citate nel capitolo successivo).
187
188
CAPITOLO 14. COMMISSIONI ED ORGANIZZAZIONI
14.1 - I compiti e gli obiettivi
Come già più volte rammentato, la radioprotezione è andata assumendo un ruolo e delle connotazioni ben
precisi, di pari passo con la diffusione delle radiazioni ionizzanti in tanti campi di attività umane e con la
conoscenza degli effetti dannosi ad esse imputabili.
La percezione collettiva del rischio rappresentato dalle radiazioni ha costituito una formidabile spinta verso la
definizione di due fondamentali compiti:
1)
2)
il conseguimento di una solida base di conoscenze scientifiche, teoriche e pratiche, inerenti tutti
quei fenomeni di natura fisica, chimica, biologica e medica che concorrono a determinare il rischio
stesso,
la messa a punto di una serie di principi generali e di procedure tecniche che, inquadrati in un
contesto teorico specifico, potessero costituire delle solide basi filosofiche, scientifiche e operative
per lo sviluppo della radioprotezione.
Questi compiti risultano di non facile attuazione e richiedono un grosso impegno sul piano scientifico ed
organizzativo, in quanto i soggetti chiamati a farsene carico devono garantire la necessaria autorevolezza
scientifica nei confronti delle istituzioni e delle figure professionali alle quali viene demandata l'attuazione
della radioprotezione.
Tutto ciò ha favorito la creazione di organizzazioni nazionali e, soprattutto, internazionali, molto spesso
collegate tra di loro, il cui scopo specifico è quello di fornire chiari riferimenti scientifici su cui basare le
procedure, le normative e le raccomandazioni della radioprotezione.
Nei paragrafi successivi è presentata una breve rassegna delle principali strutture organizzative che operano
sia a livello nazionale che internazionale.
14.2 - Gli organi nazionali, regionali e provinciali
I principali ministeri, enti, organi ed istituzioni nazionali, regionali e provinciali che si occupano, a vario titolo
e con differenti finalità e competenze, di problemi inerenti alla sorveglianza fisica della protezione, sono al
seguito riportati:
Ministero della Sanità (D.G. Servizi Igiene Pubblica),
Ministero del Lavoro e della Previdenza Sociale (D.G. Rapporti di Lavoro),
Direzione Generale per l’attività ispettiva
Direzioni Provinciali del Lavoro,
Ministero dell'Industria, Commercio ed Artigianato (D.G. delle Fonti di Energia e delle Industrie di
Base),
Agenzia Nazionale per la Protezione dell'Ambiente (ANPA),
Regioni a statuto ordinario e speciale,
Aziende sanitarie Locali (ASL),
Agenzia Regionale per la Protezione dell'Ambiente (ARPA),
Ente per le Nuove tecnologie, l'Energia e l'Ambiente (ENEA),
Consiglio Nazionale delle Ricerche (CNR),
Istituto Superiore per la Prevenzione e la Sicurezza del Lavoro (ISPESL),
Istituto Superiore di Sanità (ISS).
Il ruolo ed i compiti svolti dai vari soggetti giuridici possono risultare, in alcune circostanze, non del tutto
chiari o parzialmente controversi, ma possono comunque desumersi dalla figura 14.1, riassuntiva dei
principali riferimenti normativi contenuti dal D.Lgs. 230/95.
189
Informazioni relative sia alla costituzione che ai compiti giuridici dei suddetti Enti, sono infatti riportati negli
articoli 8, 9 e 10 del medesimo decreto.
Accanto a questi soggetti giuridici, nell'ambito del Ministero dell'Industria, del Commercio e dell'Artigianato è
stato istituito un Consiglio interministeriale, i cui compiti sono regolamentati mediante decreti emanati dal
suddetto Ministero.
Tale Consiglio, che deve coordinare e fornire consulenze inerenti i problemi legati all'impiego pacifico
dell'energia nucleare, è formato dal Direttore Generale delle fonti di energia e delle industrie di base, con
carica di presidente, e da nove membri designati in modo da rappresentare i diversi Ministeri, la Presidenza
del Consiglio dei Ministri, il Dipartimento per il coordinamento della protezione civile e l'ANPA.
I rappresentanti dei Ministeri vengono nominati, unitamente ai segretari, mediante Decreto del Presidente
del Consiglio dei Ministri su proposta del Ministero dell'Industria, del Commercio e dell'Artigianato, per un
periodo di quattro anni.
Il Consiglio si esprime sia sui progetti di disposizione legislativa che sulla regolamentazione dell'impiego a
scopo pacifico dell'energia nucleare, occupandosi, sempre nel medesimo ambito, del coordinamento
dell'attività delle diverse Amministrazioni. Qualora si presentino problemi particolari, il Presidente può istituire
appositi gruppi di lavoro e chiamare a fare parte del consiglio stesso, esperti nominati dalle pubbliche
Amministrazioni.
Occorre inoltre aggiungere che, con la recente normativa italiana, compiti e responsabilità precedentemente
assunte dallo stato sono state demandate alle Regioni, province autonome ed enti locali, che se ne fanno
carico attraverso le proprie strutture territoriali.
Al seguito si riportano, in dettaglio, gli specifici articoli di legge contenuti nel D.Lgs. 230/95 e s.m.i. che si
rifanno alla suddetta problematica.
D.Lgs. 17 Marzo 1995, n. 230
(Gazz. Uff. n. 136 − 13 giugno 1995)
Attuazione delle direttive EURATOM 80/836, 84/467, 84/466, 89/618, 90/641 e 92/3
in materia di radiazioni ionizzanti
CAPO V − Regime giuridico per importazione, produzione, commercio, trasporto e detenzione
Art. 22
Comunicazione preventiva di pratiche
1. Ferme restando le disposizioni di cui all'articolo 3 della legge 31 dicembre 1962, n. 1860, e successive
modificazioni e fuori dei casi per i quali la predetta legge o il presente decreto prevedono specifici
provvedimenti autorizzativi, chiunque intenda intraprendere una pratica, comportante detenzione di sorgenti
di radiazioni ionizzanti, deve darne comunicazione, trenta giorni prima dell'inizio della detenzione, al
Comando provinciale dei vigili dei fuoco, agli organi del Servizio sanitario nazionale, e, ove di loro
competenza, all’Ispettorato provinciale del lavoro, al Comandante di porto e all'Ufficio di sanità marittima,
nonché alle agenzie regionali e delle province autonome di cui all'articolo 3 del decreto−legge 4 dicembre
1993, n. 496, convertito, con modificazioni, dalla legge 21 gennaio 1994, n. 61, indicando i mezzi di
protezione posti in atto. L'ANPA può accedere ai dati concernenti la comunicazione preventiva di pratiche,
inviati alle agenzie predette.
Omissis
190
CAPO VI − Regime autorizzativo per le installazioni e particolari disposizioni per i rifiuti radioattivi
Art. 29
Impiego di categoria B
1. L'impiego di categoria B è soggetto a nulla osta preventivo in relazione all'idoneità dell'ubicazione dei
locali, dei mezzi di radioprotezione, delle modalità di esercizio, delle attrezzature e della qualificazione del
personale addetto, alle conseguenze di eventuali incidenti nonché delle modalità dell'eventuale
allontanamento o smaltimento nell'ambiente di rifiuti radioattivi.
2. Con leggi delle regioni e delle province autonome, da emanarsi entro centottanta giorni dall'entrata in
vigore del decreto di cui all'articolo 27, sono stabilite le autorità competenti per il rilascio del nulla osta di cui
al comma 1, per le attività comportanti esposizioni a scopo medico, nonché le modalità per il rilascio
medesimo, e sono individuati o costituiti gli organismi tecnici da consultare ai fini del rilascio di detto nulla
osta; in tali organismi debbono essere rappresentate le competenze necessarie, inclusa quella del Comando
provinciale dei vigili del fuoco. Negli altri casi il nulla osta è rilasciato dal prefetto, sentiti i competenti
organismi tecnici, tra i quali il Comando provinciale dei vigili del fuoco. Copia del nulla osta viene inviata
all'ANPA.
3. Nel nulla osta, rilasciato sulla base della documentazione tecnica presentata, possono essere stabilite
particolari prescrizioni, per le prove e per l'esercizio.
Art. 30
Particolari disposizioni per l’allontanamento dei rifiuti
1 L'allontanamento di materiali destinati ad essere smaltiti, riciclati o riutilizzati in installazioni, ambienti o,
comunque, nell'ambito di attività a cui non si applichino le norme del presente decreto, se non è disciplinato
dai rispettivi provvedimenti autorizzativi, comunque soggetto ad autorizzazione quando d rifiuti o materiali
contengano radionuclidi con te di dimezzamento fisico maggiore o uguale a setta cinque giorni o in
concentrazione superiore ai vai determinati ai sensi dell'articolo 1. I livelli di allontanamento stabiliti negli atti
autorizzatori debbono soddisfare ai criteri fissati con il decreto di cui all'articolo 1, comma 2, che terrà conto
anche degli orientamenti tecnici forniti in sede comunitaria.
2. Con leggi delle regioni e delle provincie autonome sono stabilite le autorità competenti per il rilascio
dell'autorizzazione nonché le modalità per il rilascio medesimo, che dovranno prevedere la consultazione
degli organismi tecnici territorialmente competenti.
3. Nell'autorizzazione possono essere stabilite particolari prescrizioni, anche in relazione ad altre
caratteristiche di pericolosità dei rifiuti, diverse da quelle di natura radiologica. Copia dell'autorizzazione è
inviata ai Ministeri di cui al comma 1 e all'ANPA.
CAPO IX − Protezione sanitaria della popolazione
Art. 97
Attività disciplinate − Vigilanza
1. Le disposizioni del presente capo si applicano alle attività che comunque espongono la popolazione ai
rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti.
2. La tutela sanitaria della popolazione spetta al Ministero della sanità che si avvale degli organi del Servizio
sanitario nazionale
3. La vigilanza per la tutela sanitaria della popolazione si esercita su tutte le sorgenti di radiazioni ionizzanti
al fine di prevenire, secondo i principi generali di cui all'articolo 2, esposizioni della popolazione e
contaminazioni delle matrici ambientali, delle sostanze alimentari e delle bevande, ad uso sia umano che
animale, o di altre matrici rilevanti.
4. La vigilanza di cui al comma 3 è esercitata attraverso gli organi del Servizio sanitario nazionale
competenti per territorio e attraverso l'ANPA, che riferisce direttamente ai Ministeri della sanità, dell'ambiente
e della protezione civile, per quanto di competenza.
Ad ulteriore chiarimento dei rapporti esistenti tra le varie strutture pubbliche, centrali e locali, ai quali sono
assegnati i compiti di vigilanza e di ispezione in materia di radioprotezione, si riporta il seguente schema
illustrativo.
191
M in is t e r i
IS S
IS P E S L
ANPA
D ir . L a v .
V V .F F .
SSN
R e g io n i
ARPA
ASL
Fig. 14.1 - Rappresentazione schematica delle strutture con compiti di vigilanza in materia di radioprotezione
14.3 – Le associazioni scientifiche nazionali
Nel 1958 viene fondata l’Associazione Italiana di Fisica Sanitaria (AIFS), il cui statuto recitava:
L’Associazione si propone di promuovere lo sviluppo delle conoscenze e di favorire la formazione
professionale nel campo della protezione contro le radiazioni ionizzanti.
Negli anni successivi si verrà a delineare una più netta demarcazione tra la radioprotezione e la fisica sono
andate a collocare all’interno di uno stesso ambito di competenze.
Al seguito si riporta un quadro cronologico delle varie associazioni comparse in Italia con ruoli attinenti alla
dosimetria e alla radioprotezione, unitamente ad una succinta descrizione delle rispettive finalità scientifiche
e professionali.
Anno
Radioprotezione
1958
AIFS*
1965
AIFSPR*
1978
AIRP
1979
ANPEQ
Fisica medica
AIFB*
1994
AIFS*
1998
AIFM
Tabella 14.1 – Principali associazioni scientifiche sorte in Italia dal dopoguerra, operanti a vario titolo nel
settore della radioprotezione (quelle contrassegnate con * non sono più attive).
192
La AIFM si propone di rappresentare sul piano scientifico e professionale tutti coloro che si occupano di
fisica medica nelle strutture sanitarie pubbliche e private, nelle Università, nei centri di ricerca e in altri settori
di attività, come previsto dallo statuto. L'Associazione agisce a favore dei Soci che operano nei diversi settori
di applicazione della Fisica Medica per la diagnosi, la terapia e la prevenzione nell'ambiente di vita e di
lavoro ed al fine di rappresentare le loro necessità ed interessi si propone lo scopo di:
promuovere, sviluppare e coordinare le attività scientifiche e professionali;
promuovere e sviluppare la formazione, l'informazione e l'aggiornamento dei
soci;
partecipare al programma nazionale di Educazione Continua in Medicina
(ECM);
promuovere e sviluppare l'applicazione delle metodologie fisiche alla
diagnosi, terapia e prevenzione nell'ambiente di vita e di lavoro;
favorire la cooperazione con le strutture sanitarie, con gli Enti di Ricerca,
con le Università e con particolare riguardo ai Dipartimenti di Scienze
Fisiche alle Facoltà di Medicina ed alle Scuole di Specializzazione in Fisica
Sanitaria e con le Istituzioni operanti nei diversi settori della Fisica Medica.
L’Associazione Nazionale Professionale Esperti Qualificati in Radioprotezione
(ANPEQ) ha la finalità di riunire e rappresentare gli esperti qualificati nella
sorveglianza fisica della protezione contro le radiazioni ionizzanti, per la
valorizzazione delle attività professionali da questi resi, per la tutela degli interessi di
questi, per l’affermazione delle istanze della categoria.
Essa si propone, in particolare, di rappresentare la collettività degli associati in sede
nazionale e internazionale per ivi promuovere ogni attività di valorizzazione e difesa
degli interessi degli associati stessi, nonché di studiare e tradurre in concrete
proposte le istanze della categoria in relazione ai criteri fondamentali di deontologia
professionale.
Possono essere membri dell’ANPEQ gli esperti qualificati che sono iscritti al relativo elenco di cui al decreto
legislativo 230/95 e norme successive.
L'AIRP (Associazione Italiana di Radioprotezione) persegue scopi scientifici e
culturali e promuove studi e azioni che favoriscano la valorizzazione della
professione degli specialisti nel campo della protezione contro le radiazioni
ionizzanti e non ionizzanti.
L'Associazione è di sua natura multidisciplinare: essa raccoglie fisici delle
radiazioni, fisici sanitari, medici del lavoro, biologi e patologi delle radiazioni,
igienisti, ecologi, naturalisti, geologi, ingegneri sanitari, chimici, radiochimici,
tossicologi, medici legali, giuristi, periti industriali di vario indirizzo ed altri ancora. L'iscrizione dei soci
avviene in forma selettiva, in quanto per divenire soci effettivi occorre avere una riconosciuta cultura
specifica ed essere regolarmente impegnati in attività nel campo della protezione contro le radiazioni, nella
ricerca, negli studi, nell'insegnamento, nella sorveglianza, nei controlli.
14.4 – Le associazioni scientifiche internazionali
E' già stato sottolineato quale sia l'importanza del ruolo svolto dagli organismi internazionali specializzati in
materia di radioprotezione, nella genesi delle raccomandazioni generali, delle direttive comunitarie e della
normativa italiana.
Si è quindi ritenuto utile proporre un breve elenco di quelle organizzazioni la cui attività è maggiormente
rilevante in campo internazionale.
L'ICRP (International Commission on Radiological Protection) vide la
luce nel corso del II Congresso internazionale di radiologia, tenutosi a
Stoccolma nel 1928.
Essa consiste in una Commissione non governativa che opera,
attraverso collegi dei massimi esperti internazionali, nella definizione
degli obiettivi e dei principi generali della radioprotezione, ponendosi quindi come riferimento principale in
questo settore.
193
Tali obiettivi, già riportati nel paragrafo 7.1, trovano attuazione pratica nell'enunciazione di criteri operativi
che sono una diretta conseguenza dei risultati e delle conclusioni, sia in ambito teorico che operativo,
raggiunti nel corso di studi e ricerche condotti da esponenti del mondo scientifico più accreditati.
La risultante filosofia può così essere brevemente sintetizzata: " La politica adottata dalla Commissione nel
preparare le raccomandazioni è di trattare i principi fondamentali di radioprotezione e di lasciare ai vari
comitati nazionali per la protezione la responsabilità di introdurre regolamentazioni tecniche dettagliate, o
particolari codici di procedura, che meglio si adattino alle necessità dei propri singoli paesi” (ICRP
Publication 6, 1964). Benché l'attività iniziale dell'ICRP riguardasse principalmente la sicurezza nell'ambito
della radiodiagnostica medica, il suo campo di interesse è andato progressivamente ampliandosi a
seguito dell'estendersi dell'impiego di radiazioni ionizzanti in campi diversi dalla medicina.
Questa necessità di un continuo aggiornamento fa sì che ogni anno vengano alla luce nuove pubblicazioni,
mirate sia a temi generali che a specifici settori della radioprotezione.
L'ICRU (International Commission on Radiological Units and Measurements) si
costituì a Londra nel 1925, in occasione del I Congresso internazionale di
radiologia.
Il suo principale obiettivo è lo sviluppo di raccomandazioni accettabili a livello
internazionale, riguardo a:
1) quantità ed unità di misura relative alle radiazioni ed alla radioattività;
2) procedure idonee per la misura delle radiazioni ionizzanti e dei loro
effetti;
3) applicazione di queste quantità alla radiologia clinica ed alla
radiobiologia;
4) dati fisici necessari all'implementazione (ed alla standardizzazione) di
queste procedure, l'uso dei quali tenda ad assicurare la necessaria uniformità nell'esecuzione e nel
reporting delle stesse.
The ICRU endeavors to collect and evaluate the latest data and information pertinent to the problems of
radiation measurement and dosimetry, and to recommend in its publications the most acceptable values and
techniques for current use.
Con strumenti analoghi a quelli utilizzati dall'ICRP (ed in sua stretta collaborazione), l'ICRU si occupa
prevalentemente di problemi orientati verso questioni pratiche e dosimetriche.
L'UNSCEAR (United Nations Committee for the Study of the Effects of Atomic
Radiations), istituita nel 1955 dall’Assembrea Generale delle Nazioni Unite,
agisce come organismo scientifico delle stesse Nazioni Unite per la raccolta e la
revisione critica degli studi e delle conoscenze riguardanti gli effetti delle
radiazioni ionizzanti sull'uomo e sull'ambiente, con questi specifici compiti:
(a) To receive and assemble in an appropriate and useful form the following
radiological information furnished by States Members of the United Nations or
members of the specialized agencies:
(i) reports on observed levels of ionizing radiation and radioactivity in the
environment;
(ii) reports on scientific observations and experiments relevant to the effects of
ionizing radiation upon man and his environment already under way or later undertaken by national
scientific bodies or by authorities of national Governments;
(b) To recommend uniform standards with respect to procedures for sample collection and instrumentation,
and radiation counting procedures to be used in analyses of samples;
(c) To compile and assemble in an integrated manner the various reports, referred to in sub-paragraph (a) (i)
above, on observed radiological levels;
(d) To review and collate national reports, referred to in sub-paragraph (a) (ii) above, evaluating each report
to determine its usefulness for the purposes of the Committee;
(e) To make yearly progress reports and to develop a summary of the reports received on radiation levels
and radiation effects on man and his environment together with the evaluations provided for in subparagraph (d) above and indications of research projects which might require further study;
(f) To transmit from time to time, as it deems appropriate, the documents and evaluations referred to above
to the Secretary-General for publication and dissemination to States Members of the United Nations or
members of the specialized agencies.
I risultati di questa attività vengono resi noti attraverso periodiche pubblicazioni e rassegne di grande validità
scientifica che, per autorevolezza, le hanno assegnato il ruolo di supporto tecnico-scientifico per le
organizzazioni più direttamente rivolte agli aspetti operativi della radioprotezione.
194
La IAEA (International Atomic Energy Agency) è una agenzia specializzata delle Nazioni Unite, che ha il
preciso compito di provvedere alla elaborazione ed alla applicazione a
specifici campi di attività dei principi e dei metodi operativi generali della
radioprotezione.
“The fundamental safety objective is to protect people an the environment
from harmful effects of ionizing radiation”– IAEA – Fundamental Safety
Principles No. SF-1, Vienna 2006. Fundamental Safety Principles:
1. Responsibility for safety (person or organization).
2. Role of government (legal and governmental framework).
3. Leadership and management for safety.
4. Justification of facilities and activities.
5. Optimization of protection (highest level of safety).
6. Limitation of risks to individuals (unacceptable risks).
7. Protection of present and future generations.
8. Prevention of accidents (to prevent and mitigate).
9. Emergency preparedness and response (incidents).
10. Protective actions to reduce existing or unregulated radiation risks (justification and optimization).
In particolare, la IAEA è stata costituita nel 1956, nel corso della Conferenza di New York, allo scopo di
promuovere l'uso pacifico dell'energia nucleare nel rispetto delle raccomandazioni ICRP.
Con sede a Vienna, essa è strettamente collegata alle Nazioni Unite da un accordo di collaborazione
stipulato nel 1957, che gli conferisce una competenza quasi esclusiva in ambito mondiale riguardo all'uso
pacifico dell'energia nucleare, compito svolto dall'Agenzia nella più completa autonomia.
Vanno menzionate, a questo proposito, le numerose norme tecniche e le raccomandazioni, in tema di
sicurezza e di protezione, emanate dall'Agenzia, che costituiscono la matrice comune di provvedimenti
normativi di numerosi paesi. Le misure sanitarie e di sicurezza prescritte da questa agenzia vengono
periodicamente pubblicate sotto forma di IAEA Technical Report Series.
Il WHO (World Health Organization) ha la propria sede a Ginevra ed è una
agenzia specializzata delle Nazioni Unite per la salute che, fondata il 7 aprile
1948, ha emanato una serie di raccomandazioni nell'ambito delle proprie
competenze in materia di sanità, in collaborazione con le altre organizzazioni
internazionali. L'obiettivo del WHO, così come precisato nella relativa
costituzione, è il raggiungimento da parte di tutte le popolazioni del livello più
alto possibile di salute, definita nella medesima costituzione come condizione di
completo benessere fisico, mentale e sociale, e non soltanto come assenza di
malattia o di infermità. L'OMS è governta da 192 Stati Membri attraverso
l'Assemblea Mondiale della Sanità (WHA), composta da rappresentanti degli
Stati Membri, scelti fra i rappresentanti della sanità di ciascun paese (Ministero della Sanità). Le principali
funzioni dell'Assemblea consistono nell'approvazione del programma dell'organizzazione e del bilancio
preventivo per il biennio successivo, e nelle decisioni riguardanti le principali questioni politiche.
La IEC (International Electrotechnical Commission), fondata nel 1906, ha la
propria sede a
Ginevra
(Svizzera). Con 44 nazioni consociate (in
rappresentanza di circa l'88% della popolazione mondiale), essa costituisce un
riferimento internazionale per le apparecchiature elettroniche, mantenendo
relazioni con altre organizzazioni quali IAEA, ICRP, ICRU, ecc. Il ruolo della
IEC consiste principalmente in:
1) assicurare, attraverso norme e rapporti tecnici, che le apparecchiature
soddisfino ad uno standard minimo di prestazioni e di sicurezza,
2) evitare confusioni e costi aggiuntivi conseguenti allo sviluppo di
standard propri, nonchè le spese derivanti ai costruttori nel tentativo di
soddisfare ai differenti standard,
3) sviluppare una terminologia comune nella descrizione delle caratteristiche delle apparecchiature, in
modo da eliminare ogni ambiguità, senza limitare o ridurre l'innovazione e lo sviluppo delle
apparecchiature stesse.
La IEC non ha poteri giuridici, ma ha facoltà di promulgare norme che possono esse adottate da
organizzazioni governative e da singoli utenti e costruttori.
The primary purpose of IRPA is to provide a medium whereby those engaged in radiation protection
activities in all countries may communicate more readily with each other and through this process advance
radiation protection in many parts of the world. This includes relevant aspects of such branches of
195
knowledge as science, medicine, engineering, technology and law, to provide
for the protection of man and his environment from the hazards caused by
radiation, and thereby to facilitate the safe use of medical, scientific, and
industrial radiological practices for the benefit of mankind.
It is a major task for IRPA to provide for and support international meetings for
the discussion of radiation protection. The International Congresses of IRPA
itself are the most important of these meetings. These have been held about
every four years since 1966.
ICRP
ICRU
CE
Raccomandazioni
Normative nazionali
NU
UNSCEAR
IAEA
ISO
IEC
UNI
CEI
WHO
ILO
ANPA
Rapporti tecnici
Normativa tecnica
Fig. 14.2 - Organizzazioni internazionali e sovranazionali.
Da ricordare infine la già menzionata ISO (International Standardization Organization), che ha sede a New
York, della quale l'UNI (Ente Italiano di Unificazione) rappresenta l'organo nazionale corrispondente, con una
apposita Commissione (UNICEN) che opera nel settore nucleare. Essa ha il compito di emanare una
normativa tecnica in materia di sicurezza e di protezione, che rappresenta lo stato della "buona tecnica" in
uso. La figura successiva mostra schematicamente i collegamenti esistenti tra le precedenti organizzazioni
ed il tipo di attività da esse svolte.
14.5 – Il Chernobyl Forum
14.5. - Premessa
Il 26 aprile 1986 scoppiava un grave incidente all’Unità 4
del reattore nucleare di potenza di Chernobyl, nel nord
dell’Ucraina, della filiera RBMK (reattore ad acqua leggera
moderato a grafite).
La contaminazione radioattiva, dovuta all’esplosione e al
susseguente incendio, si allargò alle aree circostanti, in
particolare sulla Bielorussia e sull’Ucraina, dove il fallout
risultò di elevata intensità.
Benchè l’entità dell’incidente non fu subito riconosciuta
dalle autorità sovietiche, anche la pur tardiva adozione di
contromisure contribuì a risparmiare diverse vite umane.
2
L’area maggiormente contaminata (circa 4.000 km ) è tuttora considerata zona esclusa.
196
Le principali cause che hanno determinato la catastrofe sono state così catalogate dagli ispettori dell’AIEA
che si occuparono delle indagini:
Politiche: incompatibilità tra ruolo di controllore/controllato, filiera di reattori antiquati, sviluppata per
fini militari …
Progettuali: assenza di un efficace contenimento del
nocciolo del reattore, lentezza nell’inserimento delle barre
di controllo, …
Gestionali e operative: irresponsabilità degli enti di stato e
della direzione della centrale, violazione di specifiche
prescrizioni, …
Conoscitive
e
comportamentali:
preparazione
e
addestramento insufficienti, mancanza di idonea
strumentazione, …
Giova ricordare che, all’epoca del disastro di Chernobyl la potenza
elettronucleare installata nel mondo era di 249.688 megawatt
elettrici (MW e).
Alla fine del 2006 la stessa potenza era salita a 369.566 MW e, con
un incremento del 48,4%.
I nuovi impianti in costruzione nel 2008 risultano essere 34 (di cui
32 di seconda generazione e 2 di terza).
14.5.2 – Il Chernobyl Forum
Il Chernobyl Forum, promosso dall'IAEA, ha rappresentato una
occasione di incontro istituzionale che ha avuto luogo a Vienna,
dal 3 al 5 febbraio 2003.
Vi hanno partecipato, oltre all'IAEA, altre organizzazioni dell'ONU
(FAO, UN-OCHA, UNDP, UNEP, UNSCEAR, OMS), la Banca
Mondiale e le autorità della Russia, della Bielorussia e dell'Ucraina.
Lo scopo primario dell’incontro
è stato quello di mettere in
evidenza, in modo scientifico e
oggettivo, gli effetti sulla salute
e sull'ambiente prodotti dal
disastro di Chernobyl.
Nel corso del Forum sono state
fornite le stime dei danni e
delle vittime (tramite analisi
retrospettive e previsioni future)
causate dalle radiazioni e dal
fallout di materiale radioattivo
dovuti all’incidente.
14.5.3 – Danni accertati
Un gruppo di 100 esperti del
Chernobyl Forum ha esaminato
singolarmente
le
morti
sicuramente riconducibili a effetti deterministici conseguenti
all’incidente, giungendo alla conclusione che le vittime attualmente accertate appartengono prevalentemente
ai cosiddetti ‘liquidatori’. La loro somma complessiva ammonta a 65 decessi, di cui:
31 (immediate) per SAR (sindrome acuta da radiazioni), infarto, traumi, …
19 (dal 1987 al 2004) per cause varie,
15 per tumore della tiroide.
197
Effetti della deposizione al
suolo
di
radionuclidi
in
funzione del tempo trascorso
dall’incidente
14.5.4 – Studi epidemiologici
I contesti di riferimento prescelti per la messa a punto di modelli ambientali diversificati, per descrivere
efficacemente la cinetica della polluzione radioattiva, sono i seguenti.
Ambiente urbano: cinetica dei contaminanti più rapida.
Ambiente agricolo: effetti sui prodotti alimentari particolarmente pesanti (sia a breve che a lungo
termine).
Ambiente forestale: danni a carico dell’ecosistema terrestre.
Ambiente acquatico: accumulazione dei radioisotopi rilasciati in atmosfera.
All’interno di ciascuno di tali contesti sono stati individuati i principali percorsi attraverso i quali si è verificata
l’esposizione umana e che consistono in:
a) irradiazione esterna dovuta al passaggio della nube,
b) irradiazione interna per inalazione, dovuta al passaggio della nube,
c) irradiazione esterna da radionuclidi depositati al suolo,
d) irradiazione interna da consumo di cibi e bevande contaminate.
Nelle condizioni più frequentemente verificatesi, i percorsi b) e d) sono quelli che hanno determinato la
maggiore esposizione della popolazione. L’impatto sanitario atteso a seguito dell’incidente di Chernobyl
riguarda prevalentemente i seguenti effetti somatici:
danni alla tiroide (tumori, noduli benigni e ipotiroidismi),
leucemia,
tumori solidi,
danni di altra natura (cataratta, patologie cardiache, effetti sul sistema immunologico, …).
Gli effetti genetici previsti sono invece:
incremento della mortalità infantile,
danni cerebrali,
malformazioni congenite.
Non si possono tuttavia trascurare i gravi aspetti psicologici e sociali, che vanno ad aggiungersi al già
rilevante danno economico, ancorché a quello sanitario.
198
Evoluzione
della
contaminazione
da
137
Cs negli alimenti in
Bielorussia (1986-99)
Tuttavia, gli studi epidemiologici sino ad ora completati non hanno fornito alcuna evidenza di aumenti di
mortalità radioindotta (leucemia, tumori solidi ad esclusione della tiroide e altre cause) nella popolazione.
L’assenza di evidenza di effetti sanitari non significa necessariamente evidenza di assenza di tali effetti.
L’unico dato epidemiologico statisticamente dimostrabile riguarda un incremento di incidenza del tumore
della tiroide nella popolazione di età compresa tra 0 e 14 anni all’epoca dell’incidente (4000 – 5000 casi in
eccesso).
Tale effetto si sarebbe evitato con la messa al bando di taluni alimenti ad elevata contaminazione da iodio
radioattivo (come il latte fresco) e con una adeguata iodoprofilassi.
Incidenza
post
Chernobyl
del
cancro tiroideo
14.5.5 – Previsioni statistiche
Le previsioni di incremento nell’incidenza di tumori o altre patologie dovute all’esposizione alle radiazioni
generate a seguito dell’incidente di Chernobyl sono soggette ad un ampio margine di incertezza.
Questa considerazione riguarda più direttamente le stime di tumori indotti dai più bassi livelli di dose su
vaste popolazioni e che sono basate sul modello LNT.
Riguardo alle suddette stime, sono nate delle polemiche nell’ambito della comunità scientifica, con evidenti
forzature e strumentalizzazioni.
Nel tentativo di ridurre questi margini di incertezza, i programmi di follow-up condotti sulla popolazione
irraggiata proseguiranno per i prossimi anni, allo scopo di acquisire ulteriori dati specificatamente nel campo
dell’esposizione alle basse dosi.
Sul piano scientifico, ciò equivale a condurre una revisione critica dell’ipotesi che l’andamento del rischio sia
rigorosamente lineare anche alle basse dosi, senza la presenza di alcuna soglia.
Le possibili cause di incertezza insite nel modello LNT sono da ascrivere a:
1. variazioni della relazione dose-risposta, in relazione a età e sesso;
2. modificazioni legate a stili di vita e a comportamenti individuali:
fumo → c.a. polmone,
alimentazione → c.a. tubo digerente,
allattamento → c.a. mammella,
esposizione U.V. → c.a. cute;
3. differenze sostanziali tra le caratteristiche anatomo-fisiologiche delle popolazioni mondiali;
4. modalità con cui avviene l’esposizione;
199
5. incertezza statistica.
14.5.6 - La sintesi delle conclusioni raggiunte
Del personale della centrale presente nell‘Unità 4 al momento dell'esplosione, 2 lavoratori sono morti in
seguito all'esplosione e 1 per trombosi coronarica.
Dei 1057 lavoratori delle squadre di emergenza (personale della centrale, pompieri, forze dell'ordine)
intervenuti durante le prime ore dall'incidente ed esposti a dosi di molto elevate (fra i 2 e i 20 Gy), 134 hanno
contratto la Sindrome Acuta da Radiazioni, con 28 decessi nel corso dell'anno 1986.
19 lavoratori delle squadre di emergenza sono morti tra il 1987 e il 2004 per cause varie (le loro morti non
sono sicuramente imputabili all'esposizione diretta alle radiazioni).
131
Tra la popolazione di bambini/adolescenti nutriti con latte contaminato da
I, furono diagnosticati più di
4000 casi di tumore tiroideo fino al 2002, con un notevole incremento rispetto al periodo precedente. Tra
questi casi si sono registrati 15 decessi a tutto il 2002 (il tasso di guarigione da questo tumore è del 99%).
I 600.000 lavoratori incaricati di assicurare un ritorno alla normalità, con brevi turni lavorativi nei 4 anni
successivi (liquidatori), ricevettero dosi di radiazione fino a 500 mSv, con una media di 100 mSv.
I 116.000 abitanti di zone altamente contaminate, evacuati nei giorni successivi al disastro, ricevettero in
media 33 mSv.
I 270.000 residenti in zone strettamente controllate dal 1986 al 2005, hanno ricevuto dosi fino a 50 mSv.
I residenti di zone a contaminazione medio-bassa (~ 5.000.000 tra Ucraina, Bielorussia e Russia) hanno
ricevuto dosi di radiazioni di 10 - 20 mSv, dell’ordine di grandezza del fondo naturale ambientale.
Sul totale della popolazione (~ 6.000.000) costituita dai liquidatori e dai residenti nelle suddette aree, le
analisi epidemiologiche non hanno evidenziato aumenti di tumori/leucemie rispetto al periodo precedente al
disastro.
Il Chernobyl Forum ha stimato per questa popolazione, negli 80 anni successivi al disastro, 4.000 decessi
aggiuntivi (tumori e leucemie), che non sarà possibile distinguere dai circa 1.500.000 decessi per malattie
oncologiche indipendenti dal disastro stesso (che rappresentano il 25% delle cause di decesso).
L'evacuazione di circa 350.000 persone dalle zone colpite (e il loro trasferimento in zone più sicure) si è
rivelata una esperienza estremamente traumatica: 116.000 fra esse sono state evacuate dalla zona più
fortemente colpita subito dopo l'incidente, le ulteriori evacuazioni hanno giocato un ruolo trascurabile nella
riduzione dell'esposizione alle radiazioni.
La creazione di una Zona Esclusa ha eliminato tutte le attività umane (agricoltura e produzione industriale),
con il risultato che le popolazioni di piante e animali si sono moltiplicate e le condizioni ambientali sono
drasticamente migliorate: la Zona Esclusa è paradossalmente divenuta un santuario della biodiversità.
200
RIFERIMENTI BIBLIOGRAFICI
F.H. Attix, W.C. Roesch, E. Tochilin: Radiation dosimetry. Academic Press, New York, 1969
U. Amaldi: Fisica delle radiazioni. Boringhieri, Torino, 1978
H.E. Johns, J.R. Cunningham: The physics of radiology. Charles C Thomas, Springfield, 1983.
F.M. Khan: The physics of radiation therapy. Williams and Wilkins, Baltimore, 1984.
C. Ferradini, J. Pucheault: Biologie de l'action des rayonnements ionisants. Masson, Paris, 1983.
J.E. Coggle: Effetti biologici delle radiazioni. Ed. Minerva Medica, Saluzzo 1985.
C. Polvani : Elementi di radioprotezione, ENEA 1993.
M. Pelliccioni : Elementi di dosimetria delle radiazioni, ENEA 1983.
T. Colton: Statistica in medicina, Piccin Editore – Padova 1979.
G. Ricci: Statistica, Zanichelli – Bologna, 1988
E. Krestel: Imaging Systems for medical Diagnostics, SIEMENS 1990
W.J. Price: Nuclear radiation Detection, McGraw – Hill 1964
M. Marengo: La Fisica in Medicina Nucleare, Patron Editore Bologna
D. Greene, P.C. Williams: Linear Accelerators for Radiation Therapy, IOP Publishing Ltd. 1997
NCRP Report No. 49: Structural Shielding Design and Evaluation for Medical Use of X Rays and Gamma
Rays of Energies up to 10 MeV, 1976
NCRP Report No. 51: Radiation Protection Design Guidelines for 0.1 – 100 MeV Particles Accelerators
Facilities, 1977
NCRP Report No. 144: Radiation Protection for Particles Accelerators Facilities, 2003
NCRP Report No. 147: Structural Shielding Design for Medical X-Ray Imaging Facilities, 2004
NCRP Report No. 151: Structural Shielding Design and Evaluation for Megavoltage X- and Gamma-Ray
Radiotherapy Facilities, 2005
ICRP Publication 60: 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection
ICRP Publication 103: Recommendations of the International Commission on Radiological Protection
201
202
APPENDICI
Appendice A − Il Sistema Internazionale dei pesi e delle misure (SI)
Appendice B − L'attivazione
Appendice C − Cenni alla teoria degli errori
Appendice D − Il fondo naturale di radiazioni
Appendice E − Il sistema periodico degli elementi
Appendice F − Misure dosimetriche e controlli radioprotezionistici: aspetti organizzativi e gestionali
Appendice G − Incidenti nucleari
Appendice H − Produzione di neutroni
203
204
APPENDICE A. IL SISTEMA INTERNAZIONALE DEI PESI E
DELLE MISURE (SI)
UNITA’ DI MISURA E SIMBOLI
Come è ben noto, lo studio di qualsiasi fenomeno fisico richiede, oltre che di adeguati strumenti teorici,
necessari per una sua descrizione in chiave matematica, la possibilità di misurare le grandezze in gioco.
Tale operazione consiste fondamentalmente in un confronto, di tipo diretto od indiretto, della grandezza
esaminata con la relativa unità di misura, consistente in una grandezza omogenea di entità nota.
Il risultato ottenuto consiste di due componenti: un valore numerico ed una unità di misura.
Benchè, in linea di massima, sia possibile scegliere autonomamente un'unità di misura, è storicamente
provato che questo metodo porta a grande confusione, a causa dell'eccessivo numero di unità di misura che
ne scaturirebbe.
Per questo motivo, l'UNI, l'Ente internazionale che si occupa della standardizzazione delle unità di misura,
ha proposto il Sistema Internazionale dei pesi e delle misure (SI), che si fonda su un ristretto insieme di
grandezze fisiche fondamentali, con le rispettive unità di misura, dalle quali è possibile derivare qualsiasi
altra grandezza fisica e la relativa unità di misura.
Il Sistema internazionale di unità di misura, più ufficialmente Système International d'Unités e abbreviato in
SI, è il più diffuso tra i sistemi di unità di misura. Assieme al Sistema CGS, oggi non più ufficiale, viene
spesso indicato come sistema metrico, soprattutto nei paesi anglosassoni.
Le unità e gli altri elementi del SI vengono stabilite dalla Conférence Générale des Poids et Mesures,
(CGPM), organismo collegato con il Bureau International des Poids et Mesures (BIPM), chiamato in italiano
Ufficio internazionale dei pesi e delle misure.
a
Questo sistema di misura nasce nel 1889 con la 1 CGPM e si chiamava "Sistema MKS" perché
comprendeva le unità fondamentali di lunghezza (metro), massa (chilogrammo) e tempo (secondo). Nel
1946, su proposta di Giovanni Giorgi, la CGPM approva l'entrata dell'ampere come unità fondamentale.
Nasce così il "Sistema MKSA", anche chiamato "Sistema Giorgi" in onore del fisico italiano; anche se de
a
facto la quarta unità da tutti usata era l'ohm. Infine, nel 1954, con l'aggiunta del kelvin e della candela la 10
a
CGPM sancisce la nascita del Sistema Internazionale (SI). Nel 1971 la 14 CGPM aggiunge la mole fra le
unità fondamentali di questo sistema.
Nella tabelle successiva sono riportate le unità di misura (con i relativi simboli) sia delle grandezze fisiche
fondamentali previste dal SI, sia di quelle derivate in campo radioprotezionistico, unitamente alle unità di
misura precedentemente utilizzate.
GRANDEZZE FONDAMENTALI
UNITA’ DI MISURA
Spazio
metro (m)
Tempo
secondo (s)
Massa
kgmassa (kg)
Corrente elettrica
ampére (A)
Intensità luminosa
candela (cd)
Temperatura termodinamica
kelvin (K)
Quantità di sostanza
mole (mol)
GRANDEZZE SUPPLEMENTARI
UNITA’ DI MISURA
Angolo piano
radiante (ad)
Angolo solido
steradiante (sr)
Tabella A1 - Grandezze ed unità di misura del SI
205
GRANDEZZE
RADIOPROTEZIONISTICHE
UNITA’ DI MISURA SI
UNITA’ DI MISURA NON SI
Attività
becquerel (Bq)
Curie (Ci)
Dose
gray (Gy)
rad
Dose equivalente
sievert (Sv)
rem
Esposizione
coulomb / kg (C/kg)
roentgen (R)
Tabella A2 - Vecchie e nuove unità di misura di interesse dosimetrico e radioprotezionistico
Dall'1.1.86 è stato introdotto, anche nel nostro paese, il nuovo sistema di unità di misura.
Per riassumere il significato delle nuove unità di misura derivate per il settore dosimetrico e
radioprotezionistico, e dei rispettivi fattori di trasformazione rispetto alle precedenti unità di misura (non più
previste dal SI), si rimanda alla tabella successiva.
UNITA’ DI MISURA SI
FATTORE DI TRASFORMAZIONE
becquerel (Bq)
1 Bq = 1 disintegrazione / s
1 Bq = 3,7 × 1010 Ci
gray (Gy)
1 Gy = 1 J / kg
1 Gy = 100 rad
sievert (Sv)
1 Sv = 1 J / kg
1 Sv = 100 rem
coulomb / kg (C/kg)
1 C / kg = 3.881 R
Tabella A3 - Vecchie e nuove unità di misura a confronto
In aggiunta alla precedenti tabelle, si ritiene utile proporre una tabella che riassume i fattori moltiplicativi, le
potenze di 10, i prefissi ed i simboli utilizzati per la formazione dei multipli e dei sottomultipli di tutte le unità
previste dal SI.
FATTORE MOLTIPLICATIVO
POTENZA
1.000.000.000.000.000.000
PREFISSO
SIMBOLO
18
exa
E
15
peta
P
12
tera
T
9
giga
G
6
mega
M
3
kilo
k
2
etto
h
1
deca
da
10
1.000.000.000.000.000
10
1.000.000.000.000
10
1.000.000.000
10
1.000.000
10
1.000
10
100
10
10
10
0
1
10
0,1
10−1
deci
d
−2
centi
c
−3
milli
m
−6
micro
µ
−9
nano
n
−12
0,01
10
0,001
10
0,000.001
10
0,000.000.001
10
0,000.000.000.001
10
pico
p
0,000.000.000.000.001
−15
10
femto
f
−18
atto
a
0,000.000.000.000.000.001
10
Tabella A4 – Potenze e prefissi comuni a multipli e sottomultipli di una generica grandezza fisica.
206
APPENDICE B. L’ATTIVAZIONE
Il fenomeno dell'attivazione ha luogo quando, bombardando un bersaglio costituito da nuclei stabili con degli
opportuni proiettili, quali ad esempio neutroni, ma anche fotoni e protoni, si ottiene, come risultato finale, la
formazione di nuclei radioattivi.
Se R è il numero di reazioni nucleari prodotte in un secondo per effetto di questo bombardamento e se si
suppone che esso si mantenga costante (essendo costante il flusso del fascio di particelle), la variazione del
numero di nuclei attivati al tempo t sarà data da:
dN(t)/dt = R - λ N (t).
In altri termini, la variazione nell'unità di tempo del numero di nuclei radioattivi, dN(t)/dt, dipende sia da R che
dalla costante di decadimento λ del radionuclide prodotto.
R dipende a sua volta dal numero di nuclei stabili contenuti nel bersaglio irradiato, dalla intensità del fascio
2
neutronico (dato dal numero di neutroni per cm e per secondo) e dalla specifica sezione d'urto (probabilità
relativa alla reazione nucleare esaminata).
Le principali interazioni che avvengono tra i neutroni ed i nuclei sono del tipo:
(n, n), (n, γ), (n, p), (n, α) e (n, F).
ossia quelle interazioni che danno origine alla produzione rispettivamente di neutroni, fotoni γ, protoni,
particelle α e fissioni nucleari.
Esempio:
23
Na (n,γ) 24Na,
P (n,γ) 32P,
60
Co (n,γ) 60Co,
10
10
Be (n,α) B,
235
U (n,F) 137Te + 97Zr + 2n.
32
In generale, hanno maggiore probabilità di interazione i neutroni dotati di bassa energia (neutroni termici).
Quando l'attivazione di un campione avviene utilizzando un fascio di neutroni termici di intensità φ, noto il
valore medio della sezione d'urto σam ed il numero N degli atomi contenuti nel campione esposto a detto
fascio, il numero di nuclei attivati per secondo sarà dato da:
R = N σam φ
per cui R si mantiene costante se anche N e φ lo sono.
Se λ rappresenta la costante di decadimento del radionuclide prodotto, l'attività al tempo t di quest'ultimo si
ricava dalla relazione:
A (t) = R (1 − e-λt).
Nel settore industriale, questo procedimento viene sfruttato per la produzione di radionuclidi (tra i quali, ad
esempio, quelli utilizzati in ambito medico), facendosi preferire alla produzione mediante reattore nucleare
(realizzata attraverso la separazione isotopica dei prodotti di fissione) per la maggiore purezza radionuclidica
99m
del prodotto ottenuto. Il
Tc (principale radioisotopo impiegato nella diagnostica medico−nucleare) viene,
ad esempio, eluito da apposite colonne cromatografiche a scambio di ioni, dove è generato dal decadimento
del 99Mo ivi adsorbito. Quest’ultimo, a sua volta, può essere prodotto attraverso due differenti processi:
dalla attivazione neutronica innescata dalla reazione nucleare 98Mo (n,γ) 99Mo,
235
99
dalla fissione del U e dalla separazione del Mo dai restanti prodotti.
207
Il seguente schema riporta i vantaggi e gli svantaggi che emergono dal confronto tra i due differenti metodi:
Attivazione
Vantaggi
Svantaggi
Elevata purezza radionuclidica
Bassa attività specifica
Bassi costi di produzione
Assenza di rifiuti radioattivi
Elevata attività specifica
Necessità di purificazione
Produzione di rifiuti radioattivi
Fissione
Elevati costi di produzione
Tabella B1 – Confronto tra i metodi industriale di produzione di radionuclidi
Anche nel caso dell'interazione neutronica, è possibile utilizzare la sezione d'urto per descrivere la
dipendenza della probabilità di reazione dalle caratteristiche dei nuclei bersaglio e dei neutroni incidenti.
Analogamente alle radiazioni fotoniche ed alle particelle cariche, nota la sezione d’urto microscopica σ, si
ricava quella macroscopica da:
Σ=Nσ
3
dove N è il numero di nuclei bersaglio per cm , mentre la relazione che descrive l’assorbimento di un fascio
collimato è data dalla formula:
I (x) = Io e - Σx
dove x rappresenta lo spessore dell’assorbitore.
Poiché le reazioni nucleari che concorrono all’assorbimento del fascio neutronico sono numerose, si può
facilmente comprendere come la sezione d'urto microscopica σ si ricavi dalla somma delle sezioni d'urto
delle singole reazioni
σ = Σi σi
208
APPENDICE C. CENNI DELLA TEORIA DEGLI ERRORI
Un esperimento volto a determinare il valore di una grandezza mediante uno specifico criterio di misura, non
fornisce in generale un risultato numericamente ben definito, indipendentemente dai metodi seguiti per
effettuare la misura stessa.
Tra i principali metodi di misura si ricordano:
Il metodo diretto, con il quale il valore del misurando è ottenuto leggendo direttamente la
grandezza di interesse dal confronto con un'altra della stessa specie, scelta come campione e
rappresentante l'unità di misura (o un multiplo di essa).
Il metodo strumentale, nel quale il valore del misurando si ottiene direttamente dalla lettura del
sistema di misura utilizzato, mediante una scala, un quadrante o un indicatore del sistema stesso.
Nel caso più semplice il sistema è composto da un solo strumento.
Il metodo per confronto è un metodo nel quale il misurando è confrontato con uno strumento che
rappresenta una grandezza di valore noto. L'operazione di confronto può essere eseguita ad occhio
nudo o con l'ausilio d'apposite attrezzature.
Infatti, quando più osservatori, o uno stesso osservatore, misurano una stessa grandezza con la stessa
tecnica e con la stessa strumentazione (e quindi in condizioni apparentemente identiche), i risultati ottenuti
differiscono tra loro di una quantità più o meno piccola, imputabile ai cosiddetti errori di misura.
Questa constatazione conduce alla conclusione che il valore vero di una grandezza è ignoto per definizione
in quanto, all'atto di effettuare la misura strumentale, vengono alterate le condizioni preesistenti della
grandezza misurata a causa dell'interazione che essa subisce. Pertanto, se una grandezza non è mai
perfettamente definibile, non è possibile assegnargli un valore in termini assoluti, ma è possibile assegnare
un valore nominale, associato ad una data incertezza.
Esempio
Se si collega un tester ai capi di una resistenza elettrica, per misurarne la corrente circolante,
vengono modificate le caratteristiche del circuito elettrico e di conseguenza della corrente
inizialmente circolante.
Dato per acquisito il valore vero di una determinata grandezza, per errore si intende: "L'INSIEME DELLE
CAUSE CHE CONCORRONO A FORNIRE UN DATO ANALITICO DIVERSO DAL VALORE VERO".
Usando una terminologia più esplicita, per errore eA si intende la differenza tra il valore misurato x e quello
vero X.
eA = x - X
In generale, si possono definire tre grandi categorie di errore:
- errore accidentale (o grossolano)
l'errore grossolano ha carattere accidentale e non è quindi soggetto ad alcuna regola; di conseguenza esso
è praticamente impossibile da valutare. E' da sottolineare che questo tipo di errore non può mai essere
escluso a priori.
- errore sistematico
per errore sistematico si intende l'errore che altera tutta una serie di risultati in modo proporzionale. Le cause
possono essere ricercate nella globalità del metodo, nel tipo di strumentazione impiegata, nella soggettività
dell'operatore, ecc. Tutti gli errori sistematici, una volta individuata la loro fonte, possono essere eliminati "a
posteriori". Spesso può dipendere da una taratura non accurata dello strumento di misura oppure dalla non
completa coerenza del modello matematico con la realtà.
- errore casuale
209
per errore casuale si intende l’insieme delle fluttuazioni statistiche del dato sperimenbtale rispetto al suo
valore vero. Esso rappresenta la fluttuazione statistica inevitabile (sarebbe presente e non trascurabile
anche effettuando infinite misure) tra la media e la singola misura.
Carl Friedrich Gauss fu il primo a studiare sistematicamente il comportamento degli errori, inventando il
metodo dei minimi quadrati (tecnica di ottimizzazione che permette di trovare una funzione che si avvicini più
possibile ad un'interpolazione di un insieme di dati) che tende a ridurre al minimo gli errori di misurazione.
Grazie a questo metodo Gauss riuscì a calcolare l'orbita del pianetino Cerere dopo che erano state compiute
solo poche osservazioni.
Tuttavia il lavoro più importante in questo campo fu la scoperta della variabile casuale normale, detta anche
gaussiana. La curva che la rappresenta (la già menzionata
funzione gaussiana) è in grado di descrivere il
comportamento e l'entità degli errori di misurazione. La
variabile normale è sicuramente una delle più importanti
variabili casuali e appare dovunque in statistica.
Poichè l'errore casuale è soggetto alle leggi della statistica è
possibile darne una descrizione in termini matematici. In
relazione a questo particolare problema, è possibile definire
alcune grandezze che permettono una valutazione della
bontà delle misure eseguite, ossia:
precisione,
accuratezza,
sensibilità.
La precisione di una misura
casuali commessi, ossia dal
raccolti intorno al loro valore
addensati intorno al valore
eseguita è precisa.
dipende dall'entità degli errori
grado di dispersione dei dati
medio: quanto più i dati sono
medio, tanto più la misura
Figura C1 - Carl Friedrich Gauss (Braunschweig, 30 aprile
1777 - Gottinga, 23 febbraio 1855)
Esempio
La precisione di una misura può essere efficacemente rappresentata mediante una distribuzione
gaussiana e la relativa deviazione standard.
La precisione è anche definita come:
ripetibilità, quando si intende valutare la dispersione di valori ottenuta usando gli stessi strumenti,
con gli stessi operatori, nelle stesse condizioni e per un tempo ragionevolmente breve,
riproducibilità, se la dispersione è ottenuta compiendo le stesse misurazioni con strumenti ed
operatori differenti e/o su un arco di tempo relativamente lungo.
L'accuratezza di una misura è correlata alla dimensione degli errori sistematici commessi e quindi dalla
dislocazione della media dei dati raccolti rispetto al valore vero.
Quando una misura è precisa, ripetendo più volte la stessa si potranno ottenere valori molto simili tra loro
ma non necessariamente attendibili. Se invece una misura è accurata, si otterranno misure maggiormente
disperse ma con un valore medio attendibile.
Per sensibilità di una misura si intende l'entità della variazione della grandezza misurata capace di produrre
il minimo spostamento avvertibile da parte del sistema di lettura dello strumento utilizzato per la misura
stessa.
Esempio
In un termometro clinico la sensibilità è generalmente pari ad 1/10 di °C.
210
CALCOLO DELL'ERRORE NELLE MISURE DIRETTE
Un problema che immancabilmente si presenta nella elaborazione di dati sperimentali, riguarda la scelta del
valore da assumere come misura diretta x di una grandezza fisica, della quale, in una serie di n misurazioni,
si siano ottenuti i valori:
x1, x2, ... , xn.
Ammesso di avere eliminato ogni errore sistematico, le misure ottenute rappresentano valori approssimati,
in parte per eccesso e in parte per difetto, della grandezza incognita che rappresenta il valore vero.
Si può dimostrare, mediante il calcolo delle probabilità, che il valore più attendibile della grandezza in
questione consiste nella media aritmetica (M) di tutte le misurazioni eseguite, che è definita dalla ben nota
relazione:
M = (x1 + x2 + ... + xn) / n
Benché la media aritmetica si possa considerare soltanto il valore più attendibile della grandezza misurata, e
non il suo valore vero, contrariamente a quest'ultimo essa è però misurabile.
Ciò consente di valutare l'errore di una misura, cioè di determinare quale può essere la differenza tra una
singola misura e la media aritmetica di una serie di misure, che viene supposta assimilabile al valore vero
della grandezza in questione.
ERRORE ASSOLUTO, ERRORE RELATIVO ED ERRORE PERCENTUALE
Gli errori ai quali si è finora fatto accenno sono errori assoluti, cioè errori dai quali risulta affetto il valore
assoluto di una misura.
Tuttavia, risulta più spesso utile poter rapportare tale errore alla grandezza misurata, ovvero, in altri termini,
determinare l'errore relativo, eR, attraverso il rapporto tra l'errore assoluto e la grandezza misurata.
eR = eA / x
dove
x = misura effettuata,
eA = errore assoluto.
Nel caso in cui si voglia determinare l'errore relativo percentuale, si avrà:
eR% = (eA / x) 100
ERRORE ASSOLUTO TOTALE
Nel caso in cui si devono applicare formule matematiche a grandezze che esprimono misure affette da
errori, è di fondamentale importanza la conoscenza dell'entità dell'errore assoluto che dovrà essere attribuito
al risultato finale.
Come regola generale, l'errore assoluto totale massimo dipende dalla natura e dalla complessità del calcolo
matematico richiesto.
Uno dei casi certamente più semplici è rappresentato dall'errore assoluto di una somma, che è dato dalla
somma degli errori assoluti parziali.
Considerate le misure A ± eA e B ± eB, la loro somma sarà affetta da un errore assoluto massimo (che
esprime la condizione più sfavorevole, nella quale gli errori si sommano tra di loro) consistente in:
eAT = ± (eA + eB)
Il segno ± sta ad indicare che l'errore può sommarsi o sottrarsi al valore misurato, individuando l’intervallo di
errore (eAT-eA,eAT+eB).
ERRORE RELATIVO TOTALE
Le medesime considerazioni svolte per l'errore assoluto sono egualmente valide anche per gli errori relativi.
211
Se si considera, anche in questo caso, la somma di misure affette da errore, l'errore relativo totale massimo
è dato dalla somma degli errori assoluti, divisa per la somma delle grandezze misurate, cioè:
eAT = ± (eA + eB) / (A + B)
ovvero
eAT% = ± (eA + eB) / (A + B) %.
212
APPENDICE D. IL FONDO NATURALE DI RADIAZIONI
Ogni essere vivente, compreso l'uomo, è continuamente e ininterrottamente esposto al bombardamento da
parte di una congerie di radiazioni ionizzanti provenienti dall'ambiente che lo circonda e che costituiscono il
cosiddetto fondo naturale di radiazioni.
Tale esposizione ha origine da sorgenti radiogene che possono trovarsi sia all'esterno che all'interno dello
stesso organismo vivente.
Il primo caso si riferisce alla cosiddetta irradiazione esterna, che è dovuta:
ai raggi cosmici, radiazioni ad alta energia che giungono direttamente dallo spazio (raggi cosmici
primari) o che sono generati dalla interazione di questi ultimi con atomi costituenti l'atmosfera
terrestre (raggi cosmici secondari);
al decadimento di radionuclidi cosmogeni, ossia provenienti dal cosmo e dallo spazio esterno
(originati dall'interazione di raggi cosmici con l'atmosfera terrestre);
al decadimento di radioisotopi naturali primordiali, presenti sulla superficie terrestre.
Entrambe queste due ultime categorie di radionuclidi sono presenti nell'ambiente naturale (nella crosta
terrestre, nell'aria, nei materiali edili, ...).
Figura D1 – Sciame di
raggi cosmici
La radiazione proveniente
dalla nostra galassia e
dagli spazi intergalattici è
quella più energetica. La
radiazione solare, che è
ciclica nella sua intensità
(con periodi undecennali),
è essenzialmente costituita
da protoni di energia per lo
più inferiore a 100 MeV. Il
campo magnetico terrestre
funge da parziale schermo
per questa radiazione che
comunque, raggiungendo
l'atmosfera, produce altre
radiazioni in cascata, tra cui muoni, elettroni, raggi gamma e neutroni, alle quali è principalmente dovuta la
dose ricevuta al suolo.
La dose della radiazione cosmica, oltre che con l'altezza sul livello del mare, varia anche con la latitudine:
mediamente, alla latitudine di 50°, essa è di circa 270 µSv/anno e di 80 µSv/anno rispettivamente per la
radiazione direttamente ionizzante e per la radiazione neutronica. La radiazione cosmica è anche
responsabile della radiazione cosmogenica, in quanto i neutroni secondariamente prodotti dalla radiazione
cosmica attivano i nuclidi stabili rendendoli radioattivi. Tra questi, i più importanti sono il trizio, il carbonio-14
e il sodio-22, che svolgono anche un ruolo nel metabolismo dell'organismo umano.
L’irradiazione interna è dovuta a radioisotopi naturali o cosmogeni introdotti, sia per ingestione che per
inalazione, nell'organismo umano.
I radionuclidi primordiali sono quelli che hanno un periodo di dimezzamento dell'ordine dell'età del sistema
solare e, pertanto, si trovano sulla terra fin dalla sua formazione. La distribuzione estremamente variabile tra
le diverse regioni terrestri di questi radionuclidi comporta differenti livelli di esposizione(sia interna che
esterna) per i rispettivi abitanti.
213
Esempio
La dose assorbita in aria è di 790 o 35 o 5 mSv/anno rispettivamente in alcune regioni del Brasile
(Guarapari), in alcune regioni dell'India (Kerala) e ad Orvieto in Italia.
T½
(anni)
Dose assorbita in aria
(nGy/h)
1,405.1010
18
Uranio-238 (e figli serie 4n+1)
4,47.109
16
Uranio-235 (e figli serie 4n+2)
7,038.10
Potassio-40
1,28.10
Rubidio-87
4,75.1010
Torio-232 (e figli serie 4n)
8
-
9
17
-
Tabella D1 - Alcuni radionuclidi primordiali
Analoga disparità di esposizione si può rilevare per quanto riguarda il radon, la cui concentrazione indoor
dipende oltre che dalla regione terrestre, dal materiale e dalle tecniche di costruzione delle abitazioni e
anche dalle caratteristiche climatiche delle zone.
Conseguentemente, la dose equivalente da fondo naturale ricevuta da un individuo nell'arco di un anno può
variare in modo rilevante in funzione sia della località di residenza (in relazione ad una maggiore o minore
presenza di radioattività) sia delle sue abitudini di vita (maggiore o minore permanenza in ambienti chiusi,
tipo di materiali di costruzione utilizzati, ...). Più precisamente, le variazioni locali possono registrare valori
fino ad oltre 50 volte superiori ai valori medi terrestri e sono dovute principalmente a particolari radioisotopi
presenti negli strati più superficiali della crosta terrestre, quali:
40
K, 238U, 232Th e 87Rb
Al di là di questo aspetto contingente, il contributo maggiore all'esposizione da fondo naturale è da imputarsi
all'irradiazione interna, come conseguenza della introduzione nell'organismo umano (tramite ingestione o
inalazione) di radioisotopi β ed α emettitori.
Fra questi ultimi, il ruolo predominante spetta al radon (principalmente 222Rn), gas nobile che si concentra
238
235
232
negli ambienti chiusi a seguito del decadimento del
U, del
U e del
Th presenti nei materiali da
costruzione e nel sottosuolo.
Da qui, esso si diffonde nell'atmosfera, concentrandosi particolarmente negli ambienti chiusi (abitazioni,
uffici, ambienti di lavoro in genere, ...), caratterizzati da una ridotta circolazione d'aria, e in locali interrati o
seminterrati, dove è maggiore l’emanazione di radon da parte del suolo Isotopi del radon possono essere
prodotti nell'ambito di tutte e tre le famiglie radioattive naturali, come si evince dalla seguente tabella.
Capostipite
Isotopo del RADON
238
222
U
Rn
235
220
U
232
Rn
210
Th
Rn
(T/½ = 3,5 d)
(T½ = 55")
(T½ = 4")
Tabella D2 - Isotopi del radon presenti nelle tre catene radioattive naturali
214
La concentrazione di tale gas è favorita dall'uso di materiali da costruzione ricchi di radio (tufo, ceneri, ..., nei
quali esso può variare da decine a centinaia di Bq/kg) e da una insufficiente aerazione degli ambienti
(lavorativi e/o abitativi) chiusi.
Poiché il radon è, come già ricordato, un gas nobile, esso non risulta un agente diretto di contaminazione
interna (causa la sua scarsa attitudine a reagire chimicamente), tuttavia, se intrappolato nel pulviscolo
atmosferico, può depositarsi nell'apparato respiratorio.
Questo fenomeno avviene, in misura ben maggiore, anche per i suoi numerosi discendenti radioattivi, che
possiedono una maggiore reattività chimica e che sono generalmente costituiti da ioni positivi, caratterizzati
da un'alta velocità di diffusione e che tendono ad aggregarsi ad H2O, ad O2 ed altri gas ed aerosoli
normalmente presenti nell'aria.
Ne consegue che gli aerosoli naturali radioattivi consistono generalmente in radon (od in uno dei suoi
discendenti) legato a polveri di diametro inferiore ad 1 µm.
Tra i discendenti del 222Rn compaiono diversi radioisotopi del polonio, del bismuto e del piombo, alcuni dei
quali decadono con emissione α, altri con emissione β e γ, con emivita estremamente rapida (dell'ordine di
minuti o di secondi).
Per tutti questi motivi l'ICRP, sin dal 1984, ha raccomandato l'effettuazione di un monitoraggio anche nei
riguardi delle sorgenti naturali di radiazioni, con un particolare riguardo alla determinazione della
concentrazione di radon all'interno delle abitazioni e degli ambienti di lavoro. Tali raccomandazioni sono
state recepite dalla normativa italiana (D.Lgs. 230/95 e s.m.i.), diventando legge dello stato.
In Italia, su 30.000 decessi l’anno per cancro polmonare, si stima che tra i 1.500 ed i 6.000 siano dovuti al
radon, anche se, come già ricordato, in realtà non è il radon la causa diretta del tumore polmonare, bensì i
suoi prodotti di decadimento. In generale, valgono al riguardo le seguenti considerazioni:
1. maggiore è il numero di atomi di radon sospesi nell’aria, più numerosi sono i suoi prodotti di
decadimento;
2. all’aumentare della concentrazione dei prodotti di decadimento, si avrà un incremento della quota
presente nell’aria respirata;
3. conseguentemente all’inalazione di una maggiore attività, cresce la quantità di radioisotopi che si
deposita sul tessuto polmonare, irradiandolo.
Il rischio di contrarre il cancro ai polmoni cresce dunque con il crescere del numero di atomi di radon nell’aria
e con il perdurare dell’esposizione negli ambienti in cui è presente tale gas (figura D2). Tra l’irradiazione del
tessuto polmonare e la comparsa del cancro ai polmoni possono trascorrere anche decenni.
Figura D2 – Andamento del rischio di tumore polmonare in relazione alla concentrazione di radon
Le raccomandazioni ICRP 2007 forniscono, al riguardo, gli specifici livelli di riferimento riportati nella tabella
successiva.
215
Situazione prevista
Livello di riferimento per la concentrazione di radon (Bq m-3)
Abitazione
600
Luogo di lavoro
1500
Tabella D3 – Livelli di riferimento della concentrazione del radon (ICRP 2007)
Un breve accenno merita anche il 40K, che è un elemento alcalino presente naturalmente nella crosta
terrestre ed in alcuni alimenti (specie nel latte e nelle verdure), nonchè in tutti i tessuti corporei
(principalmente nella muscolatura).
Una grossolana valutazione della dose ai tessuti molli da parte di questo radioisotopo può essere condotta
assumendo un contenuto medio di potassio (comprendendo tutti i suoi vari isotopi), pari a circa lo 0,2%, ciò
che conduce al valore riportato in tabella D3.
Nella tabella D4 sono presentati, a titolo unicamente speculativo, i valori medi mondiali dei contributi alla
dose efficace annua dovuta a sorgenti naturali di radiazioni, recentemente proposti con il rapporto
UNSCEAR 2000.
Dose efficace media
annuale (mSv)
Intervallo tipico di variazione
(mSv)
Raggi cosmici
0,4
0,3 – 1,0
Raggi gamma terrestri
0,5
0,3 – 0,6
Inalazione
1,2
0,2 – 10
Ingestione
0,3
0,2 – 0,8
2,4
1 - 10
SORGENTE
Esposizione esterna
Esposizione interna
TOTALE
Tabella D4 - Contributi alla dose media annua da irradiazione ambientale (UNSCEAR, Vienna, 2000)
Come si evince dalla colonna dove sono riportati i tipici intervalli di variazione entro i quali si collocano le
medie che compaiono nella colonna centrale, l’esposizione umana varia considerevolmente in relazione alle
diverse aree geografiche.
Nella figura successiva sono rappresentati valori di dose efficace media annuale da irradiazione esterna,
relativi ad alcune delle principali regioni terrestri.
216
Figura D3 – Livelli di irradiazione esterna annua (mSv) presenti in alcune zone geografiche
Si ricorda che il fondo ambientale di radiazioni ha recentemente subito, a causa del fall-out radioattivo
avvenuto a seguito dell'incidente al reattore nucleare di Chernobyl (1986), un repentino e temporaneo
incremento, raggiungendo anche livelli considerevoli (seppure localizzati in aree geografiche di estensione
limitata).
Ciò è attualmente riscontrabile soprattutto in alcune regioni dell'Europa centrale, ma, anche se per un breve
periodo, questo fenomeno si è manifestato su scala mondiale, coinvolgendo pesantemente anche le regioni
del nord Italia.
Tale situazione, causata essenzialmente dalla comparsa nell'atmosfera di 131I e di 137Cs, a stretto rigore di
logica non è da imputarsi al fondo naturale di radiazioni, essendo invece il frutto di un evidente intervento di
natura antropica.
RAGGI COSMICI E COSMOGENI
INGESTIONE
INALAZIONE
RADIOATTIVITA’ NATURALE
Figura D4 - Principali fonti di irradiazione ambientale
217
218
APPENDICE E. IL SISTEMA PERIODICO DEGLI ELEMENTI
Nel 1803 John Dalton fornì una spiegazione dei fenomeni chimici ipotizzando che tutte le sostanze
conosciute traessero origine dalla combinazione di un numero finito di componenti, secondo rapporti esatti
fra numeri interi, e teorizzando che la materia fosse costituita da atomi. Nel corso dei suoi studi Dalton si
avvalse delle conoscenze chimiche del suo tempo (la legge della conservazione della massa e la legge delle
proporzioni definite) e formulò la sua teoria atomica, fondata su quattro punti:
la materia è formata da particelle elementari chiamate atomi;
gli atomi di uno stesso elemento sono tutti uguali tra loro;
gli atomi non sono ulteriormente scomponibili;
gli atomi non possono essere né creati né distrutti.
Questa viene considerata la prima teoria atomica della materia perché, per la prima volta nella storia, Dalton
ricavò le sue ipotesi da osservazioni empiriche. Le ricorrenti analogie riscontrabili nel comportamento
chimico degli elementi hanno suggerito, nei secoli successivi, l'esistenza di una legge che potesse spiegare
questa periodicità delle proprietà degli elementi, ordinandoli in base al proprio numero atomico.
Detto comportamento trae sostanzialmente origine dalle seguenti cause:
1. la struttura elettronica dell’atomo può essere descritta assumendo che ciascuno degli elettroni possa
muoversi indipendentemente dagli altri, in un campo di forze a simmetria sferica generato dal nucleo
e dagli altri elettroni,
2. gli stati energetici ai quali appartengono i singoli elettroni sono rappresentati da una serie di numeri
quantici;
3. gli orbitali atomici sono progressivamente occupati partendo dagli stati a minore energia cinetica,
corrispondenti agli orbitali più interni.
Energia
I numeri quantici sono numeri utilizzati per specificare lo stato di un sistema quanto-meccanico, come ad
esempio un elettrone in un atomo di idrogeno, o lo stato di spin di una molecola. Si possono, quindi, definire
una serie di numeri quantici, ognuno dei quali si riferisce a una situazione fisica differente e rappresenta un
diverso grado di libertà della
particella che descrive. Per il
LIVELLO
SOTTO-LIVELLO
principio di esclusione di Pauli (due
fermioni identici, quali sono due
4f (14e)
elettroni, non possono occupare
simultaneamente lo stesso stato
N (32e)
4d (10e)
quantico) è impossibile che due
particelle identiche siano presenti
4p
(6e)
n=4
nello stesso posto, con la stessa
3d (10e)
energia e i medesimi numeri
4s
(2e)
M (18e)
quantici. Ciò equivale ad affermare
3p (6e)
che non possono esistere due
n=3
3s (2e)
particelle atomiche caratterizzate
dagli stessi numeri quantici.
L (8e)
2p (6e)
n=2
2s (2e)
K (2e)
1s (2e)
n=1
219
Figura E1 - Diagramma dei livelli e
dei sottolivelli atomici
Il numero quantico principale n (=
1, 2, 3, ...) individua un'orbita (o
shell) e questa, a sua volta, si
compone di un numero di sottoorbite (o sotto-shell) pari ad n
(indicate progressivamente dalle
lettere s, p, d, f, ...). Secondo
questo modello, la successione
dell'occupazione delle orbite elettroniche (ossia la cosiddetta configurazione elettronica) è data dalla figura
E1.
Si noti in proposito che il diverso numero di elettroni contenuti nelle differenti orbite e sotto-orbite è
determinato anche da altri numeri quantici (magnetico e di spin) di cui non si è fatta diretta menzione, ma
che soni riportati nella tabella successiva.
simbolo
sistema
nome
valori
n
elettrone in un atomo numero quantico principale (quanto principale)
1, 2, 3, ...
l
elettrone in un atomo numero quantico azimutale (quanto azimutale)
0, 1, ..., n-1
ml
elettrone in un atomo numero quantico magnetico (quanto magnetico)
-l, -(l-1), ..., l-1, l
ms
elettrone
numero quantico di spin (quanto di spin)
±1/2
J
molecola
numero quantico rotazionale (quanto rotazionale)
j
elettrone in un atomo momento angolare totale
mj
elettrone in un atomo momento angolare totale
-j, -(j-1), ..., j-1, j
Tabella E1 - Quadro riassuntivo dei numeri quantici
La maggior parte degli elementi è in grado di combinarsi con altri elementi, ad eccezione di un particolare
gruppo (il gruppo 0) i cui componente, detti gas nobili ( Z = 2, 10, 18, 36, 54 e 86), sono chimicamente inerti,
tranne che in particolari circostanze. Tutti i rimanenti elementi sono catalogati, in base al loro
comportamento chimico, come:
1. metalli,
2. non−metalli (o alogeni),
3. metalloidi (o semimetalli).
Per sottolineare nel modo più diretto la comparsa
ricorrente delle diverse proprietà chimiche, tutti gli
elementi sono stati sistemati all'interno di una
tavola periodica.
La tavola periodica degli elementi è lo schema col
quale vengono ordinati gli atomi sulla base del loro
numero atomico. Ideata dal chimico russo Dimitrij
Mendeleev nel 1869, inizialmente consisteva in 63
elementi e contava numerosi spazi vuoti, previsti
per gli elementi che sarebbero stati scoperti solo
negli anni successivi. Pur con queste carenze, la
tavola costituiva la prima presentazione coerente
delle somiglianze fra del comportamento degli
elementi. Infatti, classificando gli elementi in base
alla loro massa atomica, poteva essere rilevata una
certa periodicità nella ricorrenza di determinate
proprietà chimiche e fisiche.
Figura E2 - Una prima versione della tavola
periodica
La tavola era (ed è ancora attualmente) costruita
secondo i criteri al seguito riportati:
gli elementi sono ordinati secondo il numero atomico crescente,
gli elementi con caratteristiche simili sono disposti nella stessa colonna,
ogni colonna costituisce un gruppo (rispettivamente I, II, III, IV, V, VI, VII e 0, partendo da sinistra),
220
gli elementi compresi tra il II ed il III gruppo sono detti elementi di transizione e sono contenuti in
colonne dette sottogruppi,
le linee sono chiamate periodi, e vengono numerate da 1 a 7 partendo dall'alto.
Ogni gruppo (colonne verticali della tavola) comprende gli elementi che hanno la stessa configurazione
elettronica esterna (modo in cui gli elettroni più esterni si dispongono attorno al nucleo). All'interno di ogni
gruppo si trovano elementi con caratteristiche simili.
Ogni periodo (linee orizzontali delle tabella) inizia con un elemento il cui atomo ha come configurazione
elettronica esterna un elettrone di tipo s, mentre, procedendo verso gli atomi successivi del periodo, il
numero atomico aumenta di una unità ad ogni passaggio.
Al seguito è presentata la suddetta Tavola periodica.
Figura E3 – Tavola periodica degli elementi
221
222
APPENDICE F. MISURE
RADIOPROTEZIONISTICI
DOSIMETRICHE
E
CONTROLLI
ASPETTI ORGANIZZATIVI E GESTIONALI
La sempre maggiore complessità delle tecnologie e delle procedure richieste per l’esecuzione delle misure
dosimetriche e dei controlli radioprotezionistici, nonché di analisi dei dati sperimentali, suggerisce la
opportunità di istituire una unità operativa con competenze specifiche nell’ambito della dosimetria e della
radioprotezione, in grado di affrontare complessivamente tutte queste problematiche.
Pur senza la pretesa di voler fornire una esposizione completa di questo argomento, si intende proporre una
serie di indicazioni riguardo alle possibili soluzioni tecniche e organizzative di alcuni dei problemi di maggiore
rilevanza. Seguendo questa premessa, la successiva breve discussione intende esaminare i seguenti punti:
a)
b)
c)
d)
e)
organizzazione generale,
ambienti di lavoro,
strumentazione,
procedure,
personale.
ORGANIZZAZIONE GENERALE
Volendo tracciare un profilo generale di una unità operativa che si occupi delle specifiche attività sanitarie di
cui si è trattato nei capitoli precedenti, è inevitabile prendere come modello un Servizio di Fisica Sanitaria
che opera in ambito ospedaliero.
Esaminando gli aspetti concreti inerenti all'organizzazione di una tale struttura, è innanzitutto necessario
definire con la massima chiarezza i settori operativi che verranno attivati, in funzione delle istanze
evidenziate da una indispensabile analisi preliminare del contesto aziendale di riferimento, alla luce delle
inevitabili considerazioni di natura economica.
Ciò richiede innanzitutto una approfondita conoscenza di:
progetti di sviluppo della struttura sanitaria nella quale la unità operativa è inserita,
eventuali presenze sul territorio di altri fornitori delle prestazioni richieste,
attenta valutazione degli investimenti necessari e delle tariffe praticabili.
Il risultato di una tale programmazione può consentire una previsione delle dimensioni della struttura e della
dotazione di risorse (attrezzature e personale) necessaria ad assicurare la funzionalità dei singoli settori che
si intendono attivare.
AMBIENTI DI LAVORO
Gli ambienti di lavoro destinati ad una unità operativa con compiti inerenti la dosimetria e la radioprotezione
devono presentare alcune caratteristiche peculiari, che ne garantiscano la funzionalità.
Si richiede innanzitutto che le strutture edilizie utilizzate risultino volumetricamente adeguate a ospitare le
varie attività previste, offrendo, nel contempo, la possibilità di soddisfare gli specifici requisiti richiesti dalle
diverse destinazioni d'uso.
Essi dovranno inoltre fornire le massime garanzie nei confronti di infiltrazioni di umidità, onde evitare un
possibile danneggiamento di apparecchiature ad elevato contenuto tecnologico, costituite da componenti
elettroniche particolarmente sensibili a questo potenziale agente dannoso.
Passando agli aspetti strutturali, devono essere predisposti laboratori di misura di dimensioni tali da ridurre
al minimo gli effetti dei fenomeni di diffusione da parte di pareti e solette (che si manifestano nel caso di
rilevazioni sperimentali eseguite su fonti di radiazioni fotoniche).
E' inoltre necessario che, onde eliminare possibili interferenze sulle misura da parte di fonti di radiazioni
esterne, tali ambienti siano delimitati da barriere protettive (meglio se realizzate in opere murarie) di
spessore adeguato.
223
Questo accorgimento consente, inoltre, di proteggere gli operatori posti all'esterno delle suddette sale nel
corso sia di misure su sorgenti radiogene sia di procedure di verifica periodica della taratura degli strumenti
di misura.
In molti casi, potrebbe risultare utile la realizzazione di una camera oscura destinata al trattamento delle
pellicole che vengono utilizzate per la film-dosimetria e per alcuni test di CdQ (allineamento di campi
luminosi e Rx, risoluzione spaziale di immagini radiologiche, dimensioni di fasci radioterapici, ...)
Qualora l'unità operativa sia ubicata all'interno di una struttura sanitaria (come nel caso tipico di un
ospedale), è da considerarsi di sicura utilità pratica la sua adeguata collocazione logistica nel contesto della
struttura stessa, rispetto ai principali fruitori delle prestazioni erogate.
Brevi tragitti e collegamenti agevoli possono infatti costituire un indubbio vantaggio se si considera che i
compiti svolti richiedono l'impiego di apparecchiature sempre più complesse e, a volte, ingombranti, che
devono essere trasportate presso i diversi distretti operativi.
In caso di situazioni particolarmente sfavorevoli (percorsi lunghi e non coperti, presenza di scale e dislivelli,
...), è da prendere in considerazione l'opportunità di istituire sezioni decentrate (sale misura, depositi di
apparecchiature, ...), ubicate nelle immediate vicinanze dei singoli distretti.
STRUMENTAZIONE
La strumentazione rappresenta uno degli aspetti più critici per il raggiungimento di un adeguato livello di
qualità nelle prestazioni offerte da una unità operativa cui spettano i compiti precedentemente ricordati.
Risulta quindi indispensabile che quest'ultima venga dotata di una gamma di strumenti sufficiente a
consentire l'espletamento di tutte le attività previste, attraverso l'acquisizione di apparecchiature idonee per
le differenti tipologie di misura.
Si ritiene che, indicativamente, una configurazione minimale potrebbe comprendere:
un sistema per spettrometria gamma (rivelatore + pozzetto a basso fondo + MCA + sistema di
elaborazione dotato di programmi dedicati), per l'analisi di campioni radioattivi (medicina nucleare),
un contaminametro (elettrometro + sonde per radiazioni a, β e X-γ + pozzetto a basso fondo), per
misure di contaminazione superficiale(medicina nucleare),
uno o più dosimetri ambientali (camere di ionizzazione e/o rivelatori a scintillazione),
un set di dosimetri personali a lettura diretta,
strumentazione e dispositivi per l'esecuzione dei test di CdQ nei vari settori di interesse, sia della
diagnostica per immagini (radiologia tradizionale e digitale, TAC, medicina nucleare, ...) che della
radioterapia (teleterapia, brachiterapia),
un sistema per misure dosimetriche "in vivo" (a TLD o a semiconduttori),
un set di camere di ionizzazione, elettrometri e fantocci per misure dosimetriche "di base" su unità
radioterapiche (teleterapia e brachiterapia).
La suddetta strumentazione dovrà
essere fornita, ove previsto, di
certificazione
di
taratura
periodicamente aggiornata, rilasciata
da istituti autorizzati (SIT).
Figura F1 – Strumentazione per CdQ
in ambito radiodiagnostico.
Nel caso in cui problemi logistici
dovessero impedire il ricorso ad un
istituto metrologico (come nel caso
delle catene spettrometriche, in
quanto intrasportabili), la taratura
potrà essere eseguita "in loco",
mediante
sorgenti
di
taratura
certificate e/o procedure codificate,
con rilascio di un apposito documento
di taratura.
Per questo specifico scopo, è quindi
utile disporre di un set completo di
sorgenti sigillate, differenziate per tipo
ed energia di emissione, attività e geometria.
Dovranno inoltre essere reperite risorse informatiche quali personal computer di fascia alta dotati di
periferiche avanzate (digitalizzatore, scanner, modem-fax, ...) e di programmi di elaborazione gestionali
224
(data-base, fogli elettronici, ...) e scientifici (matematici, statistici, ...) per la gestione delle apparecchiature,
delle procedure di misura, dei dati raccolti e dei risultati ottenuti.
PROCEDURE
Una adeguata dotazione di strumentazione può ritenersi condizione solo necessaria, ma non sufficiente, per
garantire una corretta esecuzione delle misure e dei controlli previsti nell'ambito delle attività dosimetriche e
protezionistiche, se non vengono preventivamente definite, in termini non ambigui, le loro modalità di
conduzione.
Al fine di attestare i criteri adottati nel corso delle rilevazioni sperimentali, nonchè di valutare il livello di
attendibilità dei risultati ottenuti, è necessario che tali criteri siano scrupolosamente documentati.
Per l'ovvia necessità di procedere ad una standardizzazione di queste operazioni, oltre che in ossequio al
principio della adozione di norme delle "buona tecnica", è fondamentale che le procedure seguite siano
riferibili a protocolli ed a manuali tecnici elaborati da istituzioni scientifiche accreditate.
A solo titolo di esempio, si ricordano:
le norme IEC, che riguardano tutti i principali settori delle attività sanitarie,
gli standard NEMA (Medicina Nucleare),
il protocollo BRH (Radiodiagnostica),
i protocolli AAPM ed IAEA (Radioterapia).
Questa ottica si inquadra perfettamente nella filosofia che sta alla base di un Sistema Qualità rispondente
alla norma ISO EN UNI 9001, la cui certificazione volontaria rappresenta sicuramente una garanzia di buona
gestione organizzativa.
PERSONALE
Sia l'utilizzo di apparecchiature tecnologicamente avanzate, sia la necessità di seguire specifici protocolli,
richiede che presso l'unità operativa operi personale altamente qualificato e professionalmente idoneo
all'espletamento dei vari compiti.
In questo contesto, si evidenzia la necessità che vengano inserite differenti figure professionali quali:
fisici specialisti,
esperti qualificati,
periti tecnici (elettronici, informatici, fisici, ...),
TSRM (tecnici sanitari di radiologia medica).
Tale personale dovrà essere preventivamente sottoposto ad un congruo periodo di addestramento, rivolto
soprattutto all'apprendimento ed alla conoscenza delle caratteristiche tecniche e delle prestazioni sia delle
apparecchiature di misura utilizzate sia degli impianti controllati.
A questa fase di addestramento iniziale dovrà necessariamente fare seguito un costante e regolare
aggiornamento tecnico-scientifico, documentato e pertinente alle attività svolte dal singolo operatore.
In relazione alle dimensioni della struttura e alla complessità dei compiti da essa svolti, può presentarsi
l'esigenza di indirizzare i suoi componenti ad ambiti e competenza differenziati, in relazione alle tipologie di
prestazioni richieste.
Detto personale dovrà essere inquadrato in una struttura organizzativa gerarchica che non condizioni in
misura eccessiva decisioni e comportamenti che il D.Lgs. 230/95 e s.m.i. fa derivare da scelte e da
assunzioni di responsabilità rigorosamente soggettive.
E' dunque ipotizzabile, almeno per quanto riguarda questi ultimi aspetti professionali, l’individuazione di una
figura di referente aziendale che assuma compiti di coordinamento delle attività di radioprotezione nel
confronti del datore di lavoro.
A supporto delle prestazioni fornite dall'unità operativa, è inoltre raccomandabile la presenza in organico di
figure appartenenti al ruolo amministrativo alle quali trasferire le attività di loro competenza (segreteria,
archivio, ...).
225
226
APPENDICE G. INCIDENTI NUCLEARI
Pur esulando dagli obiettivi di questo testo, si è ritenuto utile fornire alcune indicazioni riguardanti una
categoria di incidenti di elevato impatto sanitario e ambientale, poiché dalle successive note possono trarsi
suggerimenti circa criteri e comportamenti utili nella gestione della radioprotezione anche in circostanze pur
contraddistinte da rischi di minore gravità.
Gli incidenti nucleari sono caratterizzati da estese contaminazioni del territorio, che possono coinvolgere
ampi settori della popolazione (gravi incidenti ad impianti nucleari).
La protezione del pubblico in caso di incidenti nucleari considera due livelli di intervento, corrispondenti alle
dosi efficaci d1 e d2: al disotto del primo le contromisure non sono giustificate, oltre il secondo le
contromisure sono necessarie, tra i due livelli l’intervento è ritenuto possibile.
Tali livelli si pongono indicativamente tra 5 e 25 mSv per d1 e tra 100 e 500 mSv per d2.
In generale, un piano di emergenza relativo a incidenti nucleari deve basarsi su:
a. analisi degli incidenti (studio dei meccanismi di rilascio ambientale, interno ed esterno),
b. valutazione della diffusione della contaminazione nell’ambiente e delle conseguenze radiologiche,
c. individuazione di contromisure e interventi commisurati alla effettiva entità e alle caratteristiche
dell’incidente,
d. misure organizzative necessarie (uomini e mezzi).
Per quanto concerne le fasi del rilascio ambientale, si possono distinguere:
fase iniziale (dalle minacce di
rilascio, alle primissime ore del
suo inizio), con inalazione ed
irraggiamento ad opera della
nube radioattiva,
fase intermedia (da alcuni
giorni ad alcune settimane),
con
irraggiamento
da
deposizione, inalazione da
risospensione e ingestione di
alimenti,
fase a lungo termine (da
settimane ad anni), ingestione
da alimenti e contaminazione
dell’ambiente.
Figura G1 – Schema di un reattore
nucleare
I principali interventi da adottare in queste circostanze sono: evacuazione, iodoprofilassi e confinamento in
ambienti chiusi. I livelli di dose assorbita al di sotto i quali non compaiono effetti deterministici sono:
- 0,5
- 1
- 3
- 3
- 10
- 0,1
Gy
“
“
“
“
“
al corpo intero
al midollo
alla cute
ai polmoni
alla tiroide
al feto
(vomito)
(morte)
(eritema temporaneo e depilazione)
(polmonite)
(danni non letali)
(teratogenesi)
(ICRP 40 / 84: Protection of the Public in the Event of Major Radiation Accidents: Principles for Planning)
Un piano di emergenza può essere considerato come un livello secondario di protezione, necessario per
limitare le conseguenze di un incidente nucleare, che deve essere commisurato al tipo di impianto, al
potenziale rilascio di differenti radionuclidi e alle caratteristiche del sito.
227
Il livello di dettaglio richiesto può diminuire in relazione alla diminuzione della probabilità dell’incidente,
mentre occorre che sia previsto un grado di flessibilità che consenta di tenere conto delle condizioni che si
verificano in quel momento (condizioni metereologiche, climatiche, …).
Le conseguenti contromisure servono per:
evitare seri effetti deterministici
ridurre gli effetti stocastici sugli individui
ridurre la dose collettiva
e devono essere adottate in relazione ai livelli di rischio, poichè ogni contromisura interferisce con le normali
condizioni di vita e può comportare rischi aggiuntivi che devono essere opportunamente valutati in fase
decisionale.
Mantenendo l’obiettivo principale di impedire che si superino 0,5 Gy al corpo intero o 5 Gy singoli organi o
tessuti, le principali contromisure possono così riassumersi:
Fase iniziale
a) confinamento in edifici chiusi e protezione del tratto respiratorio
b) somministrazione di iodio (in caso di contaminazione da radioiodio)
c) evacuazione
Fase intermedia
a) confinamento (senza protezione respiratoria)
b) evacuazione
c) trasferimento
d) controllo di bevande ed alimenti
e) controllo degli accessi
f) decontaminazione di persone
g) cure mediche
Fase a lungo termine
a) trasferimento
b) controllo degli accessi
c) controllo di bevande ed alimenti
d) decontaminazione
e) stabilizzazione della contaminazione
f) barriere per impedire il trasferimento dei radionuclidi
Livelli di contromisure
dose equivalente (mSv)
D1
- confinamento e somministrazione di iodio
- evacuazione
D2
______________________________
5
50
50
500
ICRP 63/ 91: “Principles for Intervention for Protection of the Public in a Radiological Emergency”.
(Aggiornamento ed estensione dell’ICRP 40 / 84)
Le prime misure di radioprotezione (fase preventiva) consistono in:
staff competenti ed esperti,
progetti costruttivi validi,
qualità nella costruzione,
conoscenza della collocazione delle sorgenti,
AdQ applicato alla gestione (riduzione della probabilità e dell’entità degli incidenti).
Le decisioni in merito all’attuazione di un intervento si devono basare sulle valutazioni di:
dose proiettata, ricavata per ciascun pathway di esposizione, senza attuare azioni protettive,
dose sottratta da ciascun pathway, che rappresenta la dose risparmiata dall’azione protettiva,
dose residua, differenza tra dose proiettata e dose sottratta, per ciascun pathway.
228
La somma delle dosi residue di ciascun pathway viene utilizzata per valutare l’efficacia delle misure poste in
atto. Le decisioni più critiche sono quelle relative all’adozione di contromisure di applicazione immediata, in
quanto quelle a medio o lungo termine sono meno urgenti e possono essere adottate alla luce degli sviluppi
della situazione.
In ogni caso, qualsiasi intervento
deve adeguarsi ai principi di:
giustificazione (qualsiasi
azione protettiva deve
produrre
un
beneficio
netto)
ottimizzazione
(occorre
stabilire il livello che
consenta di fornire la
miglior protezione)
intervento
(livelli
di
intervento
per
contromisure specifiche in
relazione a determinate
conseguenze).
Figura G2 – La centrale nucleare
di Chermobyl dopo l’incidente della
primavera 1986
Lo scopo prioritario di ogni azione protettiva è quello di raggiungere i seguenti obiettivi:
1.
2.
3.
evitare seri effetti deterministici,
ridurre i rischi stocastici per gli individui,
ridurre la dose collettiva.
Vantaggi: riduzione della dose individuale e collettiva, riduzione di stress ed ansietà, recupero di territori sul
piano economico.
Svantaggi: rischi fisici individuali e collettivi, dose ai lavoratori che implementano l’azione protettiva, dosi alla
popolazione in corso dell’azione protettiva, costi economici, disagi, ansietà.
Per questi vari motivi, differenti azioni protettive devono essere previste in relazione alla natura
dell’incidente, alla sua durata, all’area interessata, identificandone i possibili pathway e valutando
l’importanza relativa di:
Esposizione esterna
- sorgente
- nube
- contaminazione di superfici
- contaminazione di cute e abiti
Esposizione interna
- inalazione di radionuclidi nella nube
- inalazione di radionuclidi in risospensione
- ingestione di alimenti e bevande contaminate
- ingestione da materiali contaminati
- assorbimento da cute o ferite
Oltre alla popolazione direttamente coinvolta dall’incidente, occorre considerare quelle particolari categorie
che ne subiscono indirettamente gli effetti (agricoltori, pescatori, …)
Nella fase precedente al rilascio (che va dal riconoscimento di un potenziale rilascio, all’incidente vero e
proprio) e nelle prime ore della fase di rilascio devono essere adottate le misure più urgenti, sulla base delle
condizioni della sorgente, misure del materiale rilasciato, condizioni metereologiche e possibili pathway.
Nella fase post-rilascio occorre decidere in merito all’implementazione di ulteriori azioni o al ritorno alle normali
condizioni di vita (considerando anche i vari fattori sociali, economici e tecnici).
Categorie di lavoratori
coinvolti dall’intervento
Categoria 1:
Categoria 2:
azioni urgenti nel luogo dell’incidente
attuazione di azioni protettive immediate e di misure di
229
Categoria 3:
protezione del pubblico
operazioni di ricovery
Azioni protettive
Esposizione
1) Irradiazione esterna (sorgente, nube, terreno)
2) Inalazione o ingestione (nube/risospensione)
3) Contaminazione esterna
4) Contaminazione interna
5) Inalazione di radioiodio dalla nube
6) Ingestione di radionuclidi
7) Inalazione di radionuclidi in sospensione
8) Irradiazione esterna dal suolo e inalazione e
ingestione di radionuclidi in sospensione
9) Ingestione accidentale
Azione
Controllo degli accessi (schermature, solo 1),
sconfinamento, evacuazione
Indumenti protettivi e decontaminazione
Somministrazione di iodio inattivo
Interventi sulla catena alimentare e sulla rete idrica
a) restrizioni: - proibizioni di consumi
- trattamento di cibi e acqua
b) riduzione dell’incorporazione di radionuclidi nella
catena alimentare:
- foraggi alternativi
- agenti chelanti
- aratura profonda
- fissazione al terreno
Trasferimento, decontaminazione del suolo
Decontaminazione dei materiali e controlli sull’uso
di materiali contaminati
Tra le principali difficoltà che si presentano nella gestione di un incidente nucleare, si possono ricordare:
-
riconoscimento dell’evento/incidente e della necessità di adottare azioni d’urgenza,
rapida acquisizione ed interpretazione dei dati,
adozione di eventuali decisioni e azioni,
comunicazioni.
Livelli di intervento raccomandati (mSv)
Tipo di intervento
Soglia
Confinamento
Somministrazione iodio
Evacuazione entro la prima settimana
50
500 (dose equivalente alla tiroide)
500 (dose efficace)
5000 (dose equivalente alla cute)
1000
10/anno
Trasferimento
Restrizioni per singoli alimenti
230
APPENDICE H. PRODUZIONE DI NEUTRONI
H.1
MACCHINE ACCELERATRICI DI PARTICELLE
Bombardando bersagli sottili è possibile ottenere neutroni monoenergetici entro un ampio range di energia
(0,05 ÷ 14 MeV), in funzione del tipo di reazione utilizzato e del tipo e dell’energia del proiettile, mentre,
quando il bersaglio è spesso, lo spettro neutronico si espande.
I metodi più seguiti per ottenere fasci di neutroni veloci di elevata intensità e ridotta contaminazione γ
consistono nel bombardare bersagli spessi di Be con deutoni e protoni.
Esempio
Ciclotroni con bersaglio interno di berillio che accelerano deutoni, che forniscono campi neutronici
più intensi e di energia più elevata.
Lo spread energetico osservato negli spettri è dovuto alla perdita di energia ∆Ed nell’attraversamento del
bersaglio (di dimensioni finite) da parte del deutone.
Le reazioni più usate sono:
7
Li (p,n) 7Be,
3
H (p,n) He,
12
13
C (d,n) N
3
4
H (d,n) He
3
Nei campi di radiazioni generati dagli acceleratori di protoni, la componente neutronica prevale su quella
fotonica, mentre presso gli acceleratori di elettroni prevale quella fotonica.
L’energia dei neutroni dipende dal tipo e dall’energia delle particelle incidenti e dall’angolo di emissione.
I fotoneutroni possiedono uno spettro continuo compreso tra energie bassissime e un massimo che dipende
dalla specifica reazione, per le quali valgono i principi al seguito ricordati.
a) Reazioni (d,n): sono le più efficienti, in quanto
3
H (d,n) 4He → fornisce elevati flussi di neutroni da 14 MeV, per Ed ≅ 0,1 MeV,
9
10
Be (d,n) B → è la più efficiente sorgente di neutroni, per Ed ≅ 1 MeV (ciclotroni),
2
3
H (d,n) He → sorgente di neutroni monoenergetici nel range da 2 a 10 MeV.
b) Reazioni (p,n): per Ep elevate, la produzione di neutroni cresce fino a livelli paragonabili alle reazioni
(d,n).
c) Reazioni (γ,n): si possono ottenere elevati flussi di neutroni per fasci elettronici di energie elevate,
con produzione di fotoni che irradiano i bersagli di berillio, tungsteno, uranio, torio, deuterio, ...; i
neutroni possono essere prodotti direttamente dal target ad elevato Z, usato per produrre i raggi X.
H.2
RADIOPROTEZIONE DEI CAMPI NEUTRONICI DA ACCELERATORI DI PARTICELLE
Monitoraggio ambientale
In presenza di campi misti (γ e n), il monitoraggio ambientale deve fornire una misura adeguata del rateo di
dose equivalente totale (combinazione di sistemi di monitoraggio differenti), mediante opportuni dispositivi di
misura in continua. Tuttavia, questa soluzione non è in grado di fornire, in genere, informazioni attendibili
sulla radioattività indotta (possibilità di “hot-spot” locali non rilevabili).
Ventilazione
E’ necessaria, in ragione di 10 ÷ 20 ricambi ora, come conseguenza della possibilità di formazione di:
a) ozono ed altri gas nocivi (corrosivi), come avviene particolarmente per gli acceleratori di elettroni,
15
13
16
b) contaminanti radioattivi dell’aria ( O, N e N), che vengono prodotti dai raggi X e dai fotoneutroni
(la produzione di neutroni diviene importante negli acceleratori di elettroni con campi fotonici
caratterizzati da Ex > 10 MeV).
231
Gestione dei rifiuti
Riguarda alcuni importanti fenomeni, quali:
a) radioattività indotta sulle strutture dell’acceleratore (sistemi di collimazione, magneti,…),
b) contaminazione radioattiva (polveri, acqua, gas…),
c) formazione prodotti radioattivi (irraggiamento di materiali di vario genere).
Materiali schermanti
Il calcestruzzo rappresenta il materiale di più frequente impiego per il suo elevato contenuto di idrogeno, per
i suoi componenti a basso Z (anche se il contenuto di acqua tende a diminuire con il tempo) e perché viene
utilizzato anche per schermare i campi fotonici. In alcuni casi può rivelarsi utile impiegare materiali ad
elevata sezione d’urto per neutroni termici, come boro e cadmio (calcestruzzo borato), mentre paraffina e
plastiche sono solitamente usate per barriere protettive mobili (porte).
Attivazione
Per acceleratori di elettroni con tensioni superiori a 10 MV si genera della radioattività indotta nel target e
nelle componenti metalliche dell’acceleratore, quali il sistema di collimazione.
Il maggior contributo è comunque dovuto alla cattura di neutroni termici, al quale va aggiunto quello di
reazioni (γ,n) per A > 50.
H.2.1 Calcolo delle barriere protettive
L’attenuazione dei neutroni da parte di barriere spesse è approssimativamente esponenziale e, inoltre,
quando questi vengono assorbiti avviene la produzione di raggi γ all’interno del materiale schermante: quindi
sul lato di uscita della barriera sono presenti campi sia neutronici che fotonici.
A. Barriere per neutroni primari
Il rapporto di trasmissione dello schermo Bn è dato dalla relazione:
Bn ≤ (2,8 ⋅ 10-7) HM d2 / Φ° T (inclusa la componente γ)
2
-2
-1
dove Φ° è il flusso neutronico (m cm s ) alla distanza di 1 m,
d è la distanza del punto di riferimento,
T è il fattore di occupazione,
HM è il valore massimo ammissibile del rateo di equivalente di dose a valle della barriera.
A rigore, il precedente formalismo di calcolo della trasmissione si dovrebbe riferire a fasci di neutroni
paralleli; inoltre, a causa della scarsa accuratezza dei dati sulla trasmissione neutronica, è buona norma
aggiungere 1 SEV allo spessore calcolato. Per ioni con energia al disopra di 1 MeV, la distribuzione
angolare dei neutroni è
approssimativamente isotropa,
mentre per energie elevate
presenta un marcato picco in
avanti. I fotoneutroni hanno
invece un flusso a 90°
maggiore di un fattore 2
rispetto a quello a 0°,
soprattutto se prodotti da
bersagli spessi (la situazione si
inverte attorno ai 100 MeV).
Figura H1 – Distribuzione
angolare dello spettro dei
3
neutroni D(d,n) He
B. Barriere per neutroni riflessi
1. Riflessione multipla – E’
dovuta alla retrodiffusione da
parte della barriera protettiva e
quindi i neutroni risultano fortemente degradati in energia.
In corrispondenza delle pareti, poste ad alcuni metri dalla sorgente neutronica, il flusso dei neutroni riflessi
può essere di un ordine di grandezze maggiore rispetto a quello dei neutroni primari. Poiché il loro contributo
al rateo di equivalente di dose è solitamente tale da produrre un incremento pari a un fattore 2, viene
raccomandata l’aggiunta di 1 SEV allo spessore calcolato.
232
2. Riflessione da fasci neutronici collimati (riflessione singola) - La sorgente di neutroni riflessi, per fasci
collimati, è descritta dalla formula:
∅ So = ∅o αn A / d2
(flusso alla distanza di 1 m)
dove:
A è la superficie riflettente,
αn è il coefficiente di riflessione,
d è la distanza.
In aggiunta al flusso neutronico da riflessione singola, va considerata la riflessione multipla.
3. Labirinti per sorgenti neutroniche - I neutroni veloci tendono a subire una progressiva riduzione di flusso
lungo il labirinto a vantaggio di quelli termici (processo di termalizzazione), che rappresentano la
componente dominante all’inizio del labirinto stesso. Come regola pratica, si può assumere che, dopo il
secondo tratto di labirinto (quello lungo), il rateo di dose efficace dovuto ai neutroni eguagli quello della
radiazione γ.
Il dimensionamento del labirinto può essere effettuato mediante la relazione
Bnm ≤ 270 HM / K Φ m
-2
dove:
–1
Φm è il flusso neutronico incidente sull’apertura interna del labirinto (cm s ),
K è un fattore conservativo (4 per triplo labirinto e 8 per doppio labirinto).
I valori numerici riportati in ascisse delle curve di Bnm, moltiplicati per la radice quadrata della sezione del
labirinto, forniscono la lunghezza del labirinto corrispondente a Bnm.
H.2.2 La radiazione neutronica negli acceleratori di elettroni per radioterapia
Radioattività indotta
La principale fonte di radioattività indotta consiste nella reazione 27Al (n,γ) 28Al, che avviene nelle componenti
in alluminio (guide, porta vassoi, ...) contenute nella testa dell’acceleratore, con un T½ pari a 124 s.
Campi neutronici
Nel corso della produzione dei campi fotonici di energia più elevata (tensioni di accelerazioni di 18 - 20 MV),
un elevato numero di neutroni viene prodotto all’interno della macchina, in particolare in prossimità del
bersaglio per la produzione di raggi X (target), dei filtri di flattening e del collimatore.
Anche il calcestruzzo delle pareti risulta essere una importante sorgente di fotoneutroni. Si può comunque
ritenere che l’utilità del contributo alla dose efficace dovuto al campo neutronico risulti inferiore (fino ad un
fattore 10, in funzione del punto di misura) rispetto a quello della radiazione fotonica.
Dose totale
La dose efficace totale ricevuta dai lavoratori addetti ai trattamenti radioterapici con acceleratori lineari è
data da:
DT = Dx + Dn + Da
(≅ 100 µSv/settimana)
dove Dx è la dose dovuta ai raggi x
Dn è la dose dovuta ai fasci neutronici
Da è la dose dovuta ai prodotti di attivazione.
Il fenomeno dell’attivazione riguarda le apparecchiature radioterapiche, le sale di trattamento e, in misura
considerevolmente minore, i pazienti. Il valore di Dn per lavoratori addetti ad un LINAC per radioterapia da 18
MV, con un carico di lavoro di 40 pazienti trattati giornalmente, può essere realisticamente stimato in 1
µSv/settimana, mentre per Dx e Da la stima è rispettivamente di 5,5 e 90 µSv/settimana.
Nella successiva tabella sono riportate le principali reazioni nucleari prodotte da fotoni X generati da
acceleratori di elettroni con potenziali nominali superiori a 10 MeV.
Elemento
12
C
Al
54
Fe
Cu
Pb
Au
U
27
Energia di risonanza gigante
(MeV)
Sezione d’urto
(barn)
22,9
19,2
18,7
19,5
13,9
13,7
13,8
0,042
0,045
0,48
0,8
3,19
4,8
7,15
Tabella H1 – Fotoneutroni prodotti da differenti elementi
233
Nella tabella seguente sono invece elencate le principali reazioni di attivazione innescate da fotoneutroni.
Reazione
Prodotto
n + 2H
n + 12C
13
n+ C
16
n+ O
14
n+ N
27
n + Al
23
n + Na
n + 30Si
n + 33S
n + 54Fe
n + 58Fe
Emivita del prodotto
3
H
C + 2n
14
C
16
N+p
13
N + 2n
27
Mg + p
27
Na
31
Si
32
P+p
55
Fe
59
Fe
12,35 anni
20,4 minuti
5730 anni
stabile
10,1 minuti
9,45 minuti
15 ore
2,62 ore
14,2 giorni
2,6 anni
45 giorni
11
Note
Componente del calcestruzzo
Componente del calcestruzzo
Tabella H2 – reazioni innescate da fotoneutroni su diversi isotopi
H.3
PRODUZIONE DI NEUTRONI: REATTORI NUCLEARI
Nella fissione nucleare, quando un nucleo di materiale fissile assorbe un neutrone si fissiona producendo
due o più nuclei più piccoli. Gli isotopi prodotti da tale reazione sono radioattivi in quanto posseggono un
eccesso di neutroni e danno vita a una catena di decadimenti che si arresta solo quando fino a quando si
raggiunge una configurazione stabile. Il bilancio energetico di una fissione nucleare è il seguente:
236
235
U+n →
U stabile (15%)
fissione (85%)
I prodotti di fissione sono:
-n. 2 frammenti di fissione
-neutroni immediati (5 MeV x 2,5 neutroni)
-neutroni ritardati
-radiazioni βe γ immediata (9 MeV β + 7 MeV γ)
__________________________________
-200 MeV / fissione (di cui 165 ai frammenti)
Figura H2 – Schema di fissione
Gli elementi fissili, oltre a 235U, sono 233U e 239Pu: per ciascuno di
essi è sufficiente la presenza, in prossimità del nucleo, di un
neutrone termico (non esiste alcuna soglia di fissione).
I frammenti di fissione hanno masse diseguali, con un rapporto che
si aggira attorno ai 2/3 (ossia 95 e 139, dato da 89Sr, 90Sr, 106Ru e
131 137
140
I, Cs, Ba), mentre per En elevate, si ottengono curve con un
solo picco.
Inoltre nella fissione vengono prodotti in media 2.3 neutroni liberi.
H.4
PRODUZIONE DI NEUTRONI: SORGENTI RADIOATTIVE
Le sorgenti che sfruttano le reazioni (α,n), con α emettitore di elevata attività specifica, basso rateo di
emissione γ, lungo T ½, sono quelle più comunemente impiegate, e consistono di due componenti distinti:
emettitori
210
Po, 239Pu e 241Am
234
bersagli
9
Be, 7Li, 11B, 18O.
Nel caso si faccia ricorso a reazioni (γ,n), la presenza di un elevato campo fotonico può essere giustificata
dal vantaggio rappresentato dal poter utilizzare spettri energetici neutronici confinati in un intervallo più
ristretto di energia.
Esempio
Emettitore:
226
Ra
Bersaglio: Be
La sorgente standard utilizzate negli USA è data da
Ra – Be.
Per ciascuna di queste sorgenti è possibile ricavare
facilmente stime dell’energia media, del kerma
medio e del rapporto medio fluenza / kerma.
A fianco è riportato lo spettro di una sorgente di AmBe, tipica sorgente di neutroni che si ottiene
miscelando polvere di Am-241 (radioisotopo che
emette particelle alfa) con polvere di Berillio. I
neutroni emessi hanno uno spettro energetico che
si estende fino a circa 10 MeV, con un'energia
media di 4,5 MeV.
Figura H3 – Spettro energetico dei neutroni prodotti
da una sorgente Am-Be
235
INDICE ANALITICO
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