teza doctorat margareta cheresteş

UNIVERSITATEA DIN BUCUREŞTI

FACULTATEA DE FIZICĂ

Detectori de radiaţii

utilizaţi în dozimetria individuală

Teză de doctorat

Conducător Ştiinţific Doctorand

Prof. Dr. Livia Maria CONSTANTINESCU Margareta CHERESTEŞ

2010

CUPRINS INTRODUCERE ............................................................................................................................. 1

I. EXPUNEREA LA RADIAŢII IONIZANTE. EFECTELE IRADIERII ................................... 7

I.1. Tipuri şi surse de radiaţii. Caracterizarea câmpului de radiaţii. ................................................. 7

I.2. Calibrarea sistemelor dozimetrice utilizate în dozimetria individuală. Cerinţe şi reglementări

.................................................................................................................................................... 9

I.3. Efectele radiaţiilor ionizante asupra polimerilor ........................................................................ 9

I.3.1. Transformări chimice ale polimerilor induse prin iradiere. Reticularea şi degradarea ..... 10

I.3.1.1. Reticularea radioindusă ..................................................................................... 12

I.3.1.2. Degradarea radioindusă ..................................................................................... 12

I.3.2. Modificările proprietăţilor fizice ale polimerilor produse prin iradiere ............................ 13

I.3.2.1. Influenţa tipului de radiaţie ............................................................................... 14

I.3.2.2. Rezistenţa polimerilor la iradiere ...................................................................... 14

I.3.2.3. Variaţia transmitanţei optice ............................................................................. 15

I.3.2.4. Variaţia conductivităţii electrice ....................................................................... 16

I.4. Efectele radiaţiilor ionizante asupra organismului uman ......................................................... 16

I.4.1. Efectele biologice ale radiaţiilor ionizante ....................................................................... 17

I.4.1.1. Efecte deterministice ......................................................................................... 18

I.4.1.2. Efecte stocastice ................................................................................................ 18

I.4.2. Răspunsul celular la doze mici de radiaţii ....................................................................... 18

I.4.2.1. Efectul bystander. Implicaţiile efectului bystander în radioprotecţie ............... 20

I.4.2.2. Răspunsul adaptiv. Implicaţiile răspunsului adaptiv pentru sănătatea populaţiei

............................................................................................................................ 21

II. DETECTORI DE RADIAŢII UTILIZAŢI ÎN PREZENT PENTRU EVALUAREA

DOZELOR DE RADIAŢII ÎN DOZIMETRIA INDIVIDUALĂ ............................................. 23

II.1. Mărimi operaţionale utilizate în protecţia radiologică ............................................................. 23

II.1.1. Doza absorbită ............................................................................................................... 23

II.1.2. Doza echivalentă. Factori de ponderare pentru radiaţie ................................................ 23

II.1.3. Factori de ponderare tisulară şi doza efectivă ............................................................... 24

II.1.4. Mărimi ICRU pentru monitorizarea dozimetrică individuală ....................................... 25

II.2. Detectori de radiaţii utilizaţi în România pentru evaluarea dozelor înregistrate de personalul

expus profesional la radiaţii ionizante ..................................................................................... 26

II.2.1. Dozimetrul fotografic .................................................................................................... 26

II.2.1.1. Caracteristicile dozimetrului fotografic ............................................................ 26

II.2.1.2. Procesul fotografic şi developarea imaginii latente .......................................... 27

II.2.1.3. Densitatea optică de înnegrire. Curbe sensitometrice ....................................... 28

II.2.2. Dozimetrul termoluminescent ....................................................................................... 29

II.2.2.1. Caracteristicile dozimetrului termoluminescent ................................................ 30

II.2.2.2. Curbe de strălucire ............................................................................................ 31

II.3. Determinarea dozelor de radiaţii înregistrate de personalul expus profesional la radiaţii

ionizante cu ajutorul dozimetrului fotografic ....................................................................... 32

II.3.1. Studiul dependenţei răspunsului dozimetric de doza de iradiere. Curbe sensitometrice

........................................................................................................................................ 32

II.3.2. Studiul dependenţei răspunsului de energia medie de iradiere a dozimetrului ............. 35

II.3.3. Determinarea mărimilor de influenţă şi evaluarea preciziei determinărilor de doză

folosind dozimetrul fotografic ....................................................................................... 38

III. MONITORIZAREA DOZIMETRICĂ INDIVIDUALĂ A PERSONALULUI EXPUS

PROFESIONAL LA RADIAŢII IONIZANTE .......................................................................... 43

III.1. Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la radiaţii ionizante

............................................................................................................................................... 43

III.1.1. Date actuale. Legislaţie şi baze de date ......................................................................... 43

III.1.2. Sistemul de protecţie în expunerea profesională la radiaţii ........................................... 45

III.2. Noţiunea de doză mică .......................................................................................................... 46

III.2.1. Mărimi microdozimetrice. Conceptul de doză mică în radiobiologie ........................... 47

III.2.2. Epidemiologia radiaţiilor ionizante. Definiţia dozelor mici în epidemiologie .............. 49

III.3. Clasificare tipurilor de expunere la radiaţii a persoanelor .................................................... 50

III.3.1. Expunerea profesională ................................................................................................. 51

III.3.2. Expunerea medicală ...................................................................................................... 51

III.3.3. Expunerea populaţiei ..................................................................................................... 51

III.4. Limitele de doză în expunerea profesională la radiaţii ionizante ......................................... 52

III.5. Distribuţia numărului de persoane expuse profesional pe intervale de doză în domeniile

medicină şi industrie ............................................................................................................. 52

III.6. Doze colective anuale şi doze medii înregistrate de persoanele expuse profesional la radiaţii

ionizante ................................................................................................................................ 56

III.7. Analiza rezultatelor comparativ cu studiul European Studies of Occupational Radiation

Exposure (ESOREX) ............................................................................................................ 58

IV. TERMOLUMINESCENŢA ŞI APLICAŢIILE ÎN DOZIMETRIE ŞI RADIOPROTECŢIE

.......................................................................................................................................................... 60

IV.1. Fenomenul de termoluminescenţă ........................................................................................ 60

IV.1.1. Principiul metodei ......................................................................................................... 61

IV.1.2. Cinetica fenomenului de termoluminescenţă ................................................................ 61

IV.1.2.1. Cinetica de ordinul I. Ecuaţia Randall-Wilkins ................................................ 64

IV.1.2.2. Cinetica de ordinul II. Ecuaţia Garlick - Gibson ............................................... 66

IV.2. Evaluarea dozelor de radiaţii folosind dozimetrul termoluminescent .................................. 67

IV.2.1. Dependenţa răspunsului dozimetrului termoluminescent de doza de iradiere ............. 69

IV.2.2. Dependenţa răspunsului dozimetrului termoluminescent de viteza de încălzire ......... 71

IV.3. Evaluarea dozelor folosind dozimetrul termoluminescent comparativ cu dozimetrul

fotografic ............................................................................................................................... 72

IV.4. Analiza şi cuantificarea componentelor incertitudinii extinse pentru determinările efectuate

cu dozimetrul termoluminescent ........................................................................................... 74

V. DOZIMETRIA RETROSPECTIVĂ. RECONSTRUCŢIA DOZELOR FOLOSIND

TEHNICA DE TERMOLUMINESCENŢĂ ............................................................................... 77

V.1. Obiectivele şi scopul dozimetriei retrospective ...................................................................... 77

V.2. Dozimetria în caz de accident nuclear .................................................................................... 78

V.3. Dozimetria retrospectivă pentru evaluarea dozelor individuale ............................................. 79

V.3.1. Dentiţia umană .............................................................................................................. 81

V.3.2. Prepararea probelor de smalţ dentar .............................................................................. 81

V.3.3. Iradierea probelor şi măsurătorile de termoluminescenţă ............................................. 82

V.3.4. Calibrarea răspunsului în termeni de doză absorbită şi evaluarea dozelor pentru probele

preparate ............................................................................................................................ 84

V.3.5. Analiza incertitudinii de măsurare în evaluarea dozelor absorbite în smalţul dentar ... 87

CONCLUZII ........................................................................................................................................ 90

ANEXA A1 ........................................................................................................................................... 93

BIBLIOGRAFIE ............................................................................................................................... 110

Mulţumiri

De la înscriere şi până la susţinerea tezei au trecut 9 ani.

Au fost încercări şi drumuri care s-au închis,

dar au fost şi încercări care au condus la reuşite încurajatoare.

Pentru întreg sprijinul acordat pe parcursul acestor ani,

pentru că m-a susţinut în momentele în care lucrurile nu ieşeau aşa cum aş fi vrut....

pentru împărtăşirea bucuriei reuşitelor…

pentru sprijin şi încurajare….

pentru încrederea pe care mi-a acordat-o,

îi mulţumesc doamnei profesoare Livia Maria Constantinescu.

Multe alte persoane m-au sprijinit şi încurajat pe parcursul acestui drum lung.

Nu le voi nominaliza aici, sunt persoane dragi, de a căror prezenţă mă bucur zi de zi.

Mă consider norocoasă că le-am întâlnit.

Sper ca împreună să înţelegem ceea ce Noica a spus cândva:

„Omul nu este propriul lui prezent. El este propriul său viitor.”

Detectori de radiaţii utilizaţi în dozimetria individuală

1

INTRODUCERE

Lucrarea de faţă tratează problematica determinării dozelor mici de radiaţii, folosind

diverse tipuri de detectori şi se bazează pe rezultatele obţinute de autoare în cadrul Laboratorului

de Dozimetrie Individuală din cadrul companiei DOZIMED, laborator desemnat de Comisia

Naţională pentru Controlul Activităţilor Nucleare ca Organism Dozimetric Acreditat. Pentru

realizarea studiilor asociate acestei lucrări am beneficiat de colaborări cu laboratoare de calibrări

din cadrul Greek Atomic Energy Commission (GAEC) - Atena şi Nuclear&Vacuum Măgurele

precum şi cu Laboratorul de Optică şi Spectroscopie din cadrul Institutului Naţional de Cercetare

– Dezvoltare pentru Fizica Materialelor - Măgurele.

Determinarea cu acurateţe a dozelor mici de radiaţii este deosebit de importantă în

radioprotecţie deoarece la ora actuală una dintre direcţiile principale de cercetare în

radioprotecţie o constituie identificarea relaţiei doză-efect la doze mici de radiaţie. Întreaga

filosofie a radioprotecţiei se bazează pe teoria cu privire la modul în care reacţionează

organismul la iradiere. Cercetările ştiinţifice în domeniul dozelor mici trebuie să determine dacă

acestea reprezintă un risc pentru sănătate similar sau mai mare decât cel datorat produşilor

rezultaţi în urma proceselor oxidative normale. Pentru a putea fi validate teoriile care apar în

acest domeniu, este necesar să se poată efectua măsurători de doze cu acurateţe suficientă, ceea

ce în domeniul dozelor mici poate fi dificil.

Evaluarea dozelor de radiaţii rezultate fie ca urmare a expunerii profesionale la radiaţii,

fie ca urmare a expunerii medicale reprezintă o preocupare constantă atât în ţară cât şi în

străinătate. Determinările efectuate în acest scop se referă, în majoritatea cazurilor, la doze foarte

mici de radiaţii. De aceea, obiectivul principal al acestui studiu l-a constituit dezvoltarea şi

caracterizarea detectorilor de radiaţii care să asigure limite de detecţie suficient de mici. În

această lucrare au fost studiate caracteristicile şi performanţele dozimetrului fotografic şi

dozimetrului termoluminescent.

O parte însemnată a acestui studiu se referă la dozimetrele fotografice folosite în

monitorizarea dozimetrică de rutină. Acestea sunt dozimetrele cele mai utilizate în dozimetria

individuală, în principal datorită costurilor reduse.


2

Răspunsul dozimetrului fotografic depinde puternic de energia medie de iradiere, ceea ce

a impus necesitatea studiului răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere pentru un

interval larg de energii.

O primă contribuţie o constituie stabilirea dependenţei răspunsului dozimetric de energia

de iradiere în domeniul 40 keV – 1250 keV, avantaj substanţial faţă de metoda clasică de

caracterizare a răspunsului dozimetric doar la două energii (100keV şi 661keV). Am stabilit

curbele sensitometrice la energii în domeniul 40 keV - 200 keV (prin iradierea la generatori de

radiaţii X) şi curbele sensitometrice pentru energii în domeniul 500 keV - 1250 keV. Pentru

iradierea la surse gamma am folosit surse de Am-241, Cs-137, Co-60, deoarece acestea sunt

utilizate frecvent în activităţile din domeniul nuclear. Acest studiu a confirmat dependenţa

puternică a răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere şi a contribuit la îmbunătăţirea

preciziei determinărilor de doză.

O altă contribuţie o constituie analiza mărimilor de influenţă asupra răspunsului

dozimetric. Am determinat incertitudinea extinsă de măsură şi am constatat că această valoare

satisface cerinţele standardelor şi reglementărilor Agenţiei Internaţionale pentru Energie

Atomică (A.I.E.A.) şi Comisiei Internaţionale pentru Protecţie Radiologică (I.C.R.P.).

Rezultatele obţinute de autoare au fost publicate în revista „Optoelectronics and

Advanced Materials” (M. Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C.

Bârcă „Influence quantities of optical density for Agfa personal monitoring film used in personal

dosimetry”, Optoelectronics and Advanced Materials – Rapid Communications Vol. 4, No.6,

June 2010, p. 867-870).

Cu ajutorul dozimetrului fotografic au fost efectuate şi evaluări ale dozelor înregistrate de

pacienţi în timpul tratamentelor medicale radiologice, cu precădere în radiologia pediatrică.

Rezultatele au fost prezentate în lucrarea “Les doses en radiographie – mythes et realites (etude

avec des films dosimetriques), B. S. Olteanu, R. Vasilache, A. Tudoran, M. Cheresteş, lucrare ce

a obţinut Premiul Societăţii Române de Radiologie şi Imagistică Medicală din România,

decernat în cadrul celui de al 6-lea Congres Francofon de Imagistică Medicală al ţărilor Europei

Centrale şi Orientale, Iaşi, 2006.

Dozimetrul fotografic rămâne un sistem dozimetric cu care se pot obţine rezultate foarte

bune dacă sunt utilizaţi algoritmi de calcul pentru determinarea dozelor şi dacă sunt analizate şi

evaluate mărimile de influenţă care au efecte semnificative asupra rezultatelor.


3

Au fost sintetizate informaţiile rezultate din monitorizarea lunară a unui număr de

aproximativ 9.000 persoane expuse profesional la radiaţii ionizante. Rezultatele au fost obţinute

folosind dozimetrele fotografice şi sunt incluse în studiul european „European Study of

Occupational Radiation Exposure” (ESOREX – anexa A1), studiu ce a fost iniţiat în anul 1997

de către Comisia Europeană. Studiul ESOREX constă în analiza datelor obţinute în cadrul

programelor de monitorizare dozimetrică individuală derulate în cadrul laboratoarelor de

dozimetrie individuală din peste 30 state membre UE, în vederea armonizării sistemului de

protecţie radiologică în Europa. Analizând rezultatele studiului ESOREX comparativ cu

rezultatele monitorizării dozimetrice de rutină furnizate de laboratorul DOZIMED, am constatat

că dozele medii înregistrate de persoanele expuse profesional în ţările UE, pe domenii de

activitate (medicină, industrie, cercetare etc.), au valori comparabile, ceea ce reflectă faptul că nu

există diferenţe majore între ţările participante la acest studiu.

La ora actuală, în majoritatea ţărilor UE, pentru monitorizarea dozimetrică individuală

sunt folosite dozimetre termoluminescente, datorită avantajelor pe care acestea le prezintă

comparativ cu dozimetrul fotografic. În intenţia de a utiliza acest dozimetru în cadrul

laboratorului am studiat caracteristicile dozimetrice ale detectorilor pe bază de fluorură de litiu,

pentru aplicaţii în dozimetria individuală şi dozimetria clinică.

Contribuţiile autoarei sunt reprezentate de caracterizarea răspunsului termoluminescent în

funcţie de doza de iradiere şi de profilul timp-temperatură selectat precum şi analiza mărimilor

de influenţă (energia radiaţiei, unghiul de incidenţă a radiaţiei, fading-ul semnalului,

temperatura, erorile de calibrare şi variaţii ale fondului natural de radiaţii) asupra semnalului

termoluminescent. Studiile efectuate confirmă avantajele pe care acest tip de detector le are faţă

de dozimetrul fotografic. Limita de detecţie a dozimetrului termoluminescent este mult redusă

faţă de limita de detecţie a dozimetrului fotografic, ceea ce este extrem de important pentru

analizarea relaţiei doză – efect la doze mici de radiaţie.

Rezultatele obţinute au fost publicate în revista „Optoelectronics and Advanced

Materials” (M. Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C.A. Toma, A.

Leordeanu, „New personal dosimetry services in Romania for mixed fields gamma-neutrons

using 6LiF:Mg, Ti – 7LiF:Mg, Ti pairs detectors", Optoelectronics and Advanced Materials –

Rapid Communications).


4

A fost realizată şi o analiză comparativă a rezultatelor obţinute folosind dozimetrul

fotografic şi dozimetrul termoluminescent în domeniul dozimetriei clinice (în cazul

radioterapiei), pentru determinarea dozelor înregistrate de pacienţi. Rezultatele obţinute sunt

prezentate în articolul „Thermoluminescent dosimeters used in a radiography exam of a patient”

trimis spre publicare în Romanian Reports in Physics.

O altă aplicaţie importantă a termoluminescenţei o constituie dozimetria retrospectivă,

care constă în evaluarea retrospectivă a expunerilor la radiaţii ionizante. Evaluarea retrospectivă

a expunerilor individuale la radiaţii oferă informaţii importante pentru evaluarea efectelor

biologice ale radiaţiilor asupra stării de sănătate a persoanelor. În prezent, pentru reconstrucţia

dozelor de iradiere individuale este folosită metoda de rezonanţă paramagnetică electronică

(EPR) asupra pulberii de smalţ dentar. Smalţul dentar conţine aproape exclusiv hidroxiapatită

minerală, care prezintă o mare sensibilitate în ceea ce priveşte radiaţia ionizantă.

Dozimetria retrospectivă prin metoda termoluminescentă poate fi o alternativă interesantă

la metoda prin rezonanţă paramagnetică electronică, de aceea, pentru prima oară în ţara noastră a

fost iniţiat un studiu privind evaluarea retrospectivă a expunerilor individuale la radiaţii ionizante

folosind tehnica de termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar. Folosind tehnica de

termoluminescenţă, cantitatea de smalţ dentar necesară este considerabil mai mică (doar câteva

mg) faţă de metoda EPR (zeci de mg), cantitate ce ar putea fi extrasă nedureros de la pacienţi,

chiar fără a fi nevoie de extragerea dinţilor.

Contribuţiile autoarei sunt constituite de stabilirea dependenţei semnalului

termoluminescent al smalţului dentar de dozele de iradiere. Deoarece dozele nu pot fi evaluate pe

baza unor curbe de calibrare stabilite anterior, s-a folosit o procedură de auto-calibrare, care a

constat în iradierea smalţului la doze cunoscute şi am stabilit dependenţa semnalului

termoluminescent în funcţie de doza de iradiere. Valoarea la care graficul intersectează axa Ox

reprezintă doza iniţială a dintelui pentru care s-a realizat evaluarea retrospectivă a dozei.

Investigaţiile efectuate au demonstrat fezabilitatea metodei de termoluminescenţă pe

smalţ dentar pentru dozimetria retrospectivă, în domeniul dozelor absorbite de până la 200 mGy.

Rezultatele obţinute au fost prezentate în cadrul Conferinţei Internaţionale „Individual

Monitoring 2010” şi publicate în revista „Radiation Measurements” (E.C. Secu, M.Cheresteş,

M. Secu, C. Cherestes, V. Paraschiva, C. Barca “Retrospective dosimetry assesment using


5

termoluminiscence of tooth enamel”, Elsevier Editorial System(tm) for Radiation Measurements,

accepted for publication, October 2010).

Lucrarea de faţă este structurată în cinci capitole.

Primul capitol, intitulat „Expunerea la radiaţii ionizante. Efectele iradierii” este dedicat

caracterizării câmpului de radiaţii şi a efectelor care apar ca urmare a expunerii la radiaţii, atât

asupra materialelor polimere cât şi asupra organismului uman. Sunt prezentate modificările

induse de radiaţii în ansamblul proprietăţilor fizico-chimice ale materialelor polimere şi efectele

radiaţiilor ionizante asupra organismului uman. Sunt prezentate rezultatele cercetărilor actuale

legate de înţelegerea răspunsului celular la doze mici de radiaţie, cu prezentarea efectului

bystander şi a răspunsului adaptiv.

Capitolul II, intitulat „Detectori de radiaţii utilizaţi în prezent pentru evaluarea dozelor

de radiaţii în dozimetria individuală” prezintă caracteristicile dozimetrului fotografic utilizat

pentru determinarea dozelor înregistrate de personalul expus profesional la radiaţii ionizante.

Sunt prezentate dependenţele răspunsului dozimetrului fotografic de doza de radiaţii, de energie

şi de unghiul de incidenţă a radiaţiei. Analiza incertitudinii extinse de măsură asociate

rezultatelor a luat în consideraţie influenţele datorate energiei, unghiului de incidenţă al radiaţiei

şi a temperaturii mediului ambiant asupra răspunsului dozimetric.

În capitolul III, intitulat „Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus

profesional la radiaţii ionizante” au fost sintetizate informaţiile rezultate din monitorizarea

lunară a unui număr de aprox. 9.000 persoane expuse profesional la radiaţii ionizante. A fost

prezentată distribuţia numărului de persoane expuse profesional pe domenii de activitate şi pe

intervale de doză şi a fost realizată o analiză comparativă între rezultatele studiului ESOREX şi

rezultatele monitorizării dozimetrice de rutină furnizate de laboratorul DOZIMED.

Capitolul IV, intitulat „Termoluminescenţa şi aplicaţiile în dozimetrie şi radioprotecţie”

prezintă studiile efectuate pentru caracterizarea dozimetrului termoluminescent. Au fost studiate

dependenţa semnalului termoluminescent de doza de iradiere şi de profilul timp-temperatură

selectat pentru înregistrarea acestuia. A fost realizată şi o analiză comparativă a rezultatelor

obţinute folosind dozimetrul fotografic şi dozimetrul termoluminescent pentru determinarea

dozelor de radiaţii. Au fost de asemenea analizate şi cuantificate componentele incertitudinii

extinse folosind dozimetrul termoluminescent.


6

În capitolul V, intitulat „Dozimetria retrospectivă. Reconstrucţia dozelor folosind tehnica

de termoluminescenţă” sunt prezentate rezultatele obţinute folosind tehnica de

termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar. Au fost analizate probe provenind de la

persoane cu vârste cuprinse între 18 şi 67 ani, pentru evaluarea dozelor individuale înregistrate

de acestea pe parcursul vieţii. Au fost stabilite proceduri de auto-calibrare şi a fost determinată

dependenţa semnalului termoluminescent de doza de iradiere. Au fost identificate şi prezentate

sursele de erori necesar a fi analizate pentru îmbunătăţirea în viitor a acestei metode.

Cercetările efectuate în prezenta teză de doctorat au condus la implementarea unor

metodologii noi de lucru în activitatea laboratorului de dozimetrie, care au contribuit la

îmbunătăţirea determinărilor de doză. Aceste metodologii au fost verificate în cadrul

programelor de intercomparare organizate în anii 2008 şi 2010 de European Radiation Dosimetry

Group (EURADOS). Cercetările efectuate în domeniul dozimetriei termoluminescente au stat la

baza obţinerii desemnării laboratorului de dozimetrie ca Organism Dozimetric Acreditat şi

pentru metoda termoluminescentă.

În domeniul dozimetriei retrospective, cercetările efectuate au constituit obiectul

contractului de cercetare nr. 2292/21.08.2010 încheiat între Institutul Naţional de Cercetare –

Dezvoltare pentru Fizica Materialelor - Măgurele şi DOZIMED, contract finanţat de compania

DOZIMED.


7

I. EXPUNEREA LA RADIAŢII IONIZANTE. EFECTELE IRADIERII

I.1. Tipuri şi surse de radiaţii. Caracterizarea câmpului de radiaţii.

Radiaţiile reprezintă fenomenele fizice prin care este transmisă energie dintr-o regiune

a spaţiului în alta. Cuantele câmpului electromagnetic sunt fotonii, particule cu masa de repaus

nulă, fără sarcină electrică şi care se propagă cu viteza luminii în vid. Radiaţiile X şi gamma

sunt radiaţii electromagnetice penetrante şi se află la limita superioară a spectrului de energie.

Ele au proprietatea de a produce, prin interacţie cu atomii substanţei străbătute (iradiate),

fenomenul de ionizare. Radiaţiile X cu o energie mai mică de 100 keV sunt puternic absorbite

de substanţă, în timp ce radiaţiile X dure (energie mai mare de 200 keV) şi radiaţiile gamma

pot să străbată grosimi considerabile din substanţă, absorbţia în cazul acestora fiind mult mai

mică.

Radiaţia reprezintă un fascicul de particule în mişcare, deci trebuie făcută distincţia

între particule cu masa de repaus nulă şi particule cu masa de repaus diferită de zero. Prima

categorie de particule cuprinde radiaţiile gamma, radiaţiile Roentgen (radiaţiile X caracteristice

şi radiaţiile X de frânare) şi constituie radiaţiile electromagnetice (fotonice). Cea de a doua

categorie poartă numele de radiaţii corpusculare şi cuprinde radiaţiile alfa, deuteronii, protonii,

neutronii, radiaţiile beta etc.

Radiaţiile ionizante sunt radiaţii electromagnetice penetrante care produc, prin

interacţiune cu atomii substanţei iradiate, fenomenul de ionizare. Radiaţiile Roentgen se

clasifică în radiaţii de frânare şi radiaţii caracteristice. Radiaţiile de frânare provin din interacţia

electronilor de energie mare cu nucleele. Spectrul de energie al radiaţiei de frânare este un

spectru continuu, care cuprinde fotoni de toate energiile până la o limită maximă egală cu

energia fotonilor iniţiali, în timp ce radiaţiile caracteristice au un spectru compus dintr-un

număr finit de energii, tipice configuraţiei electronice a atomului sursă. Radiaţiile gamma sunt

generate de dezexcitarea nucleelor excitate. Fiecare nuclid are un spectru de linii caracteristice.

Radiaţiile alfa, fiind nuclee de heliu, au masă de repaus mare, ceea ce le permite să se

deplaseze rectiliniu. Din acest motiv, parcursul lor este mic. În funcţie de energie, parcursul în

aer al radiaţiilor alfa este cuprins între 2 şi 10 cm.

Radiaţiile beta sunt compuse din particule cu sarcină electrică pozitivă sau negativă

(electroni sau pozitroni). Din cauza spectrului energetic continuu, radiaţiile beta au un parcurs

care variază în limite foarte largi, parcursul lor în aer fiind de la câţiva milimetri până la câţiva

metri şi chiar zeci de metri.


8

Neutronii sunt particule fără sarcină electrică, cu masa de repaus egală cu cea a

protonilor (nuclee de hidrogen), mai mică de patru ori decât a particulelor alfa şi de aproape

2000 ori mai mare decât a particulelor beta. Neavând sarcină electrică, au un parcurs mare. În

aer, neutronii pot parcurge distanţe de până la câteva sute de metri. La trecerea printr-un mediu,

neutronii interacţionează cu nucleele atomilor şi produc o ionizare specifică mai mare datorită

nucleelor de recul create la străbaterea materialului. Neutronii sunt încetiniţi în materiale

uşoare (parafină, apă, apă grea) şi sunt absorbiţi de bor şi cadmiu. Energiile cu care sunt emişi

neutronii de către sursele curent utilizate variază între 0,1 MeV şi 13 MeV. După energia lor,

aceştia se grupează în:

- neutronii termici, care au viteza relativ egală cu viteza de agitaţie termică a

atomilor de hidrogen la temperatura camerei (energia aprox. 0,025 eV)

- neutronii de rezonanţă (energia cuprinsă între 0,44 eV şi 1000 eV)

- neutronii cu energii intermediare (energia cuprinsă între 1 keV şi 500 keV)

- neutronii rapizi (energia cuprinsă între 0,5 MeV şi 10 MeV)

Câmpul de radiaţii reprezintă regiunea din vid sau substanţă străbătută de radiaţii şi este

caracterizat de o serie de mărimi scalare şi vectoriale. O caracterizare completă a câmpului de

radiaţii necesită specificarea: naturii particulelor (fotoni, electroni etc.), a distribuţiei spaţiale a

particulelor, a energiei particulelor, a direcţiei particulelor, fapt pentru care se face distincţia

între mărimile bazate pe numărul de particule şi mărimile bazate pe energia particulelor.

Mărimile bazate pe numărul de particule sunt:

• Fluxul de particule, mărime ce reprezintă variaţia numărului de particule emise sau

transmise în intervalul de timp dt.

• Fluenţa particulelor este raportul dintre numărul de particule care traversează în orice

direcţie o sferă cu aria secţiunii diametrale a∂ , fiecare particulă având traiectoria

normală la o secţiune diametrală.

• Radianţa particulelor reprezintă debitul fluenţei particulelor care se propagă în

elementul de unghi Ω∂ în jurul direcţiei specificate de versorul .

Mărimile bazate pe energia particulelor sunt: fluxul de energie, fluenţa energiei,

radianţa energiei, unde energia radiantă totală reprezintă energia celor N particule emise sau

primite.

Ω


9

I.2. Calibrarea sistemelor dozimetrice utilizate în dozimetria individuală. Cerinţe şi

reglementări.

Aparatele destinate măsurării mărimilor dozimetrice (numite dozimetre) sunt compuse

din detectorul de radiaţii şi o aparatură asociată. Detectorul de radiaţii transformă mărimea

dozimetrică de intrare într-o mărime de ieşire, numită mărime de răspuns (sau răspunsul

dozimetrului). Metodele dozimetrice utilizate (metoda fotografică şi metoda

termoluminescentă) sunt metode relative ceea ce înseamnă că ele se bazează pe procesul de

calibrare în raport cu o metodă absolută sau faţă de un standard secundar, verificat la rândul

său faţă de un standard primar.

Pentru calibrarea sistemelor dozimetrice folosite în această lucrare şi determinarea

dependenţei de doză a răspunsului dozimetric am lucrat în condiţiile cerute de standardele şi

reglementările în vigoare [48] şi anume:

- Au fost utilizate numai surse izotopice punctuale, monoenergetice (Cs-137, Am-

241, Co-60) şi generatori de radiaţii X, cu filtrare astfel încât să se asigure un

spectru ISO-Narrow

- Iradierile au fost efectuate pe phantom de iradiere din polimetilmetacrilat (PMMA

- material echivalent ţesut), cu dimensiuni 30x30x15 cm3

- Câmpul de radiaţie a fost centrat perpendicular pe faţa de intrare a phantom-ului iar

phantom-ul a fost situat în interiorul unghiului solid al fasciculului de radiaţii.

umplut cu apă (simulare

torace uman).

I.3. Efectele radiaţiilor ionizante asupra polimerilor

Sub acţiunea radiaţiilor ionizante, polimerii suferă profunde transformări chimice şi

structurale, se modifică compoziţia lor chimică, structura şi toate proprietăţile fizico-chimice şi

mecanice [1]. Iradierea poate afecta însuşirile materialelor atât în mod negativ, caz în care

vorbim despre o distrugere prin iradiere, cât şi pozitiv, ceea ce conduce la o îmbunătăţire a

unor proprietăţi. În literatura de specialitate sunt citate mai multe exemple, atât într-un caz cât

şi în celălalt [2, 3].

Acţiunea distructivă a radiaţiilor devine importantă numai dacă energia lor este

comparabilă cu energia de legătură a elementelor care constituie moleculele materialului

iradiat. Acest lucru se realizează numai în cazul radiaţiilor de energie mare şi în cazul

radiaţiilor solare. Atenţia cercetătorilor a fost îndreptată cu precădere spre evaluarea efectelor

competiţiei dintre reticulare şi degradare, modificările radioinduse fiind analizate prin:

calcularea parametrilor cinetici ai procesului, determinarea randamentelor radiochimice de


10

formare a produşilor de degradare şi evaluarea proprietăţilor mecanice, electrice şi termice ale

polimerilor respectivi [4].

I.3.1. Transformări chimice ale polimerilor induse prin iradiere.

Reticularea şi degradarea

Transformările chimice ale polimerilor dau posibilitatea să se creeze tipuri noi de

polimeri şi să se modifice într-un diapazon larg proprietăţile şi domeniile de utilizare ale

acestora. Polimerii prezintă în reacţiile chimice o serie de particularităţi care rezultă din locul

pe care grupele funcţionale îl ocupă în macromoleculă, de participarea parţială sau totală a

macromoleculei la reacţie şi din felul reacţiilor la care dau naştere grupele funcţionale [1, 5].

Cea mai mică particulă independentă care intră în reacţiile chimice este unitatea structurală şi

nu macromolecula în ansamblul ei.

Reacţiile macromoleculare sunt reacţiile unităţilor structurale cu alte unităţi structurale

ale uneia sau mai multor macromolecule. Ele duc întotdeauna la modificarea gradului de

polimerizare, iar uneori şi a structurii catenei principale a polimerului. Din această categorie de

reacţii fac parte reacţiile intermoleculare, în urma cărora se formează structuri spaţiale

(reticulare) însoţite de creşterea masei moleculare a polimerului şi reacţiile de degradare a

polimerului, însoţite de micşorarea masei moleculare. La iradierea polimerilor apar

concomitent procese de degradare şi procese de reticulare (formarea de structuri spaţiale) iar

raportul vitezelor acestor procese depinde atât de mult de structura chimică a polimerilor, încât

unii polimeri sunt supuşi complet degradării sub influenţa radiaţiilor ionizante, în timp ce în

alţi polimeri predomină procesele de reticulare. Sub acţiunea radiaţiilor, în cazul reticulării,

masa moleculară a polimerului creşte constant cu doza, apar lanţuri ramificate şi se formează o

reţea tridimensională, fiecare lanţ polimer fiind legat la un alt lanţ. În cazul degradării

polimerului, degradarea datorată iradierii este un proces în care au loc sciziuni întâmplătoare

ale lanţului polimeric. Masa moleculară descreşte constant cu doza radiaţiei, până la un produs

final cu o masă moleculară mică.

După cum se observă în tabelul I.1, sub acţiunea radiaţiilor ionizante, polimerii care

conţin atomi de carbon secundar sau terţiar sunt supuşi unor procese de reticulare în timp ce

polimerii care conţin atomi de carbon cuaternari sunt supuşi în special degradării.


11

Tabel I.1. Reticularea şi degradarea la polimerii supuşi iradierii Polimeri care reticulează Polimeri care sunt supuşi degradării

Polietilena

... ― CH2 ― CH2

―...

Polipropilena

... ― CH2 |

― CH ―...

CH

Poliizobutilena

3

CH |

3

... ― CH2 |

― C ― ...

CH

3

Polistirenul

... ― CH2

| ― C ― ...

C6H

5

Poli-α-metilstirenul

CH |

3

... ― CH2 |

― C ― ...

C6H

5

Poliacrilaţii

... ― CH2 |

― CH ― ...

COOR

Polimetacrilaţii

CH |

3

... ― CH2 |

― C ― ...

COOR

Policlorura de vinil

... ― CH2 |

― CH ― ...

Cl

Policlorura de viniliden

CH |

3

― CH2 |

― C ―

Cl

Sub acţiunea radiaţiilor ionizante, macromoleculele polimerilor pot suferi procese de

scindare a lanţului macromolecular, cu formare de radicali liberi şi ruperea legăturilor C-C sau

C-H. În acest caz, se formează radicali puţin mobili şi radicali mobili precum: H*, CH3*, C2

H5*, C3 H7

*, C4 H9*

Efectele iradierii depind de condiţiile de mediu în care a avut loc iradierea [6, 7, 8]. Prin

iradiere sunt produse diferite specii de radicali liberi. În funcţie de stabilitatea acestor specii,

pot apărea diverse reacţii în lanţul polimer:

etc., care rupând un atom de hidrogen de la macromoleculă, se

îndepărtează din sfera de reacţie sub formă de produşi volatili.

- Radicalul liber poate sa rămână ca specie stabilă în matricea polimeră. Într-un mediu

inert, aceste specii pot exista pentru o perioadă îndelungată de timp.


12

- Radicalul liber iniţiază o reacţie cu un alt radical, reacţie ce poate conduce atât la

formarea de structuri spaţiale cât şi la degradarea structurii.

- În prezenţa oxigenului, radicalii vor forma peroxizi sau hidroperoxizi. Oxigenul va

conduce inevitabil la o creştere a proceselor de sciziune a lanţurilor polimere.

Aceste modificări se manifestă prin schimbarea proprietăţilor materialului iradiat [9].

Degradarea determină pierderea unor proprietăţi iar reticularea conduce la îmbunătăţirea

acestor proprietăţi. Procesele care au loc la iradierea polimerilor pot fi clasificate în funcţie de

timpul scurs de la începerea iradierii, în procese primare (10-18 ÷ 10-3 s) şi procese secundare (t

>10-3

Polimerii care formează uşor structuri spaţiale în absenţa oxigenului, în prezenţa

acestuia sunt supuşi unei degradări cu degajare de produse volatile.

s).

I.3.1.1. Reticularea radioindusă

Reticularea radioindusă (radiochimică) se realizează prin iradierea polimerului cu

radiaţii X şi gamma, în cadrul acestui proces formându-se radicali de viaţă scurtă care unesc

lanţurile macromoleculare prin legături transversale, cu formarea hidrogenului ca produs

secundar. Formarea legăturilor transversale între lanţuri are loc cu preponderenţă în zona

amorfă a polimerului. Reticularea apărută în urma iradierii materialelor polimere îşi găseşte în

general aplicabilitate în obţinerea de materiale cu proprietăţi noi. Stabilirea condiţiilor de

obţinere, determinarea produşilor de reacţie, măsurarea randamentelor sau evaluarea variaţiilor

proprietăţilor fizico-chimice, presupun identificarea reacţiilor apărute în urma acţiunii

radiaţiilor, studierea cineticii lor şi caracterizarea stărilor intermediare şi finale prin efectuarea

de experimente edificatoare în acest sens.

Energia radiaţiilor X şi gamma este suficient de mare pentru a desface legăturile O-O,

C-C, C-O, C-H etc. Prin scindarea macromoleculelor se formează radicali liberi care

interacţionează între ei şi formează punţi de legătură între lanţurile macromoleculare,

contribuind astfel la reticularea polimerului şi deci la modificarea proprietăţilor mecanice şi

termice ale acestuia. Structura chimică a polimerului determină tipul de modificări induse prin

iradiere [10, 11].

I.3.1.2. Degradarea radioindusă

Efectul proceselor de degradare constă în pierderea anumitor proprietăţi fizico-

mecanice şi chimice, modificarea culorii şi uneori apariţia unor fisuri în materialul polimer.

Polimerii se comportă diferit la acţiunea factorilor destructivi. Această diferenţiere se datorează


13

dependenţei proceselor de degradare de compoziţia chimică, de microstructură, de energia

legăturilor chimice şi de masa moleculară a polimerului.

Iradierea aduce modificări importante în proprietăţile polimerilor atunci când are loc în

prezenţa oxigenului [12, 13]. Oxidarea este un proces particular şi complex, datorită varietăţii

grupelor funcţionale din catena polimeră care pot interacţiona cu oxigenul din mediu. Reacţiile

de oxidare conduc la modificarea lentă a structurii iniţiale a polimerului şi la alterarea

proprietăţilor acestuia. Prin radiooxidarea polimerului iau naştere specii chimice cu masă

moleculară mică care modifică proprietăţile fizico-chimice şi electrice ale materialului precum

şi mirosul acestuia. S-a constatat că şi după încetarea iradierii, oxidarea continuă accelerat,

deoarece radicalii liberi formaţi prin iradiere reacţionează cu oxigenul din mediu [10].

Reacţia oxigenului cu radicalii liberi contribuie la creşterea randamentului reacţiilor de

scindare a lanţului macromolecular. În acelaşi timp însă, prezenţa oxigenului contribuie la

formarea legăturilor transversale –C–O–O–H– între lanţurile macromoleculare, dar aceste

legături nu sunt stabile din punct de vedere termic. Din această cauză, rezistenţa la iradiere a

polimerilor este cu mult mai mică atunci când iradierea are loc în prezenţa oxigenului.

I.3.2. Modificările proprietăţilor fizice ale polimerilor produse prin iradiere

Proprietăţilor fizice ale polimerilor sunt modificate semnificativ în urma iradierii.

Aceste modificări se datorează energiei cedate de fotonii incidenţi către constituenţii

elementari ai materialului iradiat. Energia cedată se disipă treptat în material, răspândindu-se

spaţial şi fiind transferată de la un purtător la altul: de la fotoni la electroni, de la aceştia la

atomi, molecule şi în întreaga structură. Acest surplus de energie conduce la apariţia, prin

transformări chimice şi fizice iniţiate de iradiere, a unor specii chimic active precum şi la

modificări sau defecte în zona cristalină, defecte care devin centre active pentru alte

transformări şi conduc la schimbări ale proprietăţilor acestor corpuri.

Pentru a folosi materialele polimere ca detectori de radiaţii trebuie identificate şi

analizate doar modificările măsurabile ale proprietăţilor electrice şi ale proprietăţilor optice ale

acestora [14]. În cazul proprietăţilor electrice ale materialelor polimere este vorba de

modificarea conductivităţii electrice în semiconductori sau în materiale izolante, modificare

tranzitorie sau permanentă, pusă în evidenţă prin variaţia sau apariţia unui curent electric la

aplicarea unei diferenţe de potenţial. În cea de a doua categorie, a proprietăţilor optice, gama de

fenomene care apar este mai bogată. Este vorba în general de modificarea proprietăţilor de

emisie sau de absorbţie a luminii. Emisia luminii de către un corp se poate face prin două tipuri

de procese: incandescenţă şi luminescenţă. Prin incandescenţă se înţelege emisia luminii cu un


14

spectru specific temperaturii, de către un corp puternic încălzit. Toate celelalte procese de

emisie a luminii, care au loc prin excitarea prin alte moduri ale atomilor, poartă numele de

luminescenţă. Pe de alt parte, apariţia de noi nivele excitate modifică spectrul de absorbţie a

luminii, ceea ce conduce la o colorare a materialului polimer.

Proprietăţile mecanice şi termice ale polimerilor sunt modificate datorită proceselor de

reticulare şi degradare, iar proprietăţile dielectrice ale materialelor polimere cunosc schimbări

datorită ionilor şi electronilor liberi apăruţi în urma iradierii. Acţiunea radiaţiilor determină şi

variaţii ale procentului de cristalinitate, apariţia unor cavităţi (ca urmare a degajării gazelor),

schimbarea culorii, formarea de sarcini spaţiale etc.

Modificarea proprietăţilor depinde de natura şi structura materialelor polimere, de doza

de radiaţii absorbită, de durata de iradiere, de temperatura şi caracteristicile mediului ambiant.

S-a constatat că mecanismul de degradare se intensifică odată cu creşterea temperaturii şi în

prezenţa oxigenului, proprietăţile mecanice modificându-se mult mai lent decât proprietăţile

dielectrice, care depind mai mult de durata de iradiere decât de doza de radiaţie absorbită [15,

16].

I.3.2.1. Influenţa tipului de radiaţie

În literatură se regăsesc numeroase studii referitoare la efectele iradierii în polimeri,

radiaţiile folosite în acest scop fiind de diferite tipuri (radiaţii X şi gamma, radiaţii alfa, beta şi

neutroni) [2]. Rezultatele experimentale conduc la concluzia că modificările proprietăţilor

polimerilor sunt direct proporţionale cu doza de iradiere, indiferent de tipul de radiaţie folosit

[17, 18].

I.3.2.2. Rezistenţa polimerilor la iradiere

Polimerii cei mai rezistenţi la efectele iradierii sunt aceia care conţin substituenţi

aromatici [3]. Elastomerii fac parte din polimerii foarte sensibili la iradiere, cei mai mulţi

dintre aceştia pierzându-şi proprietăţile elastice la doze mari, de peste 106

În atmosferă de oxigen, efectul dozei de iradiere este accentuat datorită corelării cu

efectul degradării oxidative. Radicalii liberi produşi de radiaţia ionizantă interacţionează

ulterior cu oxigenul din mediul ambiant, efectele fiind corelate.

Gy.

Încercările efectuate pentru a îmbunătăţi rezistenţa polimerilor la iradiere au arătat că

cei mai eficienţi agenţi protectori sunt anti-oxidanţii, care împiedică degradarea oxidativă. Se

presupune de asemenea faptul că radicalul liber are un efect impurificator, acţionând ca o


15

„capcană de energie” în detrimentul proceselor de transfer de energie. Cei mai activi în această

privinţă par a fi compuşii aromatici condensaţi [2].

I.3.2.3. Variaţia transmitanţei optice

Modificările de culoare apărute în urma iradierii unor materiale, evidente şi cu ochiul

liber, se datorează variaţiei transmitanţei optice, fie pe ansamblul spectrului vizibil (opacifiere),

fie numai pentru anumite benzi spectrale (colorare, decolorare).

Variaţiile de transmitanţă optică apar ca urmare a unor fenomene chimice care au ca

rezultat modificarea gradului de polimerizare. Din punctul de vedere al dozimetriei radiaţiilor

ionizante, sunt studiate efectele macroscopice măsurabile precum şi dependenţa acestor efecte

de condiţiile de iradiere şi de compoziţia materialului.

Schimbările măsurabile în polimeri necesită doze mari, de ordinul 102 ÷ 106

Materialele polimere transparente au avantajul important de a fi, în mare măsură,

echivalente cu ţesutul. Cel mai folosit este polimetilmetacrilatul, care se produce într-un

sortiment special purificat pentru scop dozimetric, dar se foloseşte şi policlorura de vinil,

polietilentereftalatul sub forma unor pelicule foarte subţiri, de câţiva micrometri. Materialele

colorate prezintă o varietate şi mai mare. Ele constau într-o substanţă chimică din clasa

coloranţilor, înglobată într-o matrice polimeră. De o mare eficienţă în practică sunt

indicatoarele de prag care se pot aplica, sub formă de pelicule pe ambalajele iradiate, ca nişte

etichete. Atingerea unei anumite nuanţe de culoare, apreciată vizual, indică acumularea dozei

necesare [19].

Gy.

Modificările suferite de polimeri cu cea mai mare aplicabilitate în dozimetrie implică

schimbarea culorii care depinde de următorii factori: temperatură, prezenţa oxigenului,

concentraţia şi natura aditivilor. Numeroase materiale polimere conţin uniform dispersaţi

coloranţi sensibili la radiaţii, pentru vizualizarea distribuţiei dozelor. Modificările induse prin

iradiere sunt metastabile, manifestându-se totuşi o anumită cinetică a proprietăţilor măsurabile,

printr-o creştere sau acumulare iniţială urmată de o regresie. Regresia este influenţată de

temperatură, de iradierea cu componenta ultravioletă a luminii solare şi de oxidarea în

atmosferă. Prin natura fenomenelor, metodele dozimetrice bazate pe variaţia transmitanţei

optice sunt metode integratoare, rezultatul măsurabil corelându-se deci prin calibrare cu doza

absorbită.


16

I.3.2.4. Variaţia conductivităţii electrice

Modificarea conductivităţii electrice a materialelor este o categorie de fenomene induse

prin iradiere care, alături de modificarea proprietăţilor optice, a fost studiată în vederea

utilizării în dozimetrie. Din punctul de vedere al conductivităţii, solidele se clasifică în: metale,

semiconductori şi dielectrici. În cazul materialelor izolatoare, lărgimea benzii interzise este

mare, Eg > 10 eV, ceea ce face extrem de improbabilă trecerea electronilor din banda de

valenţă în banda de conducţie. În cazul semiconductorilor, banda interzisă este de lărgime

relativ mică, Eg

În cazul materialelor polimere, conductivitatea electrică creşte marcant prin iradiere,

adesea cu câteva ordine de mărime. Acest efect a fost observat iniţial în polistiren iar după

aceea a fost studiat în polimeri precum: polietilena, polimetacrilatul de metil, policlorura de

vinil, policlorura de viniliden, politetrafluoretilena.

> 3 eV, astfel încât trecerea electronilor din banda de valenţă în banda de

conducţie poate avea loc sub influenţa diferiţilor agenţi purtători de energie, printre care în

primul rând mişcarea de agitaţie termică a moleculelor.

În urma iradierii acestor materiale polimere s-a constatat că intensitatea curentului

creşte proporţional cu doza de iradiere [19, 20].

I.4. Efectele radiaţiilor ionizante asupra organismului uman

La interacţiunea radiaţiilor ionizante cu substanţa vie au loc aceleaşi procese ca şi la

interacţiunea cu materia fără viaţă; ceea ce le diferenţiază, însă, sunt efectele finale la care

conduc aceste interacţiuni. În urma acţiunii radiaţiilor asupra organismului sunt lezate

macromolecule de importanţă vitală (proteine, acizi nucleici), care suferă transformări datorită

ionizării sau excitării. Deoarece mediul principal în care se desfăşoară aceste procese biologice

este apa, efectele apar ca rezultat al ionizării acesteia.

Când materia vie este supusă unei iradieri astfel încât solicitările pentru organism nu

depăşesc cu mult condiţiile fiziologice normale, acţiunea radiaţiilor are doar un efect

funcţional. În acest caz, radiaţiile au un efect pozitiv pentru cazurile în care metabolismul este

dereglat, situaţie în care iradierea conduce la o activare şi o stimulare temporară a

metabolismului, având ca rezultat o reglare metabolică [21].

Dacă însă prin iradiere sunt depăşite limitele funcţionale normale ale organismului,

atunci are loc o dereglare a metabolismului care poate conduce la moartea celulelor, ţesuturilor

sau chiar a organismului, ca urmare a descompunerii sau distrugerii unor molecule organice

componente. Mecanismul se explică prin faptul că radiaţiile modifică legăturile

macromoleculare sau conduc la descompuneri ale macromoleculelor şi astfel este prejudiciat


17

echilibrul substanţelor biologice complexe. În afara modificărilor comune produse de radiaţii

(ionizare, perturbarea proceselor fizico-chimice) sunt produse modificări specifice la nivelul

fiecărui ţesut, organ, sistem, în raport cu structura şi rolul fiziologic în organism. Spre

exemplu, s-a constatat experimental că ţesuturile deficitare sau lipsite de oxigen au o

radiosensibilitate de 2-3 ori mai scăzută decât ţesuturile oxigenate normal [22]. Intensitatea

efectelor biologice depinde de radiosensibilitatea fiecărui organ în parte şi de doza de radiaţii

primită. Este de remarcat faptul că radiosensibilitatea ţesuturilor nu este dependentă numai de

natura şi structura lor, ci şi de caracteristicile ţesuturilor învecinate [23].

La iradierea organismului, efectul produs asupra sistemului nervos este considerat de o

importanţă primordială. Acţiunea radiaţiilor asupra sistemului nervos central conduce la

modificări ale activităţii de reglare neurohormonală, ceea ce conduce la tulburări funcţionale

biochimice şi biologice în întreg organismul.

Nu s-a stabilit încă o teorie generală care să lămurească toate aspectele şi modurile de

manifestare a efectelor biologice, datorită cunoaşterii insuficiente a mecanismului intim de

acţiune a radiaţiilor. Variatele ipoteze emise până în prezent nu reuşesc să explice unitar întreg

ansamblul de procese şi efecte care apar în cazurile de iradiere a organismului. Efectele

biologice nu pot fi explicate decât prin prisma unei concepţii radiobiologice care să ia în

considerare întreg procesul de procese şi reacţii, directe şi indirecte, locale şi generale, primare

şi secundare, spontane şi în timp, petrecute în organismul care a fost iradiat.

I.4.1. Efectele biologice ale radiaţiilor ionizante

În urma excitării şi ionizării atomilor şi moleculelor, acestea devin instabile şi active

din punct de vedere chimic dând naştere la produşi primari de reacţie: molecule instabile şi

radicali liberi. Procesul de excitare sau ionizare este extrem de rapid, de ordinul 10-17 ÷ 10-15 s.

La rândul lor, radicalii liberi şi moleculele excitate intră în reacţie cu moleculele vecine. Aceste

procese ce conduc la efecte biologice durează de la fracţiuni de secundă la ore şi reprezintă

stadiul reacţiilor primare. Modificările chimice suferite de moleculele biologice constituie

stadiul reacţiilor secundare şi determină alterarea structurilor şi funcţiilor celulare sau pot

conduce la leziuni biologice decelabile. Stadiul reacţiilor secundare se poate desfăşura pe o

durată de timp mult mai mare, durând de la câteva ore la ani, în cazul organismelor evoluate. În

cazul organismului uman, există posibilitatea de a se asigura adaptarea şi compensarea

funcţiilor dereglate, refacerea ţesuturilor şi chiar regenerarea biologică a organismului. Dacă

însă apare o deteriorare a celulei care nu este refăcută corespunzător, aceasta poate împiedica

procesul de reproducere celulară sau de supravieţuire a celulei ori poate conduce la o celulă


18

viabilă, dar modificată. Cele două rezultate au implicaţii esenţial diferite pentru organism ca

întreg.

Majoritatea organelor şi ţesuturilor din corp nu sunt afectate de pierderea unui număr

substanţial de celule, dar dacă numărul pierdut este suficient de mare, vor apărea vătămări

observabile care reflectă o pierdere a funcţiei tisulare. Probabilitatea provocării unor asemenea

prejudicii este mică dacă valoarea dozei este redusă şi creşte rapid către 100 % la depăşirea

unei valori de prag. La valori peste cea a pragului, severitatea vătămărilor creşte cu creşterea

dozei. Acest tip de efect se numeşte deterministic. Consecinţa iradierii este foarte diferită dacă

celula iradiată este modificată şi nu distrusă. Clona de celule rezultată din reproducerea unei

celule somatice viabile dar modificate poate conduce, după o perioadă mai lungă de timp la

manifestarea unui caz malign, un cancer. Acest tip de efect se numeşte stocastic.

I.4.1.1. Efecte deterministice

În multe organe şi ţesuturi din corp există un proces continuu de pierdere şi înlocuire a

celulelor. O creştere a ratei de pierdere, datorată expunerii la radiaţii poate fi compensată

printr-o creştere a ratei de înlocuire. Dacă ţesutul este vital şi suficient de mult vătămat,

rezultatul final va fi moartea. Pentru indivizii sănătoşi, probabilitatea producerii de lezări este

aproape zero până la valori de ordinul a sute de milisievert, în funcţie de ţesut, crescând apoi

spre 100 % peste un anumit nivel al dozei denumit prag, mai precis prag pentru efect clinic

[22].

I.4.1.2. Efecte stocastice

Răspunsul organismului la dezvoltarea unei clone de celule somatice modificate este

complex. Dezvoltarea unei clone poate fi inhibată de organism cu excepţia cazului în care

dezvoltarea ei este favorizată de către un agent suplimentar şi orice clonă supravieţuitoare este

probabil izolată sau eliminată prin mecanismele de apărare ale organismului. Dacă acest lucru

nu se întâmplă, se poate ca după o perioadă de timp variabilă, denumită perioadă de latenţă, să

rezulte dezvoltarea unei afecţiuni maligne în care procesul de proliferare a celulelor modificate

să nu fie controlat. Acest tip de afecţiune se numeşte cancer. Cancerele induse de radiaţie, cu

sau fără contribuţia altor agenţi, nu se deosebesc de cele care apar din alte cauze [21, 22].

I.4.2. Răspunsul celular la doze mici de radiaţii

Datorită complexităţii sale, organismul uman are nevoie de interacţiuni armonioase

între constituentele sale, pentru menţinerea homeostaziei (homeostazia fiind echilibrul dinamic


19

în care se găsesc parametri fiziologici ai organismului). În prezent, suntem expuşi constant la

doze mici de radiaţii care induc leziuni celulare similare cu cele datorate produşilor oxidativi

rezultaţi din procesele celulare normale. Procesele fiziologice normale generează produşi

oxidativi toxici care sunt dăunători, chiar mutageni şi cu potenţial carcinogenic, dar majoritatea

celulelor lezate de produşii oxidativi supravieţuiesc datorită remarcabilei capacităţi de reparare

a celulei. De aceea s-a născut una din întrebările critice în radiobiologie, şi anume dacă efectul

biologic indus de radiaţii se repară prin aceleaşi procese celulare şi cu aceeaşi eficienţă ca în

cazul efectului oxidativ normal.

Cercetările ştiinţifice în domeniul dozelor mici trebuie să determine dacă acestea

reprezintă un risc pentru sănătate similar sau mai mare decât cel datorat produşilor rezultaţi în

urma proceselor oxidative normale. În acest sens, trebuie clarificate şi cuantificate în mod real,

nu prin extrapolare, diferenţele şi asemănările dintre modificările biologice observate după

expunerea la doze mici de radiaţii. Pentru aceasta sunt necesare investiţii în domeniul

tehnologiei pentru a extinde capacităţile actuale de identificare şi cuantificare a dozelor mici de

radiaţii.

Legat de înţelegerea răspunsurilor biologice la radiaţii, cercetările se concentrează

asupra următoarelor subiecte:

- Dacă celulele reacţionează la doze mici de radiaţii la fel cum fac în cazul dozelor mari,

se admite că multe dintre leziunile induse de dozele mici sunt asemănătoare cu cele

apărute în procesele oxidative normale. Cercetările trebuie concentrate asupra acelor

leziuni care ar fi tipice dozelor mici şi asupra determinării genelor şi proteinelor

specific induse ca răspuns la doze mici şi cum relaţionează acestea cu alte stresuri

oxidative. Trebuie determinat dacă abilitatea şi eficacitatea celulelor de a recunoaşte şi

repara leziunile radioinduse sunt afectate de doză.

- Dacă celulele repară leziunile ADN induse de doze mici la fel cum le repară pe cele

induse de doze mari. Repararea ineficientă sau repararea greşită a leziunilor ADN are o

importanţă fundamentală asupra răspunsului celular şi în ultimă instanţă a organismului

în ansamblu. Fidelitatea reparării va afecta curba doză răspuns pentru inducerea

cancerului, mai ales la doze mici. Repararea ineficientă sau repararea greşită a

leziunilor date de radiaţii au impact direct asupra integrităţii genomice (reprezentată de

totalitatea informaţiilor ereditare precum şi a codului ADN), rezultând mutaţii, aberaţii

cromozomiale, instabilitate cromozomială şi cancer.


20

- Cât de mult protejează dozele mici de radiaţii împotriva unor doze de radiaţii

ulterioare – răspunsul adaptiv la doze mici poate avea un impact substanţial în

estimarea riscului pentru sănătate.

- Dacă efectele dăunătoare ale radiaţiilor sunt amplificate de interacţiunile dintre celule

– efectul bystander ca inducere de efecte biologice la celulele aflate în vecinătatea celor

iradiate direct.

- Dacă instabilitatea genetică este un moment cheie în dezvoltarea cancerului indus de

radiaţii – cercetările recente sugerează că repararea ADN şi a leziunilor radioinduse pot

conduce la instabilitate genomică la descendenţii celulelor iradiate şi că

susceptibilitatea la instabilitate genomică este sub control genetic.

- Dacă dezvoltarea unui cancer indus de doze mici este afectată de ţesuturile normale

neiradiate care înconjoară celulele potenţial canceroase – se ştie că dozele mari de

radiaţii induc matricea de dezorganizare celulară, modificări în cinetica de proliferare

celulară şi distrugere celulară. Nu se cunoaşte exact dacă şi dozele mici de radiaţii

produc aceleaşi modificări biologice. Sau dacă dozele care sunt prea mici pentru a

produce aceste modificări pot induce cancerul.

Complexitatea răspunsului celular la doze mici poate fi exemplificată prezentând

efectul bystander versus răspunsul adaptiv.

I.4.2.1. Efectul bystander. Implicaţiile efectului bystander în radioprotecţie

Până în urmă cu 10 ani era acceptată ideea că efectele biologice ale radiaţiilor sunt o

consecinţă directă a leziunilor ADN-ului celulelor iradiate care rămân nereparate sau reparate

vicios. Experimente recente au arătat că se produc modificări genetice într-un număr mai mare

de celule şi nu numai în cele expuse direct la radiaţii [24, 25, 26].

Efectul bystander este definit ca apariţia de efecte biologice la celulele aflate în

vecinătatea celulelor iradiate direct. Efectul bystander arată că celule individuale răspund fără

să fie traversate direct de radiaţii, fapt demonstrat experimental şi prezentat în figura I.1.

Fig. I.1. Ilustrarea efectului bystander


21

Numeroase studii se fac în prezent pentru înţelegerea mecanismelor de acţiune şi pentru

inducerea efectului bystander pentru a le folosi în estimarea riscului. Deoarece lezarea

cromozomială, mutaţiile şi transformarea celulară sunt produse în celule bystander, s-a stabilit

că efectul bystander creşte riscul la doze mici de radiaţii.

Estimările şi evaluările de doză care se fac în prezent au un rol important în

determinarea cantităţii de radiaţii utilizate pentru diagnostic sau tratament, în estimarea

riscurilor expunerii la doze mici de radiaţii datorate expunerii profesionale sau la doze mici de

radiaţii din mediu, de exemplu inhalarea de radon. Luând în considerare efectul bystander,

răspunsul radiobiologic va fi mai mare decât cel estimat prin dozimetrie.

I.4.2.2. Răspunsul adaptiv.

Implicaţiile răspunsului adaptiv pentru sănătatea populaţiei

Răspunsul adaptiv indus de dozele mici de radiaţii a fost descris în anii ’80 şi

desemnează inducerea rezistenţei celulare la efectele genotoxice cauzate de doze mari de

radiaţii aplicate ulterior. Dozele care induc acest răspunsul sunt numite doze adaptive.

Existenţa răspunsului adaptiv a fost demonstrată experimental in vivo şi in vitro pe linii

celulare normale sau tumorale de origine animală şi umană [27, 28, 29].

Răspunsul adaptiv este specific expunerii la doze mici şi descreşte la doze peste 0,1÷0,2

Gy radiaţii X sau gamma şi dispare la doze peste 0,5 Gy [30]. Răspunsul adaptiv indus de

dozele mici, face celulele mai rezistente nu numai la radiaţii, ci şi la hidrogen peroxid (H2O2

Mecanismele de inducere a răspunsului adaptiv sunt incomplet elucidate. Se iau în

considerare următoarele ipoteze:

).

- Dozele mici de radiaţii intensifică producerea de proteine protectoare care

minimalizează efectele de lezare indirectă ale unor doze mari ulterioare

- Dozele mici de radiaţii intensifică abilitatea de reparare a ADN şi activitatea

antioxidantă.

Varietatea de răspunsuri adaptive specifice la doze mici, constatate experimental pe

celule de mamifere, pare să exprime diferite căi de apărare împotriva acumulării de leziuni

ADN în ţesuturi. Ele nu apar după expunerea la doze mari, deci aparţin unui sistem de control a

lezării ADN.

Studiile care au avut în vedere efectele pe termen scurt arată că răspunsul adaptiv are o

contribuţie benefică. Expunerea ocupaţională la doze mici induce răspunsul adaptiv, rezultatul

fiind reducerea efectelor genotoxice în cazul unor expuneri ulterioare la doze mari de radiaţii.


22

Există dovezi ştiinţifice clare privind stimularea funcţiilor imunologice, a activităţii

antioxidante şi a abilităţii de reparare a ADN prin inducerea răspunsului adaptiv [31, 32, 33].

În acest sens, impactul în practica medicală şi în sănătatea populaţiei ar fi benefic.

În concluzie, răspunsurile radiobiologice la doze mici de radiaţii par a fi de tipul unei

interacţiuni complexe între efectele finale, răspunsul adaptiv şi efectul bystander. La acest

moment, nu se cunoaşte care efect este mai important - răspunsul adaptiv sau efectul bystander,

cercetările continuând în ambele direcţii.


23

II. DETECTORI DE RADIAŢII UTILIZAŢI ÎN PREZENT

PENTRU EVALUAREA DOZELOR DE RADIAŢII

ÎN DOZIMETRIA INDIVIDUALĂ

În acest capitol sunt prezentate principalele tipuri de dozimetre folosite în dozimetria

individuală: dozimetrul fotografic şi dozimetrul termoluminescent. Cea mai mare parte a

acestui studiu se referă la caracterizarea dozimetrului fotografic şi are ca scop evaluarea

performanţelor acestuia.

A fost efectuată o analiză complexă a principalelor mărimi de influenţă a răspunsului

dozimetrului fotografic: energia medie de iradiere, unghiul de incidenţă al radiaţiei şi

temperatura mediului ambiant, urmărindu-se îmbunătăţirea continuă a performanţelor

sistemului dozimetric utilizat [34, 35, 36, 37].

Studiul dependenţei răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere a condus la o

serie de rezultate originale, în primul rând stabilirea răspunsului dozimetric în funcţie de

energie, pentru un interval larg de energii [34].

II.1. Mărimi operaţionale utilizate în protecţia radiologică

II.1.1. Doza absorbită

În studiul transformărilor chimice produse de radiaţiile ionizante, principalul parametru

de evaluare cantitativă a acestor transformări este doza absorbită de sistem, mărime ce

reprezintă energia cedată de radiaţia ionizantă în unitatea de masă a substanţei prin care aceasta

trece. Unitatea de măsură în S.I. este J/kg, care se numeşte grey (Gy).

Dar doze absorbite egale nu au neapărat efecte biologice egale: un grey de radiaţie α

într-un ţesut produce efecte biologice mult mai grave decât un grey de radiaţie β, deoarece

particula α (mai lentă şi cu sarcină electrică mai mare decât particula β) disipă mai multă

energie de-a lungul traiectoriei sale comparativ cu particula β, ceea ce conduce la concluzia că

deşi efectele biologice ale radiaţiilor ionizante sunt puternic dependente de doza absorbită în

mediul biologic iradiat, acestea sunt strâns legate de tipul radiaţiei ionizante [21].

II.1.2. Doza echivalentă. Factori de ponderare pentru radiaţie

Doza echivalentă reprezintă doza absorbită în ţesut înmulţită cu un factor care

caracterizează modul în care energia este distribuită în ţesut, influenţând astfel eficacitatea de a

produce efecte reale. Deoarece factorul de ponderare pentru radiaţie este o mărime


24

adimensională, unitatea de măsură în S.I. pentru doza echivalentă este tot J/kg, dar are

denumirea de sievert (Sv).

Astfel, doza echivalentă este:

HT,R = wR · DT,R

unde D

(II.1)

T,R este doza medie absorbită în ţesutul T, datorată radiaţiei R iar wR

este factorul de

ponderare pentru radiaţie. Valorile factorilor de ponderare pentru radiaţie sunt specificate în

tabelul II.1.

Tabel II.1. Factori de ponderare pentru radiaţie [39]

Tip de radiaţie şi domeniu de energie Factor de ponderare pentru radiaţie, w

Fotoni, toate energiile

R

1

Neutroni, energia < 10 keV 5

Neutroni, energia cuprinsă între 10 şi 100

keV

10

Neutroni, energia > 100 keV până la 2 MeV 20

Particule α 20

Doza echivalentă constituie astfel un indicator al riscului pentru un anumit ţesut, la

diferite radiaţii: un sievert de radiaţie α primită de plămân produce acelaşi risc de cancer fatal

ca şi un sievert de radiaţie β. Totuşi, riscul unei tumori fatale per sievert nu este acelaşi pentru

toate tipurile de ţesuturi ale organismului: de exemplu acest risc este mai mic pentru tiroidă

decât pentru plămâni.

II.1.3. Factori de ponderare tisulară şi doza efectivă

Doza efectivă, E, reprezintă suma ponderată a dozelor echivalente provenite din expunerea

externă şi internă, efectuată pe toate ţesuturile şi organele corpului, definită prin expresia:

𝐸 = ∑ 𝑤𝑇𝑇 𝐻𝑇,𝑅 = ∑ 𝑤𝑇 ∑ 𝑤𝑅𝐷𝑇,𝑅𝑅𝑇 (II.2)

unde: wT

w

: factor de ponderare al ţesutului T

R

H

: factor de ponderare al radiaţiei R

T,R

D

: doza echivalentă reprezentând doza absorbită în ţesutul T, ponderată

pentru calitatea radiaţiei R

T,R

Factorii de ponderare tisulară w

: doza absorbită mediată pe ţesutul T, datorată radiaţiei R

T

, sunt prezentaţi în tabelul II.2.


25

Tabel II.2. Factori de ponderare tisulară [39]

Ţesut sau organ Factor de ponderare

tisulară, w

∑ w

T

Măduvă osoasă, colon, stomac, sân, plămân,

restul ţesuturilor (inimă, rinichi, pancreas,

prostată, splină)

T

0,12 0,72

Gonade 0,08 0,08

Vezica biliară, esofag, ficat, tiroidă 0,04 0,16

Oase, creier, glande salivare, piele 0,01 0,04

Total: 1,00

II.1.4. Mărimi ICRU pentru monitorizarea dozimetrică individuală

Deoarece doza efectivă şi doza echivalentă nu pot fi determinate direct, este necesară

utilizarea unor mărimi operaţionale care să estimeze convenabil valorile acestor mărimi. În

acest scop, Comisia Internaţională de Protecţie Radiologică (ICRU – International Commission

on Radiation Units & Measurements) a definit următoarele mărimi, care furnizează aproximaţii

rezonabile pentru doza efectivă şi pentru doza echivalentă în piele [40].

Pentru definirea acestor mărimi este însă utilă definirea unor câmpuri de radiaţii care

sunt derivate din câmpul real de radiaţii. În ICRU Report 39 sunt definiţi termenii „expandat”

şi „aliniat” pentru a caracteriza aceste câmpuri de radiaţii derivate [41]. Câmpul expandat este

câmpul în care fluenţa, distribuţia unghiulară şi distribuţia energetică a fluenţei au aceeaşi

valoare pe întregul volum de interes ca şi câmpul real în punctul de referinţă. Câmpul expandat

şi aliniat este un câmp în care fluenţa şi distribuţia sa energetică sunt aceleaşi cu ale câmpului

expandat, dar fluenţa este unidirecţională.

Pentru monitorizarea dozimetrică individuală sunt utilizate următoarele mărimi operaţionale:

• Echivalentul de doză individual penetrant Hp(d), este echivalentul de doză în ţesuturile

moi, sub un punct specificat pe corp la adâncimea d, fiind adecvat pentru radiaţia

puternic penetrantă [22]. Mărimea operaţională folosită în monitorizarea individuală

pentru estimarea dozei efective datorate expunerii externe este echivalentul de doză

individual penetrant Hp(10), care reprezintă echivalentul de doză în ţesuturile moi, la o

adâncime de 10 mm, sub un punct specificat pe corp.


26

• Echivalentul de doză individual superficial Hs

(d), este echivalentul de doză în ţesutul

moale, sub un punct specificat pe corp la adâncimea d, fiind adecvat pentru radiaţia slab

penetrantă [22].

Pentru radiaţiile penetrante (gama şi X de energie mare) se recomandă ca d să fie 10

mm, iar pentru radiaţiile slab penetrante (beta şi X moi) grosimea recomandată este de 0,07

mm pentru piele şi 3 mm pentru cristalin.

Pentru monitorizarea mediului sunt utilizate următoarele mărimi operaţionale:

• Echivalentul de doză ambiental H*(d), definit într-un punct din câmpul de radiaţie, care

este echivalentul de doză ce ar fi produs de câmpul aliniat şi expandat corespunzător, în

sfera ICRU, la o adâncime d, pe raza opusă direcţiei câmpului aliniat [22].

• Echivalentul de doză direcţional H’(d), definit într-un punct din câmpul de radiaţie,

care este echivalentul de doză ce ar fi produs de câmpul expandat corespunzător, în

sfera ICRU, la o adâncime d, pe o rază într-o direcţie specificată [22].

II.2. Detectori de radiaţii utilizaţi în România pentru evaluarea dozelor înregistrate de

personalul expus profesional la radiaţii ionizante

II.2.1. Dozimetrul fotografic

Filmul fotografic a fost folosit ca detector de radiaţii încă de la sfârşitul secolului XIX.

Descoperirea radiaţiilor X de către Roentgen (1895) şi a radioactivităţii de către Becquerel

(1896) sunt strâns legate de detectarea radiaţiilor cu ajutorul filmului fotografic. Dar între

folosirea filmului fotografic pentru a obţine o imagine a distribuţiei fluenţei în câmp de radiaţii

şi folosirea acestuia ca detector de radiaţii există o diferenţă importantă. Cerinţele dozimetriei

sunt legate de o serie de aspecte cantitative şi calitative care au necesitat un însemnat efort de

cercetare. Astăzi dozimetria fotografică este o metodă de uz curent, utilizată cu precădere în

dozimetria individuală.

II.2.1.1. Caracteristicile dozimetrului fotografic

Dozimetrul fotografic este alcătuit dintr-un film dozimetric şi o casetă dozimetrică,

fiind prezentat în figura II.1. Filmul conţine două pelicule de sensibilităţi diferite, pentru

acoperirea unui interval larg de măsurare. Caseta dozimetrică conţine filtre metalice de

absorbţie din materiale diferite (Al, Cu, Pb) şi de grosimi diferite.


27

dozimetru

fotografic

film

dozimetric

Fig. II.1. Dozimetru fotografic (film dozimetric Agfa Personal Monitoring şi casetă

dozimetrică PTW cu filtre de absorbţie)

Din punct de vedere dozimetric, filmul dozimetric prezintă următoarele caracteristici:

- este un dozimetru integrator (însumează doza acumulată pe perioada de purtare);

- are un interval larg de măsurare a dozelor (filmul Agfa Personal Monitoring are

domeniul de măsurare a dozei echivalente situat în intervalul 0,1 mSv – 1 Sv);

- are o dependenţă pronunţată de energia de iradiere;

- precizia de măsurare a dozelor este bună, dacă sunt făcute corecţiile de energie

necesare;

- fading-ul sau regresia semnalului este neglijabilă (conservabilitate bună a imaginii

latente)

II.2.1.2. Procesul fotografic şi developarea imaginii latente

Filmul fotografic este alcătuit dintr-o emulsie de bromură de argint depusă pe ambele

feţe ale unui suport transparent din poliester, stratul de emulsie având o grosime cuprinsă în

intervalul 10 ÷ 30 µm. Dimensiunile granulelor de bromură de argint diferă pentru cele două

pelicule, pentru cea lentă fiind de ordinul fracţiunilor de µm, iar pentru cea rapidă de ordinul a

câţiva µm.

Interacţiunea radiaţiilor ionizante cu emulsia fotografică se face prin intermediul

electronilor secundari eliminaţi în emulsie ca urmare a efectului Compton, iar la energii mari

ca urmare a efectului producerii de perechi. Electronii secundari sunt aceia care acţionează

asupra reţelei cristaline a bromurii de argint, conducând în final la formarea imaginii latente.

Imaginea latentă se defineşte ca starea şi distribuţia unor granule care, prin apariţia pe

suprafaţa şi în interiorul lor a unor atomi de argint elementar, pot fi reduse prin acţiunea


28

revelatorului la granule de argint metalic, acestea din urmă alcătuind în final imaginea vizibilă.

După cum rezultă şi din denumire, imaginea latentă nu este vizibilă, ea urmând să devină astfel

numai după developare.

Developarea este un proces constituit din mai multe faze, prin care imaginea latentă se

transformă într-o imagine vizibilă şi stabilă, permanent înregistrată pe suport. Prima fază a

acestui proces este revelarea, proces în care în contact cu soluţia de revelator ionii de argint se

neutralizează trecând în stare atomică, până când întreaga granulă se reduce la argint metalic.

Revelarea este urmată de spălarea intermediară asociată cu stoparea într-o soluţie de acid

acetic. Următoarea fază este fixarea, proces în care agentul fixator formează săruri solubile în

apă cu acei ioni de argint care nu au suferit revelare. Procesul de developare se încheie cu

spălarea finală, care îndepărtează ultimele urme de săruri solubile de argint şi de fixator.

II.2.1.3. Densitatea optică de înnegrire. Curbe sensitometrice

Răspunsul dozimetrului fotografic ca urmare a expunerii la radiaţii ionizante este dat de

gradul de înnegrire al peliculei developate. Înnegrirea peliculei este descrisă de mărimea fizică

denumită densitate optică de înnegrire (D) definită ca:

D = 𝑙𝑔 𝑅0𝑅𝑇

(II.3)

unde: D: densitatea optică de înnegrire;

R0

R

: fluxul luminos incident pe film

T

Studiul relaţiilor cantitative între densitatea optică de înnegrire şi expunere poartă

numele de sensitometrie şi stă la baza dozimetriei fotografice. În sensitometria radiaţiilor X şi

gamma se obişnuieşte reprezentarea curbei sensitometrice la scară semilogaritmică, având în

abscisă logaritmul expunerii (dozei absorbite) iar pe ordonată densitatea optică de înnegrire.

: fluxul luminos transmis de film

D E

C

D

B

max

D0

log D

A

Fig. II.2. Curba sensitometrică caracteristică D =f(log D)


29

Pe curba sensitometrică din figura II.2 se disting următoarele domenii şi valori

caracteristice:

- Densitatea de voal D0

D

care este valoarea minimă a densităţii pentru filmul neexpus.

0

- Zona de neliniaritate inferioară (A – B);

depinde de tipul emulsiei, de condiţiile de stocare şi de developare;

- Zona de quasi-liniaritate (B – C);

- Zona de neliniaritate superioară, de saturaţie (C – E);

- Densitatea maximă Dmax

- Zona de solarizare.

;

II.2.2. Dozimetrul termoluminescent

Dozimetrul termoluminescent reprezintă un alt tip de detector folosit în dozimetria

individuală. Acest tip de dozimetru a înlocuit treptat dozimetrul fotografic, fiind dozimetrul cel

mai frecvent utilizat în Europa pentru evaluarea dozelor înregistrate de personalul expus

profesional. În ţara noastră acest tip de dozimetru este folosit în cadrul Centralei Nuclearo-

electrice de la Cernavodă, pentru determinarea dozelor înregistrate de personalul ce deserveşte

centrala.

Dozimetrele termoluminescente se compun dintr-o cartelă cu două cristale şi o casetă

dozimetrică având patru filtre (modelul 8814). Dozimetrul termoluminescent este prezentat în

figura II.3.

Fig. II.3. Dozimetrul termoluminescent, alcătuit din cartelă cu cristale termoluminescente şi

casetă cu filtre de absorbţie


30

Deoarece fenomenul de termoluminescenţă şi principiile acestuia sunt tratate pe larg în

capitolul IV, în cele ce urmează sunt prezentate succint aplicaţiile acestui fenomen în

dozimetria individuală, prezentând pe scurt dozimetrul termoluminescent şi caracteristicile

acestuia comparativ cu dozimetrul fotografic.

Dozimetrul individual termoluminescent este un dozimetru integrator folosit pentru

evaluarea dozelor înregistrate de personalul expus profesional la radiaţii ionizante. Acest

sistem dozimetric prezintă o serie de avantaje faţă de sistemul dozimetric cu film precum:

dependenţă slabă a răspunsului detectorului de energia la care a fost iradiat, posibilitatea

măsurării unor doze mici (limită minimă de detecţie semnificativ redusă faţă de filmul

dozimetric). Spre deosebire de sistemul dozimetric cu film care măsoară dozele datorate

fotonilor cu energii cuprinse în intervalul 35 keV ÷1,5 MeV, detectorii termoluminescenţi pot

fi utilizaţi pentru evaluarea dozelor în cazul:

o fotonilor cu energia > 1 keV

o neutronilor

o β, cu energia > 70 keV.

Cristalele termoluminescente sunt dispuse în număr de 2,3 sau 4 elemente pe o cartelă.

Pot fi astfel estimate: echivalentul de doză individual penetrant Hp(10), echivalentul de doză

individual superficial Hp(0,07) şi poate fi estimată doza la neutroni folosind un algoritm de

calcul al dozelor.

Sistemul dozimetric termoluminescent necesită operaţia de calibrare şi stabilirea

dependenţei răspunsului dozimetrului de energia şi de unghiul de iradiere.

II.2.2.1. Caracteristicile dozimetrului termoluminescent

Materialele care posedă proprietăţi termoluminescente sunt denumite fosfori iar datorită

faptului că centrele active sunt stabile la temperatura mediului ambiant (deci se conservă până

la încălzirea materialului) se mai numesc şi fosfori cu acumulare. Până în prezent se cunosc

peste 2000 de minerale naturale care prezintă proprietăţi termoluminescente, însă în dozimetrie

sunt utilizate doar cele care îndeplinesc o serie de cerinţe specifice, dintre care menţionăm:

- Eficienţă (sensibilitate) ridicată, prin care înţelegem raportul:

𝜂𝑇𝐿 = 𝐸𝑇𝐿𝑚𝐷

(II.4)

unde: ETL este energia emisă sub formă luminescentă, m - masa fosforului iar D este doza

absorbită de material.


31

- Proprietăţi dozimetrice convenabile, cum ar fi: independenţa de energie, echivalenţa cu

ţesutul, liniaritatea răspunsului cu doza, independenţa de debit, reproductibilitatea

răspunsului etc.

- Domeniu cât mai extins al dozelor măsurabile cu incertitudine redusă.

- Posibilitatea de revenire, adică de readucere prin tratament termic a fosforului în starea

iniţială după efectuarea măsurătorii

Fluorura de litiu (LiF) este în prezent fosforul cel mai des folosit în aplicaţii şi

constituie subiectul multor publicaţii [35, 36, 37, 38, 39]. Caracteristicile detectorului TLD-100

(LiF:Mg, Ti) şi proprietăţile dozimetrice ale acestui fosfor vor fi studiate în capitolul IV.

II.2.2.2. Curbe de strălucire

Fenomenul de termoluminescenţă constă în popularea, prin iradiere cu radiaţii

ionizante a unor centre active şi depopularea lor ulterioară, prin încălzire, ocazie cu care

energia acumulată în cristal este eliberată sub formă de radiaţii luminoase. Energia de activare

este deci energia radiaţiilor ionizante, iar cea de stimulare este energia termică.

Centrele active sunt stabile la temperatura mediului ambiant şi se conservă până la

încălzirea materialului. Prin încălzire, materialul iradiat în prealabil, emite două feluri de

radiaţii luminoase: cele de spectru termic, funcţie de temperatură, în cadrul procesului de

incandescenţă şi cele datorate luminescenţei, de energii superioare.

Fluxul luminos emis în funcţie de temperatura de încălzire a fosforului se numeşte

curbă de strălucire. Această curbă prezintă o serie de maxime succesive, corespunzând

depopulării capcanelor de adâncimi crescânde.

În figura II.2 este reprezentată o curbă de strălucire în funcţie de temperatură, cu o serie

de maxime Ф

TL.

Ф

ФTL

m3

Ф

m2

Ф

m1

Tm1 Tm2 Tm3

T

Fig. II.4. Curbă de strălucire (fluxul luminos în funcţie de temperatură)


32

Suprafaţa de sub curba de strălucire a primit denumirea de sumă a luminii.

ΦTL ∫Φ2

1

T

TTLdT= (II.5)

În realitate, curba de strălucire şi deci şi suma luminii, conţin şi radiaţia de spectru

termic, care însă trebuie eliminată prin filtrare. Suma luminii este mărimea de răspuns direct

dependentă de doza de iradiere a detectorului.

II.3. Determinarea dozelor de radiaţii înregistrate de personalul expus profesional la

radiaţii ionizante cu ajutorul dozimetrului fotografic

Dozimetrul fotografic este utilizat pentru determinarea dozelor înregistrate personalul

expus profesional la radiaţii ionizante şi a fost utilizat şi pentru studii privind dozele

înregistrate de pacienţi în timpul tratamentelor medicale radiologice [38].

Sistemul de măsură este alcătuit din filmul dozimetric ce conţine două pelicule de

sensibilităţi diferite şi o casetă dozimetrică cu filtre metalice de absorbţie. Acest tip de

dozimetru integrează doza înregistrată şi prezintă informaţii cu privire la energia medie de

iradiere.

Răspunsul dozimetrului fotografic ca urmare a expunerii la radiaţii este dat de gradul de

înnegrire al peliculei developate. Studiul cantitativ al relaţiei dintre densitatea optică de

înnegrire şi doza înregistrată de film se bazează pe trasarea curbei sensitometrice la scară

semilogaritmică, având pe abscisă logaritmul dozei, Hp(10), iar pe ordonată densitatea optică

de înnegrire, D.

Răspunsul dozimetrului depinde puternic de energia medie de iradiere [21, 35, 36, 37].

Acesta este principalul dezavantaj al dozimetrului fotografic în procesul de evaluare a dozelor

înregistrate de film. De aceea într-un astfel de studiu, este necesar să se reprezinte dependenţa

raportului densităţii optice de înnegrire a filmului sub filtre diferite de energia medie de

iradiere a dozimetrului.

II.3.1. Studiul dependenţei răspunsului dozimetric de doza de iradiere.

Curbe sensitometrice

În vederea calibrării sistemului de dozimetrie fotografică a fost iradiat un număr de 150

dozimetre fotografice. S-au utilizat filme dozimetrice Agfa Personal Monitoring şi casete

dozimetrice tip 8621, PTW – Freiburg, ce conţin filtre de Cu şi Pb de diverse grosimi.

Iradierile au fost efectuate în laboratoarele de calibrări din cadrul Greek Atomic Energy

Commision (GAEC) şi Nuclear & Vacuum – Măgurele. În scopul protecţiei radiologice,

dozimetrele au fost iradiate la doze cuprinse în intervalul 0,1 mSv şi 20 mSv, pe fantom


33

30x30x15 cm3

Au fost iradiate dozimetre fotografice pentru fiecare doză de iradiere, pentru calcularea

valorii medii şi abaterea standard a măsurării. Filmele dozimetrice iradiate au fost developate

în condiţii controlate şi a fost măsurată densitatea optică de înnegrire, fiind trasate curbele de

sensibilitate, la energia de referinţă a Cs-137, pentru fiecare filtru şi pentru fiecare din cele

doua pelicule ale filmului dozimetric.

(ISO water slab fantom), pentru exprimarea dozei în unităţi de echivalent de

doză individual penetrant.

În tabelul II.3 sunt prezentate valorile medii ale densităţilor optice de înnegrire pentru

dozimetrele fotografice iradiate la o sursă de 137

Cs cu o activitate de 3 Ci.

Tabel II.3. Dependenţa densităţii optice de înnegrire de doza de iradiere, la Cs-137

Nr. Hp(10) Ferestra Filtru Cu 0,3 mm Filtru Cu 0,05 mm Filtru Cu 1,2 mm Filtru Pb 0,8 mm

crt. mSv Pelicula

1 Pelicula

2 Pelicula

1 Pelicula

2 Pelicula

1 Pelicula

2 Pelicula

1 Pelicula

2 Pelicula

1 Pelicula

2

1 0,10 0,32 0,17 0,32 0,17 0,31 0,17 0,31 0,17 0,32 0,17 2 0,20 0,36 0,17 0,36 0,17 0,34 0,17 0,35 0,17 0,36 0,17 3 0,50 0,47 0,17 0,46 0,17 0,45 0,17 0,45 0,17 0,48 0,17 4 1,00 0,65 0,17 0,63 0,17 0,61 0,17 0,60 0,17 0,71 0,17 5 1,50 0,82 0,17 0,79 0,17 0,77 0,17 0,79 0,17 0,93 0,17 6 2,00 0,99 0,17 0,95 0,17 0,95 0,17 0,98 0,17 1,18 0,17 7 2,50 1,16 0,17 1,10 0,17 1,07 0,17 1,16 0,17 1,44 0,17 8 3,00 1,36 0,17 1,30 0,17 1,24 0,17 1,21 0,17 1,49 0,17 9 4,00 1,61 0,17 1,57 0,17 1,47 0,17 1,43 0,17 1,78 0,17

10 5,00 1,90 0,19 1,81 0,19 1,73 0,19 1,70 0,19 2,16 0,19 11 10,00 3,07 0,20 2,92 0,20 2,92 0,2 2,69 0,20 3,34 0,20 12 15,00 3,87 0,21 3,71 0,21 3,67 0,21 3,37 0,21 4,19 0,23 13 20,00 4,47 0,23 4,30 0,23 4,34 0,23 3,98 0,23 4,83 0,23

Cu ajutorul acestor valori sunt trasate curbele sensitometrice la 137Cs. Deoarece pelicula

2 a filmului este mult mai puţin sensibilă, aceasta se foloseşte în cazul iradierii dozimetrului la

doze mari (peste 50 mSv). În figura II.5 este prezentată dependenţa densităţii optice de

înnegrire de doza de iradiere, pentru pelicula I, în fereastră, la sursa de 137Cs.


34

Figura II.5. Curba sensitometrică pentru pelicula I, în fereastră, iradiere la 137

În figura II.6. sunt prezentate câteva exemple din filmele iradiate la

Cs 137

Cs, cu precizarea

dozei înregistrate. Pentru comparaţie, vom prezenta în figura II.7. câteva filme cu aceleaşi doze

ca cele din Fig. II.6., dar care au fost expuse la radiaţii X, energie medie 48 keV.

0,10mSv 0,50mSv 1,00mSv 2,00mSv 3,00mSv 4,00mSv

Fig. II.6. Filme dozimetrice iradiate la Cs-137 (energie 661 keV)

0,10mSv 0,50mSv 1,00mSv 2,00mSv 3,00mSv 4,00mSv

Fig. II.7. Filme dozimetrice iradiate la radiaţii X (energie 48 keV)

După cum se observă, la aceeaşi doză, răspunsul dozimetrului este diferit, acesta

variind cu energia de iradiere. În cele ce urmează, vom studia dependenţa de energie a

răspunsului dozimetric.


35

II.3.2. Studiul dependenţei răspunsului de energia medie de iradiere a

dozimetrului

Dependenţa puternică de energia medie de iradiere constituie principalul dezavantaj al

dozimetrului fotografic în procesul de evaluare a dozelor înregistrate de film [34, 35, 42].

Pentru determinarea factorilor de corecţie adecvaţi în vederea evaluării dozelor cu o cât

mai bună acurateţe, am iradiat o serie de dozimetre fotografice la şase energii diferite, din care

patru in domeniul 40 – 200keV şi două în intervalul 0,5 ÷ 1,3 MeV.

Iradierile au fost efectuate în cadrul laboratoarelor GAEC şi Nuclear & Vacuum,

folosind surse etalon izotopice quasi-punctiforme (Am-241, Cs-137, Co-60) şi generatori de

radiaţii X, cu lărgimea spectrului ce poate fi încadrată în spectrul ISO–Narrow (energii de 48

keV, 116 keV şi 163 keV).

Valorile densităţilor optice de înnegrire obţinute la energii diferite dar la aceeaşi valoare

a dozei (2,00 mSv) sunt prezentate în tabelul II.4.

Tabel II.4. Dependenţa densităţii optice de înnegrire de energia de iradiere. Doza: 2,00 mSv

Nr. Tipul Energia Ferestra Filtru Cu 0,3 mm Filtru Cu 0,05 mm Filtru Cu 1,2 mm Filtru Pb 0,8 mm

crt. radiaţiei keV Pelicula

1 Pelicula

2 Pelicula

1 Pelicula

2 Pelicula

1 Pelicula

2 Pelicula

1 Pelicula

2 Pelicula

1 Pelicula

2

1 N-60 48 6,09 0,38 4,29 0,24 5,6 0,34 1,55 0,18 0,73 0,17 2 Am-241 60 5,96 0,35 4,99 0,28 5,86 0,35 3,05 0,21 1,25 0,17 3 N-150 116 3,34 0,21 3,01 0,19 3,16 0,21 2,53 0,19 1,1 0,17 4 N-200 163 2,2 0,19 1,91 0,19 2,03 0,19 1,5 0,19 1,01 0,19 5 Cs-137 661 1,02 0,16 0,96 0,16 0,96 0,16 0,98 0,16 1,2 0,16 6 Co-60 1.250 0,99 0,17 0,95 0,17 0,95 0,17 0,98 0,17 1,18 0,17

După cum se poate observa din tabelul II.4, filmul dozimetric este foarte sensibil la

energii mici (acest lucru se reflectă în valorile mari ale densităţii optice de înnegrire) iar

sensibilitatea acestuia scade o dată cu creşterea energiei.

Sub filtrul de plumb, densitatea optică de înnegrire la energii mici are valori scăzute

datorită absorbţiei radiaţiei în material, în timp ce la energii mari (137

În figura II.8. sunt prezentate câteva filme dozimetrice iradiate în caseta dozimetrică, la

o doză de 2,00 mSv, la diverse surse de radiaţii (X şi gamma), având energiile de iradiere

prezentate mai jos.

Cs) apare efectul de build-

up (datorat radiaţiilor X de frânare), efect care conduce la creşterea valorii densităţii optice de

înnegrire sub plumb, la valori mai mari decât în fereastră).


36

48 keV 116 keV 163 keV 661 keV

Fig. II.8. Dependenţa densităţii optice de înnegrire de energia de iradiere. Doza: 2,00 mSv.

În figura II.9. este reprezentată sensibilitatea relativă a filmului dozimetric în funcţie de

energia medie de iradiere, doza de iradiere fiind constantă (2 mSv).

0 10 20 50 100 200 500 1000

Energia medie de iradiere, keV

Figura II.9. Dependenţa de energie a densităţii optice de înnegrire. Doza: 2,00 mSv

Rezultatele obţinute le-am comparat cu rezultatele prezentate în literatură [42]. În figura

II.9. este prezentată dependenţa răspunsului dozimetric de energia de iradiere. După cum se

observă, pe intervalul de energie 50 keV ÷ 1,30 MeV, rezultatele obţinute sunt asemănătoare.

Fig. II.9. Dependenţa de energie a răspunsului dozimetrului fotografic [42]


37

Pentru determinarea energiei medii de iradiere a dozimetrului fotografic, se calculează

raportul dintre densitatea optică de înnegrire în fereastră şi densitatea optică de înnegrire sub

filtrul de plumb, pentru fiecare energie de iradiere şi se trasează graficul acestei dependenţe.

Din acest grafic se determină valoarea energiei medii de iradiere a dozimetrului fotografic.

Doza înregistrată de film poate fi evaluată cu acurateţe doar în cazul în care se

determină energia de iradiere a filmului. După determinarea energiei de iradiere, se calculează

doza înregistrată de film ca fiind doza corespunzătoare densităţii optice de înnegrire din curba

sensitometrică trasată pentru Cs-137 corectată cu un factor de corecţie ce reprezintă raportul

dintre densitatea optică de înnegrire la energia de referinţă a Cs-137 şi densitatea optică

determinată experimental.

Valorile calculate pentru aceşti factori, la diverse energii sunt prezentate în tabelul nr.

II.5.

Tabelul II.5. Valorile factorilor de corecţie calculaţi pentru diverse energii de iradiere

Nr. crt.

Tipul Radiaţiei Energie

Factor de corecţie

1 N-60 48 0,05

2 Am-41 60 0,06 3 N-150 116 0,18 4 N-200 163 0,31 5 Cs-137 661 1,00 6 Co-60 1250 0,87

În tabelul nr. II.6. sunt prezentate valorile dozelor calculate pornind de la curba

sensitometrică la energia de referinţă a Cs-137 şi folosind factorii de corecţie pentru energie.

Răspunsul dozimetrului se calculează ca fiind rezultatul unei măsurări în condiţii

specificate Hm

Valorile astfel obţinute sunt comparate cu valorile convenţional adevărate obţinute prin

iradierea dozimetrelor la aceleaşi energii, pentru verificarea algoritmului de calcul.

(10) (în cazul nostru valoarea obţinută prin algoritmul de calcul), raportat la

doza obţinută prin iradierea în condiţii de laborator a dozimetrelor.


38

Tabelul II.6. Răspunsul dozimetrului în funcţie de energia medie de iradiere

Densitate Tipul radiaţiei Nr. optică N-60, energie 48 keV N-150, energie 116 keV N-200, energie 163 keV crt. de Valoare Valoare Răspunsul Valoare Valoare Răspunsul Valoare Valoare Răspunsul

înnegrire convenţional calculată dozimetrului convenţional calculată dozimetrului convenţional calculată dozimetrului

(O.D) adevărată

(mSV) (mSV) (mSV) adevărată

(mSV) (mSV) (mSV) adevărată

(mSV) (mSV) (mSV)

1 1,00 0,09 0,10 0,90 0,31 0,36 0,86 0,62 0,62 1,00 2 1,30 0,15 0,14 1,07 0,50 0,51 0,99 1,02 0,88 1,16 3 1,50 0,16 0,17 0,94 0,62 0,61 1,02 1,14 1,06 1,08 4 1,80 0,21 0,23 0,91 0,79 0,82 0,96 1,49 1,41 1,06 5 2,00 0,24 0,26 0,92 0,93 0,95 0,98 1,73 1,63 1,06 6 2,10 0,25 0,28 0,89 0,98 1,02 0,87 1,87 2,03 0,92 7 2,30 0,28 0,32 0,88 1,13 1,14 0,99 2,14 1,97 1,09 8 2,50 0,32 0,36 0,89 1,25 1,28 0,98 2,38 2,20 1,08 9 2,70 0,36 0,41 0,88 1,42 1,46 0,97 2,69 2,51 1,07

10 3,00 0,43 0,49 0,88 1,69 1,76 0,96 3,20 3,03 1,06 11 3,50 0,56 0,63 0,89 2,16 2,25 0,96 4,14 3,88 1,07 12 4,00 0,72 0,80 0,90 2,67 2,86 0,93 5,22 4,93 1,06

După cum se observă din tabel, răspunsul dozimetrului în funcţie de energia de iradiere

se situează în intervalul (0,86 ÷ 1,16). Standardele în vigoare stabilesc ca răspunsul

dozimetrului să se încadreze în intervalul (0,80 ÷ 1,48) [43]. Rezultatele obţinute se încadrează

în intervalul specificat, fiind chiar mai apropiate de unitate, ceea ce confirmă acurateţea

determinărilor efectuate în cadrul laboratorului.

II.3.3. Determinarea mărimilor de influenţă şi evaluarea preciziei determinărilor

de doză folosind dozimetrul fotografic

Precizia determinărilor realizate cu ajutorul dozimetrului fotografic a fost evaluată

luând în consideraţie influenţele datorate energiei radiaţiei, unghiului de incidenţă al radiaţiei

precum şi temperaturii mediului ambiant [34].

Incertitudinea de măsurare este exprimată în funcţie de mărimile de influenţă a

răspunsului dozimetrului (energia radiaţiei, unghiul de incidenţă, temperatura şi umiditatea) în

final verificându-se dacă incertitudinea compusă satisface cerinţele impuse de reglementările

AIEA şi ICRP [44, 45, 46].

Pentru evaluarea incertitudinilor se foloseşte metoda GUM [45], bazată pe legea

propagării incertitudinilor.


39

Funcţia distribuţie de probabilitate pentru caracterizarea răspunsului dozimetrului va fi

atribuită fiecărei mărimi de influenţă [47]:

• Pentru energia de iradiere şi unghiul de incidenţă este atribuită o funcţie de distribuţie

de probabilitate dreptunghiulară [44, 45, 46]

• Pentru temperatură este atribuită o distribuţie Gauss [44, 45, 46]

Răspunsului caracteristic al dozimetrelor în funcţie de mărimile de influenţă este determinat

prin iradierea dozimetrelor în laboratoare autorizate pentru activităţi de etalonare/calibrare, în

condiţii de referinţă [48], pe fantom ISO water slab phantom.

Incertitudinea se calculează astfel:

a. Se determină incertitudinea de tip A (reprezentată de abaterea standard experimentală)

obţinută în urma a n determinări, definită ca fiind mărimea 𝜎(𝑥) care caracterizează

dispersia rezultatelor, exprimată prin formula:

𝜎(𝑥) = ∑ (𝑥𝑖−)2𝑛𝑖𝑛−1

(II.6)

b. Se estimează incertitudinea de tip B datorată fiecărei mărimi de influenţă: energie,

unghi de incidenţă şi temperatură, determinată separat pentru fiecare mărime de

influenţă.

c. Se calculează incertitudinea compusă:

𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 (II.7)

care trebuie să îndeplinească următoarea condiţie [47, 49]:

𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 ≤ 0.21 (II.8)

d. Se calculează incertitudinea extinsă:

𝑈 = 𝑘 ∙ 𝑈𝐶 (II.9)

Valoarea k=1 a factorului de acoperire corespunde unui nivel de încredere de 68,27%,

Valoarea k=2 corespunde unui nivel de încredere de 95,45 % iar valoarea k=3 corespunde unui

nivel de încredere de 99,73%.

e. Rezultatul va fi exprimat sub forma:

x = x ± kUc,

(II.10)

cu precizarea nivelul de încredere corespunzător factorului k ales.

Incertitudinile de măsurare datorate energiei radiaţiei şi unghiului de incidenţă a

acesteia sunt evidenţiate separat faţă de incertitudinile datorate tuturor celorlalte mărimi de


40

influenţă, deoarece efectul datorat energiei şi unghiului de iradiere asupra răspunsului

dozimetrului este mai mare decât efectul datorat tuturor celorlalte mărimi de influenţă [49].

În cele ce urmează, vom calcula incertitudinea de tip B datorată energiei, unghiului de

incidenţă şi temperaturii ( 𝑢𝐸 , 𝑢𝐴, 𝑢𝑇).

𝑈𝐵 = 𝑢𝐸2 + 𝑢𝐴2 + 𝑢𝑇2 (II.11)

Pentru energie şi unghi, funcţia de probabilitate dreptunghiulară conduce la o

incertitudinea standard dată de formula [45]:

𝑈𝐵 = 𝑎+−𝑎−√12

(II.12)

unde 𝑎+ şi 𝑎− sunt limita superioară şi limita inferioară a intervalului în care se află valoarea

determinată/răspunsul dozimetrului.

Pentru funcţia de de probabilitate dreptunghiulară, probabilitatea ca răspunsul să se afle

în intervalul [𝑎− , 𝑎+ ] este egală cu 1 şi este zero în afara intervalului [49].

Pentru temperatură, distribuţia gaussiană conduce la o incertitudinea standard dată de

formula [49]:

𝑈𝐵 = 𝑎+−𝑎−2∗1,96

(II.13)

Criteriile de performanţă analizate în cele ce urmează vor confirma îndeplinirea

cerinţelor şi recomandărilor privind acurateţea măsurătorilor [48, 49, 50, 51].

Pentru analiza performanţei dozimetrului fotografic, intervalul de acurateţe se poate

determina fie prin:

• utilizarea curbelor trompetă, pentru care limita inferioară şi limita superioară se

determină în funcţie de limita de detecţie a sistemului [52].

• determinând valoarea incertitudinii extinse, cu respectarea ecuaţiei II.8:

În condiţiile în care este satisfăcută ecuaţia II.8, se consideră că sunt îndeplinite

criteriile de acurateţe reprezentate de -33% +50% pentru un interval de încredere de 95% [49].

Pentru măsurători de rutină, este convenabil să se acorde o atenţie suplimentară

incertitudinilor datorate dependenţei de energie şi unghi a răspunsului detectorului, deoarece

toate celelalte mărimi de influenţă au un impact nesemnificativ asupra incertitudinii combinate

[49].

Pentru energia de iradiere şi unghiul de incidenţă sunt atribuite funcţii de distribuţie de

probabilitate dreptunghiulară [44, 45, 46], ceea ce va conduce la o incertitudinea de tip B dată

de formula II.12, deci:


41

• Pentru energie, după cum s-a arătat în tabelul nr. II.6. răspunsul dozimetrului se

situează în intervalul (0,86 ÷ 1,16), astfel încât:

𝑢𝐸 = 1,16−0,86√12

= 0,086 (II.14)

• Pentru determinarea răspunsului dozimetrului în funcţie de unghiul de incidenţă al

radiaţiei, au fost efectuate determinări la ± 450

, în laboratorul Nuclear & Vacuum Măgurele iar

rezultatele sunt prezentate în tabelul nr. II.7. Se observă că la energii joase, răspunsul este uşor

supraevaluat şi scade odată cu creşterea energiei, scăzând cu peste 10% la energii mai mari de

500 keV.

Tabelul nr. II.7. Răspunsul dozimetrului în funcţie de unghiul de incidenţă al radiaţiei, pentru diferite energii ale radiaţiei

Energia radiaţiei, keV Iradiere la ±450

48 1.04 118 0.90 164 0.88 662 0.89

Răspunsul dozimetrului în funcţie de unghiul de incidenţă, pentru iradierea la ±450 se situează

în intervalul (0,88÷1,04), astfel încât incertitudinea de tip B dată de formula II.12 este:

𝑢𝐴 = 1.04−0.88√12

= 0.04 (II.15)

• Pentru temperatură ca mărime de influenţă a răspunsului dozimetric este atribuită o

funcţie de distribuţie Gauss [47], ceea ce conduce la o incertitudine dată de ecuaţia

II.13:

𝑢𝑇 = 1.01−0.992∙1.96

= 0.005 (II.16)

Valorile de maxim şi minim ale răspunsului dozimetric în funcţie de temperatura mediului

ambiant sunt cunoscute din specificaţiile tehnice ale producătorului de filme dozimetrice Agfa.

Se calculează astfel incertitudinea de tip B datorată mărimilor de influenţă – energie,

unghi de incidenţă şi temperatură – ca fiind:

𝑈𝐵 = 𝑢𝐸2 + 𝑢𝐴2 + 𝑢𝑇2 = 0,105 (II.17)

Se calculează incertitudinea compusă, conform ecuaţiei II.7:

𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 = 0,0582 + 0,1052 = 0,120 (II.18)

şi se verifică că aceasta satisface cerinţa prevăzută de reglementările AIEA şi ICRP [44, 45,

46].


42

𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 ≤ 0,21

Incertitudinea extinsă se calculează alegând factorul de acoperire k=2 corespunzător

unui nivel de încredere de 95,45 %, deci:

𝑈 = 𝑘 ∙ 𝑈𝐶 = 2 ∙ 0,120 = 0,24 (II.19)

ceea ce reprezintă 24% din valoarea măsurată.

Studiul dependenţei răspunsului dozimetrului fotografic de energia de iradiere în

domeniile 40÷200 keVşi 0,5÷1,3 MeV confirmă dependenţa puternică de energia de iradiere.

Acest studiu reprezintă un avantaj substanţial faţă de metoda clasică a stabilirii curbelor

sensitometrice la doar două energii (100 keV şi 661 keV).

Rezultatele obţinute au condus la îmbunătăţirea semnificativă a răspunsul dozimetrului

în funcţie de energia de iradiere, acestea situându-se în intervalul (0,86 ÷ 1,16), în concordanţă

cu cerinţele standardelor în vigoare (0,80 ÷ 1,48).

În analiza incertitudinilor datorate mărimilor de influenţă au fost luate în considerare

energia, unghiul de incidenţă şi temperatura determinându-se astfel valoarea incertitudinii

compuse care satisface cerinţele AIEA şi ICRP [44, 45, 46]. Răspunsul dozimetrului în funcţie

de unghiul de incidenţă, determinat experimental prin iradierea la ±450, se situează în

intervalul (0,88÷1,04) iar pentru determinarea răspunsului în funcţie de temperatură au fost

utilizate specificaţiile tehnice ale producătorului de filme Agfa.

Dozimetrul fotografic rămâne aşadar un sistem dozimetric cu care se pot obţine

rezultate foarte bune dacă sunt utilizaţi algoritmi de calcul pentru determinarea dozelor şi dacă

sunt analizate şi evaluate mărimile de influenţă care au efecte semnificative asupra rezultatelor.


43

III. MONITORIZAREA DOZIMETRICĂ INDIVIDUALĂ

A PERSONALULUI EXPUS PROFESIONAL

LA RADIAŢII IONIZANTE

Rezultatele cu privire la monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus

profesional la radiaţii ionizante au fost obţinute folosind sistemul dozimetric cu film

(dozimetrul fotografic). Aceste rezultate sunt incluse în studiul european „European Study of

Occupational Radiation Exposure” (ESOREX- anexa A 1), studiu ce a fost iniţiat în anul

1997 de către Comisia Europeană [53, 54, 55].

Studiul ESOREX constă în analiza datelor obţinute în cadrul programelor de

monitorizare dozimetrică individuală derulate în cadrul laboratoarelor de dozimetrie

individuală din peste 30 state membre UE, în vederea armonizării sistemului de protecţie

radiologică în Europa şi evaluează tendinţele apărute în urma implementării Directivei

96/29/EURATOM (transpuse în legislaţia noastră prin Normele Fundamentale de Securitate

Radiologică) [56].

III.1. Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la

radiaţii ionizante

Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la radiaţii

ionizante reprezintă procesul prin care sunt evaluate şi interpretate dozele de radiaţii primite de

persoanele care desfăşoară activităţi în domeniul nuclear. Directivele europene şi normele

naţionale de securitate radiologică impun obligativitatea evaluării lunare a dozelor primite de

persoanele care desfăşoară activităţi în câmp de radiaţii. Programul de monitorizare

dozimetrică individuală a persoanelor expuse profesional la radiaţii ionizante furnizează

informaţii care conduc la optimizarea protecţiei radiologice la radiaţii, certifică faptul că nu

sunt depăşite limitările de doză impuse prin legislaţie şi semnalează către organismele

competente în domeniul nuclear orice depăşiri ale acestora.

III.1.1. Date actuale. Legislaţie şi baze de date

În domeniul dozimetriei şi protecţiei radiologice sunt tratate problemele care apar

datorită utilizării radiaţiilor ionizante în activităţi precum medicină, industrie, cercetare,

energetică nucleară etc. Scopul principal al protecţiei radiologice îl constituie asigurarea unui


44

standard adecvat de protecţie la radiaţii fără a limita excesiv practicile benefice care folosesc

expunerea la radiaţii.

Unul dintre principiile de bază ale protecţiei radiologice îl reprezintă limitarea dozei de

radiaţii ionizante pe care o poate primi o persoană. Măsurătorile efectuate pentru evaluarea

dozelor datorate expunerii la radiaţii sunt descrise prin termenul general de „monitorizare”.

Deşi măsurătorile de doză sunt o parte extrem de importantă a oricărui program de protecţie

radiologică, monitorizarea reprezintă mai mult decât efectuarea unor măsurători, deoarece

aceasta implică interpretare şi evaluare şi de asemenea demonstrează că măsurile de

radioprotecţie sunt adecvate şi implementate.

Pentru activităţile desfăşurate în domeniul nuclear sunt prevăzute limite de doză stabilite

legislativ prin Normele Fundamentale de Securitate Radiologică (norme ce reprezintă

transpunerea Directivei 96/29/EURATOM).

Până în anul 2000, doza maximă admisă legal pentru o persoană expusă profesional la

radiaţii ionizante era de 50 mSv/an. Prin intrarea în vigoare a Normelor Fundamentale de

Securitate Radiologică, această valoare a fost redusă la 20 mSv/an. Reducerea semnificativă a

limitei de doză maximă admisă legislativ a impus o serie de cerinţe precum:

• Reducerea dozei medii înregistrate de persoanele expuse profesional

• Reducerea dozei colective

• Reducerea numărului de cazuri în care este depăşită doza de 20 mSv/an.

În acest context, monitorizarea dozimetrică individuală furnizează informaţii importante

cu privire la nivelele de doză înregistrate în domeniile de activitate din domeniul nuclear şi

evidenţiază cazurile în care limita de doză prevăzută legislativ este depăşită.

În conformitate cu prevederile Normelor Fundamentale de Securitate Radiologică,

persoanele expuse profesional se clasifică în două categorii:

• Categoria A, care cuprinde acele persoane pentru care există o probabilitate

semnificativă de a primi o doză efectivă mai mare decât trei zecimi din doza maxim

admisă anual (20mSv)

• Categoria B cuprinde celelalte persoane expuse profesional. Monitorizarea dozimetrică

individuală a persoanelor expuse profesional de categorie B are ca obiect demonstrarea

încadrării corecte a lucrătorilor în această categorie, urmând ca apoi să nu mai fie

necesară.

Conform Normelor de Dozimetrie Individuală publicate în anul 2001, domeniile ce

implică activităţile în care se utilizează surse de radiaţii se împart în următoarele categorii:


45

• Domeniul nuclear, ce include subdomeniile: fabricarea combustibilului nuclear şi

centre de cercetare nucleară

• Medicina, ce include: radiologia de diagnostic, radiologia intervenţională, cardiologia,

radiologia chirurgicală, radioterapia, medicina nucleară, radiologia dentară şi medicina

veterinară

• Industria, cu subdomeniile: radiografia industrială, carotajul industrial, fabricarea

substanţelor radiochimice, iradierea industrială, industria chimică

• Educaţie, cercetare, securitate: educaţie nivel superior, cercetare radiaţie şi securitate şi

inspecţie

• Radioactivitate naturală, cu subdomeniile: minerit, minerit uraniu, aviaţie civilă –

echipaj de zbor şi personal însoţitor, peşteri sau alte locuri subterane destinate

publicului.

În ţara noastră, dozele primite de personalul expus profesional la radiaţii ionizante sunt

înregistrate în Registrul Naţional de Doze, unde sunt determinate dozele cumulate de

persoanele expuse profesional pe tot parcursul vieţii, cauza decesului unora dintre acestea şi

informaţii despre incidenţa cancerului. Pe măsură ce se acumulează, informaţiile sunt analizate

pentru a descoperi ce diferenţe apar între mortalitatea în rândul celor ce lucrează cu radiaţii şi

cea a altor grupuri, precum şi diferenţele care apar între grupurile persoanelor expuse

profesional la radiaţii cu doze cumulate diferite.

III.1.2. Sistemul de protecţie în expunerea profesională la radiaţii

Cadrul de bază al protecţiei radiologice include raţiuni ştiinţifice şi sociale, scopul

principal al protecţiei radiologice fiind acela de a asigura un standard adecvat de protecţie, fără

a limita excesiv practicile benefice care conduc la expunerea la radiaţii.

Sistemul de protecţie radiologică se bazează pe următoarele principii generale:

• Nici o practică ce implică expuneri la radiaţii nu este acceptată decât dacă produce un

beneficiu direct pentru individ sau societate, astfel încât să compenseze detrimentul

datorat expunerii la radiaţii (Justificarea practicii).

• Valorile dozelor individuale şi numărul de persoane expuse trebuie să fie menţinute la

un nivel cât mai scăzut posibil (Principiul ALARA – As Low As Reasonably

Achievable).


46

• Expunerea indivizilor rezultată din combinarea tuturor practicilor trebuie să fie supusă

limitărilor de doză sau unui control al riscului în cazul expunerilor potenţiale

(Limitarea dozei individuale şi a riscului).

III.2. Noţiunea de doză mică

Problema definirii dozei mici de radiaţie nu este simplă, întrucât problematica vastă a

dozelor mici de radiaţii abundă de informaţii, date şi rezultate, obţinute în diferite perioade şi în

variate domenii de lucru, sintetizarea lor necesitând un proces continuu de concentrare şi

sintetizare.

Din considerente de natură radiobiologică şi radiochimică, o exprimare de forma “doza

mică de radiaţie reprezintă cantitatea minimă de energie care, transferată unei structuri

biologice, poate determina un efect decelabil” poate fi considerată reprezentativă. Această

definiţie nu conţine însă nici un element cantitativ, motiv pentru care în aplicare devine

inoperantă.

În activitatea practică s-a conturat tot mai clar necesitatea stabilirii unor limite de

încadrare a dozelor mici, stabilindu-se:

• limita inferioară, pentru care se admite ideea că, cel puţin sub aspect teoretic, nu există.

Nu există un prag de doză sub care radiaţiile să nu poată produce o modificare

biologică, chiar dacă aceasta este ulterior reparată integral.

• limita superioară – considerată o variabilă, deoarece efectele dozelor mici pot avea

aspecte diferite de manifestare, iar modalitatea iradierii poate influenţa direct amploarea

şi/sau gravitatea unor asemenea efecte (iradiere generală sau locală, unică sau continuă,

fracţionată în doze egale sau diferite etc.). Astfel, limita superioară devine o variabilă în

funcţie de modul de încasare a dozei, de radiosensibilitatea structurii iradiate (a

ţesutului) şi de importanţa respectivei structuri în organism.

Sintetizând informaţiile în domeniu referitoare la această limită superioară, United

Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR) recomanda

încă din 1994 că sintagma “doză mică de radiaţie” trebuie aplicată “expunerilor în timpul

cărora este foarte puţin probabil a se produce mai mult de un eveniment de absorbţie a

energiei radiaţiilor în porţiunile critice ale celulei, în cursul perioadei în care mecanismele de

reparare celulară funcţionează”.

Cu titlu cuantificabil general, acelaşi comitet recomanda că “pentru întregul organism,

doza mică de radiaţie semnifică o doză generală totală mai mică de 200mSv”.


47

Mărimea dozei este deci definită în funcţie de efectele pe care radiaţia le are asupra

organismului. Ca urmare, este foarte important ca să se cunoască răspunsul organismului la

iradierea cu doze mici şi debite mici de doză.

Definirea dozelor mici se poate face în două moduri: fie microdozimetric (deci ţinând

cont de interacţiunile la nivel microscopic ale radiaţiei cu substanţa), fie epidemiologic,

urmărind relaţia doză – efect din perspectiva implicaţiilor asupra sănătăţii populaţiei.

Una dintre direcţiile principale de cercetare în radioprotecţie o constituie la ora actuală

identificarea relaţiei doză-efect la doze mici. Întreaga filosofie a radioprotecţiei se bazează pe

teoria cu privire la modul în care reacţionează organismul la iradiere. Pentru a valida teoriile

care apar în acest domeniu, este necesar să se poată efectua măsurători de doze cu acurateţe

suficientă, ceea ce în domeniul dozelor mici poate fi destul de dificil.

În cele ce urmează, este definită noţiunea de doză mică prin prisma a două abordări:

microdozimetric şi epidemiologic, apoi este justificată importanţa dezvoltării unor metode cât

mai precise pentru măsurarea acestor doze.

III.2.1. Mărimi microdozimetrice. Conceptul de doză mică în radiobiologie

Dozimetria clasică (macrodozimetria) foloseşte mărimi nestohastice. Microdozimetria,

în schimb, face referinţă la mărimi stohastice (termenul stohastic caracterizează fenomenele

apărute întâmplător, aleatoriu, probabilistic). Mediile valorilor observate astfel, asociate

mărimilor stohastice, sunt însă tot mărimi nestohastice. În cele ce urmează, vom defini câteva

dintre mărimile microdozimetrice necesare pentru introducerea conceptului de doză mică din

punct de vedere microdozimetric (radiobiologic).

Mărimea de la care se pleacă în microdozimetrie este energia cedată în cadrul unei

singure interacţiuni, notată єi

є

, definită ca:

i= Tin – Tout + QΔm

unde T

(III.1.)

in este energia particulei ionizante incidente, Tout este suma energiilor tuturor

particulelor care pleacă din punctul de interacţie (numit şi punct de transfer) iar QΔm

(III.2)

reprezintă

totalitatea modificărilor maselor de repaus ale atomilor şi ale particulelor implicate în

interacţie. Evident, energia cedată într-un anumit volum este dată de:

𝜀 = 𝜀𝑖𝑖

unde i este numărul de interacţiuni care au condus la cedarea de energie în acel volum.

Energia specifică cedată într-un volum este definită prin:


48

𝑧 = 𝜀𝑚

(III.3.)

unde m este masa volumului în care este cedată energia 𝜀.

Dacă F(z) este probabilitatea ca energia specifică să fie mai mică sau egală cu z, atunci

densitatea de probabilitate (care reprezintă derivata funcţiei care, pentru fiecare valoare z, dă

probabilitatea ca variabila aleatorie F(z) sa fie mai mică sau egală cu z) va fi:

f(z) =𝑑𝐹(𝑧)𝑑𝑧

, f(0) =0 (III.4.)

Energia specifică medie (care este o mărime nestohastică) este definită prin:

𝑧 = ∫ 𝑧𝑓(𝑧)𝑑𝑧∞0 (III.5.)

Energia specifică poate fi datorată unui singur eveniment sau mai multora. Ca urmare,

este util să introducem probabilitatea F1

f

(z) de cedare a energiei specifice în cadrul unui singur

eveniment şi atunci densitatea de probabilitate este:

1

şi obţinem o nouă mărime nestohastică numită energie specifică medie per eveniment, definită

prin:

= 𝑑𝐹1 (𝑧)

𝑑𝑧 (III.6.)

𝑧𝐹 = ∫ 𝑧𝑓1(𝑧)𝑑𝑧∞0 (III.7.)

Ca urmare, se poate calcula numărul mediu de evenimente care duc la o anumită

energie specifică medie, prin:

𝑛 = 𝑧𝑧𝐹

(III.8.)

iar numărul mediu de evenimente per unitatea de doză este: 𝑛𝐷

= 1𝑧𝐹

∙ 𝑧𝐷

(III.9.)

Se poate vorbi despre doze mici în cazul în care doza absorbită reprezintă cel mult 20%

din valoarea energiei specifice medii per eveniment, zF.

Dozele mari apar atunci când abaterea standard a energiei medii specifice per

eveniment este mai mică de 20%. În această regiune, fluctuaţiile statistice ale transferului de

energie sunt relativ nesemnificative. Se consideră ca fiind doze mici, dozele ale căror valori se

situează sub 10

În acest caz, mai puţin de 18% dintre

volumele sensibile suferă un eveniment de ionizare şi sub 2% suferă mai mult de un

eveniment. În regiunile de doză mică, valoarea lui z este independentă de doză. Ceea ce se

modifică odată cu doza absorbită este numărul de volume afectate, nu numărul de evenimente

din volumul afectat [57, 58].

-2 Gy. În cele ce urmează vom vedea cum la aceeaşi concluzie se ajunge şi prin

metode epidemiologice.


49

III.2.2. Epidemiologia radiaţiilor ionizante. Definiţia dozelor mici în epidemiologie

Epidemiologia radiaţiilor ionizante aplică metoda statistică pentru a deduce relaţia

dintre doză şi efectele sale. Epidemiologii studiază efectele dozelor pe populaţii mari şi

urmăresc starea de sănătate a populaţiei care a fost expusă unei anumite doze. Evident, doza

respectivă este de această dată fie o doză colectivă, fie o doză medie, deoarece niciodată

indivizii dintr-un anumit colectiv nu vor primi cu toţii exact aceeaşi doză. Ceea ce se măsoară

în epidemiologie este riscul asociat unei anumite doze dintr-o noxă dată (în acest caz riscul

asociat unei doze de radiaţii). Metoda constă în a studia grupe de populaţie expuse în mod

diferit la radiaţii, analizându-se rolul pe care îl joacă doza primită în apariţia anumitor boli

[59].

În general, un factor este considerat drept cauză a unei maladii dacă o modificare a

magnitudinii unei mărimi asociate acelui factor implică o modificare în frecvenţa de apariţie a

bolii respective. Ca urmare, studiile cu privire la efectele iradierii asupra sănătăţii publice au

urmărit modul în care creşterea dozei efective duce la creşterea incidenţei diverselor maladii

radioinduse, în special cancerele de diverse tipuri.

Studiul epidemiologic în domeniul radiaţiilor are o pondere majoră în înţelegerea

efectelor asupra sănătăţii la populaţiile expuse, abordând domeniul efectelor tardive cum ar fi

cancerele sau efectele genetice la grupuri populaţionale expuse.

Într-un astfel de studiu trebuie avute în vedere, de-a lungul tuturor etapelor de

desfăşurare, următoarele rezerve [60]:

• efectele asupra sănătăţii nu sunt specifice radiaţiilor, ele pot avea şi alte cauze (ex.

leucemia pentru care a fost dovedită asocierea atât cu expunerea la radiaţii cât şi cu

expunerea la toxine chimice din clasa benzenului);

• dozele utilizate sunt estimări de doze colective şi nu individuale;

• de obicei grupurile luate în studiu pentru o anumită expunere la radiaţii mai au şi alte

tipuri de expunere (medicală, naturală);

• populaţiile pot diferi între ele printr-o serie factori cum ar fi: alimentaţia, stilul de

viaţă, încărcătura genetică etc.;

• efectele tardive asupra sănătăţii induse de radiaţii apar după o perioadă de latenţă care

poate dura de la câţiva ani (leucemia) la câteva zeci de ani (cancerul tiroidian) sau după

generaţii (efectele genetice).


50

Toate acestea pot interveni ca factori de confuzie care fie pot masca efectul căutat, fie

pot evidenţia un efect care de fapt nu are legătură cu expunerea incriminată şi pot induce

dificultăţi în interpretarea rezultatelor şi în formularea concluziilor acestor studii.

Pe de altă parte, efectele expunerii la radiaţii pentru aceeaşi doză sunt diferite în situaţia

în care doza provine dintr-o expunere unică (expunere acută) sau este rezultată din mai multe

expuneri cumulate în timp (expunere cronică).

Rezultatele studiilor epidemiologice realizate până în prezent conduc la concluzia că

[31]:

• există dovezi sigure pentru creşterea riscului de cancer la doze >50mSv

în expunerea acută şi la doze >100mSv în expunerea cronică;

• există dovezi rezonabile pentru creşterea riscului de cancer la doze

≈5mSv în expunerea acută şi la doze ≈50mSv în expunerea cronică;

• faptul că nu există dovezi clare pentru doze mai mici de 5mSv nu

implică nici o concluzie asupra existenţei riscului la acest nivel.

III.3. Clasificarea tipurilor de expunere la radiaţii a persoanelor

După cum am prezentat anterior, în baza celor mai importante studii epidemiologice,

cercetări biologice şi documente ale organismelor internaţionale de reglementare în domeniul

radiaţiilor ionizante şi al sănătăţii, la momentul actual se poate spune că:

- dozele mici (fără a da o valoare) sunt cele care nu induc efecte detectabile

epidemiologic asupra sănătăţii, iar cantitativ ar însemna un mic adaus la doza rezultată

din expunerea naturală;

- persoanele expuse profesional şi persoane din populaţie pot primi asemenea doze;

- principala sursă suplimentară de expunere pentru public, după fondul natural, o

constituie procedurile diagnostice şi terapeutice pe baza de radiaţii ionizante;

- există un domeniu de doză (fără prag) în care răspunsul biologic al organismului se

situează numai la nivel celular - fără a avea expresie clinică - şi care împarte lumea

ştiinţifică în două curente:

a) zona este considerată ca generatoare de răspuns adaptiv [31, 59],

b) zona unei receptivităţi crescute faţă de boala canceroasă.

În cele ce urmează, vom prezenta clasificările tipurilor de expunere la radiaţii a

persoanelor.


51

III.3.1. Expunerea profesională

Expunerea profesională la radiaţii ionizante face referire la expunerile care apar datorită

desfăşurării de activităţi profesionale în câmp de radiaţii. În această categorie se încadrează

personalul medical care desfăşoară activităţi în unităţi de radiodiagnostic, radiologie

intervenţională, radioterapie, medicină nucleară, oncologie etc., inginerii şi operatorii care

efectuează lucrări de control nedistructiv la conducte, cazane, ţevi etc., lucrătorii din mineritul

uranifer şi din procesarea combustibilului nuclear, lucrătorii din domeniul securitate şi

inspecţie, echipajul de zbor şi personalul însoţitor din aviaţia civilă, cadrele didactice şi

cercetătorii din universităţi şi centre de cercetare nucleară etc. Pentru fiecare persoană expusă

profesional, doza de radiaţii se determină lunar. Pentru evaluarea dozelor efective înregistrate

lunar de persoanele expuse profesional la radiaţii ionizante a fost folosit sistemul dozimetric cu

film (dozimetrul fotografic).

III.3.2. Expunerea medicală

Expunerea medicală este limitată la expunerile suportate de indivizi ca parte a

propriului tratament sau diagnostic şi la expunerile primite de bunăvoie şi în cunoştinţă de

cauză, a indivizilor care ajută la susţinerea şi alinarea pacienţilor supuşi tratamentului sau

diagnosticării. De asemenea, în această categorie se încadrează şi expunerile suportate de

voluntari ca parte a unui program de cercetări biomedicale.

Legislaţia recent adoptată pune accent pe cunoaşterea dozelor primite de pacienţi în

urma examinării şi tratamentelor medicale. Dozele înregistrate în cadrul expunerilor medicale

sunt evaluate cu ajutorul unor dispozitive de măsurare a produsului doză-arie (DAP-metre).

Pentru reducerea dozei colective primite de populaţie în urma expunerilor medicale, unele

tipuri de investigaţii medicale au fost interzise ca fiind considerate nejustificate (radioscopia

directă, microradiofotografia pulmonară), iar pentru alte tipuri de investigaţii medicale este

obligatorie cunoaşterea şi raportarea dozei primite de pacient.

III.3.3. Expunerea populaţiei

Expunerea populaţiei face referire la toate celelalte expuneri, altele decât expunerea

profesională şi expunerea medicală. Cea mai mare componentă a expunerii populaţiei este cea

datorată surselor naturale de radiaţii, dar cu toate acestea, o atenţie deosebită este acordată

expunerii la sursele artificiale.


52

III.4. Limitele de doză în expunerea la radiaţii ionizante

Limitele şi nivelele de referinţă sunt două noţiuni diferite în radioprotecţie. O limită

este valoarea unei mărimi care nu trebuie să fie depăşită. Un nivel de referinţă este valoarea

unei mărimi care urmează să determine o serie de măsuri speciale; un nivel de referinţă nu este

o limită.

Limita de doză efectivă pentru persoanele expuse profesional la radiaţii este de 20 mSv

pe an [56]. De asemenea, în condiţiile respectării acestei limite de doză la nivelul întregului

organism, mai sunt precizate următoarele limite [56]:

• 150 mSv pe an pentru cristalin

• 500 mSv pe an pentru extremităţile mâinilor şi picioarelor

• 500 mSv pe an pentru piele.

Nivelele de referinţă utilizate în radioprotecţie sunt următoarele:

- nivelul de înregistrare: nivelul definit de autoritatea competentă pentru echivalentul de

doză efectiv sau pentru încorporare, la a căror depăşire informaţia este de un interes suficient

din punct de vedere al radioprotecţiei astfel încât să se justifice înregistrarea şi stocarea

informaţiei;

- nivelul de investigare: nivelul a cărui depăşire conduce la rezultatele suficient de

importante astfel încât să se justifice o investigare ulterioară;

- nivelul de referinţă: nivelul de doză în practicile medicale de radiodiagnostic care nu

trebuie să fie depăşit dacă se aplică practici corecte privind performanţa tehnică şi diagnosticul.

Un astfel de nivel este specificat anticipat, de o autoritate competentă sau de către conducerea

instituţiei, astfel încât la depăşirea unei anumite valori să fie întreprinse măsuri pentru aducerea

mărimilor în limitele normale.

III.5. Distribuţia numărului de persoane expuse profesional pe intervale de doză

în medicină şi industrie

În conformitate cu prevederile Normelor Fundamentale de Securitate Radiologică,

persoanele expuse profesional se clasifică în două categorii:

• Categoria A cuprinde persoanele expuse profesional pentru care există o probabilitate

semnificativă de a primi o doză efectivă mai mare decât trei zecimi din doza maxim

admisă anual (20mSv);

• Categoria B cuprinde celelalte persoane expuse profesional.


53

În România lucrează aprox. 19.000 persoane expuse profesional la radiaţii ionizante

[60]. Distribuţia pe domenii de activitate a persoanelor expuse profesional la radiaţii ionizante

este prezentată în Fig. III.1.

Fig. III.1.: Distribuţia pe domenii de activitate a persoanelor expuse profesional din România

[60]

În anul 2009, în cadrul laboratorului DOZIMED au fost monitorizaţi un număr de

aprox. 9.000 persoane expuse profesional de categorie A. Dozele datorate expunerii externe au

fost evaluate şi raportate lunar către unităţile nucleare monitorizate, folosindu-se dozimetrul

fotografic.

Cele mai multe persoane expuse profesional îşi desfăşoară activitatea în medicină

(5535 persoane - 63% din numărul total de persoane monitorizate), în industrie lucrează 1658

persoane - 20% din numărul total de persoane monitorizate, radioactivitatea naturală - 760

persoane adică aprox. 10% din numărul total de persoane monitorizate, în domeniul nuclear

527 persoane - 6% din numărul total de persoane monitorizate iar în educaţie, cercetare,

securitate lucrează 223 persoane, reprezentând 1% din numărul total de persoane monitorizate.

În figura III.2. este prezentată distribuţia pe domenii de activitate a persoanelor expuse

profesional monitorizate de DOZIMED.

Numărul de persoane expuse profesional la radiaţii ionizante din România în anul 2009

Minerit Educaţie, cerc.

Industrie

Medicină

Dom.nuclear

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000


54

Fig. III.2.: Distribuţia expuşilor profesional pe domenii de activitate

În medicină, cele mai multe persoane expuse profesional sunt încadrate la „Radiologia

de Diagnostic”, numărul de lucrători pe subdomenii de activitate fiind prezentată în Fig. III.3.

Fig. III.3. Distribuţia persoanelor expuse profesional în medicină

În industrie, distribuţia pe subdomenii de activitate este ilustrată în Fig. III.4.

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000

10000

0 500

1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000


55

Fig. III.4. Distribuţia persoanelor expuse profesional în industrie

După cum se poate observa din tabelul III.1, un număr important din numărul

persoanelor monitorizate care desfăşoară activităţi din domeniile medicină şi industrie

înregistrează doze cuprinse în intervalul 2÷10 mSv.

Tabelul III.1. Distribuţia pe intervale de doză a persoanelor expuse profesional din domeniile

medicină şi industrie în anul 2009.

0,1 0,2 0,5 1,0 2,0 5,0 10,0 15,0 20,0 Number

< 0,1

mSv 0,2

mSv 0,5

mSv 1,2

mSv 2,0

mSv 5,0

mSv 10,0 mSv

15,0 mSv

20,0 mSv

50,0 mSv

> 50,0 mSv all

Medicină 232 0 223 549 2540 1983 6 1 0 0 1 5535 Radiologie de diagnostic 154 0 131 368 1777 1289 3 1 0 0 1 3724 Radiologie intervenţională 18 0 16 23 90 150 0 0 0 0 0 297 Cardiologie 3 0 2 6 32 57 0 0 0 0 0 100 Radiologie chirurgicală 3 0 9 34 145 35 0 0 0 0 0 226 Radiologie + terapie, spitale 0 0 0 0 3 0 0 0 0 0 0 3 Radioterapie 7 0 6 18 64 97 0 0 0 0 0 192 Medicină Nucleară 1 0 1 8 95 33 2 0 0 0 0 140 Medicină Dentară 39 0 52 79 283 278 1 0 0 0 0 732 Medicină Veterinară 0 0 3 7 5 16 0 0 0 0 0 31 Alte utilizări medicale (service aparatură) 7 0 3 6 46 28 0 0 0 0 0 90 Total Industry 56 0 39 179 888 473 10 13 0 0 0 1658 Radiografie Industrială 25 0 8 53 152 194 8 10 0 0 0 450 Radiografie Industrială – unităţi fixe 9 0 15 30 125 72 0 0 0 0 0 251 Radiografie Industrială – unităţi mobile 1 0 2 36 69 45 2 3 0 0 0 158 Carotaj radioactiv 10 0 6 25 122 136 0 0 0 0 0 299 Industria chimică 1 0 0 0 1 15 0 0 0 0 0 17 Alte utilizări industriale 10 0 8 35 419 11 0 0 0 0 0 483 Total 288 0 262 728 3428 2456 16 14 0 0 1 7193

Revenind la concluziile studiilor epidemiologice discutate în paragraful III.2.2. care

concluzionează că există dovezi rezonabile pentru creşterea riscului de cancer la doze ≈5mSv

0 100 200 300 400 500 600


56

în expunerea acută şi la doze ≈50mSv în expunerea cronică, vom accentua astfel importanţa

determinărilor de doze înregistrate de persoanele expuse profesional la radiaţii ionizante.

III.6. Doze colective anuale şi doze medii înregistrate de personalul expus

profesional la radiaţii ionizante

Doza medie înregistrată de persoanele expuse profesional reprezintă raportul dintre

doza colectivă (care reprezintă suma dozelor primite de fiecare expus profesional în parte, pe

parcursul unui an calendaristic) şi numărul total de persoane monitorizate. Astfel, orice caz în

care apare o depăşire a limitei de doză prevăzute legislativ, va conduce la creşterea valorii

dozei medii calculate statistic.

În figura III.4. sunt prezentate valorile dozelor medii înregistrate de personalul expus

profesional la radiaţii ionizante în anul 2009, valori calculate după cum am precizat mai sus,

pornind de la dozele lunare.

Fig. III.4. Dozele medii înregistrate de personalul expus profesional în anul 2009

În figura III.5. sunt prezentate dozele medii înregistrate de personalul expus profesional

din medicină în anul 2009.

0 0.2 0.4 0.6 0.8

1 1.2 1.4 1.6 1.8

2

Nuclear Medicină Industrie Educatie, cercetare Radioactivitate naturală


57


După cum se observă, în medicină, valorile dozei medii înregistrate anual de persoanele

expuse profesional la radiaţii ionizante sunt sub valoarea maxim admisă legislativ (20 mSv),

ele situându-se în intervalul 1,51 ÷ 1,86 mSv. Cele mai mici valori ale dozelor medii anuale se

înregistrează în radiologia de diagnostic, iar cele mai mari sunt semnalate în medicină nucleară

şi cardiologie. În figura III.6. sunt prezentate dozele medii înregistrate de personalul expus

profesional din industrie în anul 2009.


În industrie, valorile dozei medii înregistrate anual de persoanele expuse profesional la

radiaţii ionizante se încadrează în intervalul 1,57 ÷ 1,93 mSv. Cele mai mici valori ale dozelor

0 0.2 0.4 0.6 0.8

1 1.2 1.4 1.6 1.8

2

0

0.5

1

1.5

2

2.5

Serie1


58

medii anuale se înregistrează alte utilizări industriale (service aparatură) iar cele mai mari

valori sunt semnalate în activităţile de radiografie industrială.

Valorile crescute de doză ce se înregistrează în domeniul industrial, mai ales în cazul

unităţilor mobile (ex: radiografii industriale efectuate pentru conducte magistrale, în cala

navelor, pe şantiere etc.) sunt datorate caracteristicilor acestui tip de activitate care implică:

• Manipularea unor surse radioactive de activitate mare, utilizate în radiografia gamma

• Condiţii dificile de expunere pentru unităţile mobile ce efectuează expuneri în

exteriorul incintelor de iradiere

III.7. Analiza rezultatelor comparativ cu studiul European Studies of

Occupational Radiation Exposure (ESOREX)

Din datele adunate în studiul ESOREX, în Europa se înregistrează un număr de

aproximativ un milion de persoane expuse profesional la radiaţii [53, 54, 55]. Aproape 90% din

numărul total de persoane expuse profesional lucrează în ţările Europei de Vest iar restul de

10% lucrează în ţările Europei de Est: România, Bulgaria, Cehia, Polonia, Ungaria, Slovacia şi

Slovenia.

În tabelul III.2. sunt prezentate rezultatele studiului ESOREX cu precizarea valorilor

dozelor medii primite de personalul expus profesional din Europa, pentru toate tipurile de

activităţi din domeniul nuclear precum şi numărul total de persoane expuse profesional.

Tabel III.2. Dozele înregistrate de personalul expus profesional în Europa pentru toate tipurile

de activităţi din domeniul nuclear, rezultate din studiul ESOREX

Nr. persoane expuse

profesional monitorizate

N>MRL (Ponderea persoanelor expuse profesional care au

depăşit cel puţin o dată nivelul de înregistrare)

Doza medie pentru persoanele expuse

profesional la radiaţii ionizante

(mSv) ESOREX WEST - 18 ţări 870.758 28% 1,3

ESOREX EAST - 9 ţări 109.110 67% 1,6

ESOREX EUROPE 979.868 32% 1,5

ESOREX ROMÂNIA 19.743 41% 1,55

După cum se poate observa din tabel, dozele medii înregistrate de persoanele expuse

profesional la radiaţii ionizante au valori comparabile, ceea ce reflectă faptul că nu există

diferenţe majore între ţările participante la acest studiu [60].


59

În ţările vestice (în special în Germania) sunt înregistraţi foarte mulţi expuşi profesional

de categorie B. Încadrarea persoanelor expuse în categoria B se face de regulă pentru a se

demonstra că nu există riscul unor expuneri pe durata efectuării lucrului în mediu potenţial

radioactiv. Pentru aceste persoane, probabilitatea de a înregistra o doză mai mare decât nivelul

de înregistrare este foarte mică (nivelul de înregistrare este 0,17 mSv şi reprezintă 10% din

limita derivată lunară).

Studiul „European Studies of Occupational Radiation Exposure” a condus la o primă

evaluare a tendinţelor dozelor înregistrate în diferite domenii de activitate în ţările UE.

Totodată, a evidenţiat faptul că este nevoie de armonizarea tuturor aspectelor privind

dozimetria de personal şi că creşterea gradului de implementare a principiului ALARA

conduce la optimizarea sistemului de protecţie radiologică.


60

IV. TERMOLUMINESCENŢA ŞI APLICAŢIILE ÎN DOZIMETRIE ŞI

RADIOPROTECŢIE

Dozimetrele termoluminescente sunt folosite la ora actuală în majoritatea ţărilor UE

pentru monitorizarea dozimetrică individuală, datorită avantajelor pe care acesta le prezintă

comparativ cu dozimetrul fotografic. De asemenea, dozimetrele termoluminescente sunt

utilizate în dozimetria clinică. O analiză comparativă a rezultatelor folosind dozimetrul

fotografic şi dozimetrul termoluminescent a fost efectuată în domeniul dozimetriei clinice

(radioterapie) pentru determinarea dozelor înregistrate de pacienţi [61].

În intenţia de a utiliza acest dozimetru pentru evaluarea dozelor de radiaţii şi în

laboratorul Dozimed am întreprins un studiu complex al caracteristicilor dozimetrice ale

detectorilor pe bază de fluorură de litiu [61, 62].

IV.1. Fenomenul de termoluminescenţă

Sub acţiunea radiaţiei ionizante au loc ionizări şi excitări ale atomilor şi moleculelor.

Ca urmare, în structura materialului şi cu precădere în zona cristalină vor apărea defecte.

Aceste defecte reprezintă abateri de la regularitatea ideală a structurii cristaline. Defectele

punctuale există în orice solid real, dar prin iradiere numărul lor creşte, ceea ce conduce la

modificarea proprietăţilor materialului iradiat.

Datorită defectelor punctuale din structura cristalină, în interiorul benzii interzise apar

nivele de energie noi, care pot fi ocupate de un purtător mobil de sarcină. Aceste nivele se

numesc capcane. Câmpul coulombian al defectelor atrage şi capturează în aceste capcane

electroni sau goluri, provenind din benzile de conducţie sau din benzile de valenţă, formând

centre active care joacă un rol determinant în modificarea proprietăţilor materialelor.

Fenomenul de termoluminescenţă constă în popularea, prin iradiere cu radiaţii

ionizante a unor centre active şi depopularea lor ulterioară, prin încălzire, ocazie cu care

energia acumulată în cristal este eliberată sub formă de radiaţii luminoase. Energia de activare

este deci energia radiaţiilor ionizante, iar cea de stimulare este energia termică. Centrele active

sunt stabile la temperatura mediului ambiant şi se conservă până la încălzirea materialului. Prin

încălzire, materialul iradiat în prealabil, emite două feluri de radiaţii luminoase: cele de spectru

termic, funcţie de temperatură, în cadrul procesului de incandescenţă şi cele datorate

luminescenţei, de energii superioare.


61

IV.1.1. Principiul metodei

Principiul metodei se explică cu ajutorul modelului benzilor de energie. În prima etapă,

a iradierii, capcanele de electroni şi goluri se populează datorită purtătorilor de sarcină mobili

eliberaţi prin ionizare. În a doua etapă, cea de încălzire, se produce depopularea capcanelor cu

emiterea fotonilor TL.

Dacă ε este energia capcanei de electroni, măsurată ca „adâncime” faţă de banda de

conducţie atunci cu cât capcana este mai adâncă cu atât ea se va depopula la o temperatură mai

ridicată. Dacă temperatura creşte constant în timp, capcanele se vor depopula succesiv,

începând cu cele puţin adânci şi apoi treptat cu cele din ce în ce mai adânci. Fluxul luminos

emis în funcţie de temperatură) va prezenta o serie de maxime succesive corespunzând

depopulării capcanelor de adâncimi crescânde [19].

Această curbă a fluxului luminos trasată în funcţie de timp sau de temperatură se

numeşte curbă de strălucire. Suprafaţa de sub curba de strălucire a primit denumirea de sumă a

luminii. În realitate, curba de strălucire conţine şi radiaţia de spectru termic, care însă trebuie

eliminată prin filtrare.

IV.1.2. Cinetica fenomenului de termoluminescenţă

Analiza fenomenului de termoluminescenţă în termeni cinetici implică numai ipoteze

asupra numărului de nivele implicate, asupra populaţiei acestor nivele şi asupra interacţiilor

dintre nivele, fără a se lua în consideraţie structura centrilor de captură şi de recombinare

implicaţi [63].

Pentru ecuaţiile care descriu cinetica fenomenului de termoluminescenţă, au fost făcute

următoarele ipoteze [57, 63, 64]:

• purtătorii liberi sunt electroni;

• centrii nu interacţionează între ei;

• centrii implicaţi în procesul de recombinare sunt de un singur tip;

• nu există o distribuţie specială a capcanelor (capcanele sunt distribuite uniform în toată

reţeaua);

• recombinarea nu are loc decât pe stările fundamentale ale centrilor creaţi de defecte.

În marea majoritate a modelelor folosite, sunt luate în consideraţie doar două nivele,

unul capcană şi unul pe care are loc recombinarea, după cum este prezentat în figura IV.1.


62

𝛽

s N, n

𝛾

F, f

Fig. IV.1. Reprezentarea schematică a nivelelor implicate în fenomenul de termoluminescenţă

• n reprezintă densitatea numerică de electroni capturaţi,

• N reprezintă densitatea numerică de nivele capcană,

• nc

• f reprezintă densitatea de nivele de recombinare,

reprezintă densitatea de purtători liberi din banda de conducţie,

• s reprezintă probabilitatea de evadare pentru purtătorii capturaţi,

• β reprezintă probabilitatea de recapturare,

• γ reprezintă probabilitatea de recombinare.

Vom lua în consideraţie următoarele rate de tranziţie:

• rata de eliberare a electronilor din capcane: sn

• rata de recapturare: βnc

• rata de recombinare: γn

(N-n)

c

În aceste condiţii, ecuaţiile care descriu procesele cinetice se pot scrie astfel:

f

𝑑𝑛𝑑𝑡

= −𝑠𝑛 + 𝛽𝑛𝑐 ∙ (𝑁 − 𝑛) (IV.1)

𝑑𝑛𝑐𝑑𝑡

= 𝑠𝑛 − 𝛽𝑛𝑐(𝑁 − 𝑛) − 𝛾𝑛𝑐𝑓 (IV.2)

Din condiţia de neutralitate avem şi:

Banda de conducţie nc

Banda de valenţă


63

f = n + nc

Intensitatea I a emisiei termoluminescente este dată de numărul de tranziţii radiative în

unitatea de timp şi volum, deci este proporţională cu rata de recombinare:

(IV.3)

I ~ γnc

Dependenţa probabilităţii de evadare de temperatură este descrisă de ecuaţia

Boltzmann:

f (IV.4)

𝑠 = 𝑠0𝑒− 𝐸𝑘𝑇 (IV.5)

unde E reprezintă energia nivelului capcană, T este temperatura iar k este constanta lui

Boltzmann.

Ecuaţiile de mai sus nu permit obţinerea unor funcţii explicite care să permită

deducerea unor mărimi fizice cum ar fi energia capcanelor sau probabilitatea de evadare.

Pentru a se obţine astfel de funcţii trebuie introduse ipoteze suplimentare, care să simplifice

rezolvarea sistemului de mai sus.

Două astfel de ipoteze simplificatoare sunt date de condiţia de quasi-echilibru. Se

presupune că timpul mediu de viaţă al purtătorilor liberi este mult mai scurt decât cel al

purtătorilor capturaţi (ceea ce este plauzibil în cazul materialelor cu rezistivitate mare). Aceasta

înseamnă că densitatea de purtători liberi este întotdeauna mult mai mică decât cea de purtători

capturaţi:

nc

La aceasta se adaugă ipoteza că variaţia densităţii purtătorilor liberi este mai mică decât

cea a purtătorilor capturaţi:

⟨⟨ n (IV.6)

𝑑𝑛𝑐𝑑𝑡

≪ 𝑑𝑛𝑑𝑡

(IV.7)

Nici cele două ipoteze prezentate mai sus nu sunt suficiente pentru a obţine o funcţie

care să descrie intensitatea emisiei de termoluminescenţă. Ca urmare, în funcţie de modelul

cinetic ales, se adaugă ipoteze care nu mai sunt însă valabile pentru orice tip de fosfor. Acestea

se referă la raportul dintre probabilităţile de recombinare şi recapturare. Există trei situaţii

posibile [65, 66, 67]:

- cazul în care recapturarea este neglijabilă (β = 0), caz cunoscut sub numele de cinetică

de ordinul I şi în care emisia de termoluminescenţă este descrisă de ecuaţia Randall -

Wilkins;

- cazul în care probabilităţile de recapturare şi de recombinare sunt egale (β = γ), caz

cunoscut sub numele de cinetică de ordinul II, în care emisia de termoluminescenţă este

descrisă de ecuaţia Garlick - Gibson;


64

- cazul cel mai general, în care raportul dintre probabilitatea de recapturare şi cea de

recombinare poate lua orice valoare, obţinându-se astfel o cinetică de ordin general

(GOK).

IV.1.2.1. Cinetica de ordinul I. Ecuaţia Randall-Wilkins

Randall şi Wilkins au luat în considerare ipoteza că, după eliberarea electronilor din

capcană, singurul proces care poate avea loc este recombinarea radiativă, neglijând

posibilitatea de recapturare a electronilor în drumul spre centrii de recombinare. Modelul este

foarte mult simplificat, deoarece într-o reţea cristalină reală există mai multe tipuri de capcane

ceea ce face ca în general recapturarea să aibă o probabilitate neneglijabilă.

În cadrul acestui model, capcana TL este descrisă ca o groapă de potenţial cubică,

caracterizată prin doi parametri: adâncimea capcanei (energia de activare E) şi frecvenţa cu

care electronii lovesc pereţii capcanei (frecvenţa încercărilor de evadare s, care reprezintă de

fapt probabilitatea de evadare).

Cu ipoteza suplimentară introdusă de Randall şi Wilkins (β = 0), intensitatea emisiei de

termoluminescenţă devine egală cu viteza de evadare a electronilor din capcană:

𝐼 = − 𝑑𝑛𝑑𝑡

= 𝑠 ∙ 𝑛 ∙ 𝑒−𝐸𝑘𝑇 (IV.8)

Fie n0

𝑛(𝑡) = 𝑛0 ∙ 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 (IV.9)

populaţia de electroni din capcane după iradiere. În timpul încălzirii, numărul de

electroni din capcane va scădea în timp datorită evadării şi recombinării:

Dacă temperatura variază în timp după o lege liniară, b fiind o constantă a sistemului de

încălzire, atunci:

T = b ∙ t ⇒ 𝑏 = 𝑑𝑇𝑑𝑡

(IV.10)

𝑑𝑛𝑑𝑡

= 𝑑𝑛𝑑𝑇 ∙ 𝑑𝑇

𝑑𝑡 = 𝑏 ∙ 𝑑𝑛

𝑑𝑡 (IV.11)

⇒ 𝑑𝑛𝑑𝑇

= − 1𝑏

∙ 𝑛 ∙ 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 (IV.12)

ceea ce ne conduce la:

𝑛(𝑇) = 𝑛0 ∙ 𝑒− 𝑠𝑏 ∙ ∫ 𝑒− 𝐸𝑘𝜏 𝑇

𝑇0 𝑑𝜏 (IV.13)

Înlocuind acum n(T) în ecuaţia (IV.8) obţinem expresia intensităţii emisiei de

termoluminescenţă în cazul cineticii de ordinul I:

𝐼(𝑇) = 𝑛0 ∙ 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 ∙ 𝑒− 𝑠𝑏 ∫ 𝑒− 𝐸𝑘𝜏 𝑑𝜏𝑇𝑇0 (IV.14)


65

Ecuaţia de mai sus, cunoscută sub numele de “ecuaţia Randall - Wilkins”, dă forma

unui maxim de termoluminescenţă în cazul cineticii de ordinul I, adică pentru cazul în care

recapturarea este neglijabilă.

Curba din figura IV.2 reprezintă un maxim de luminescenţă generat cu ecuaţia Randall

- Wilkins. Se poate vedea că picul este asimetric, la temperaturi mari descrescând mai rapid

decât creşte la temperaturi mici.

I(T)

T

Fig. IV.2: Curba de luminescenţă generată cu ecuaţia Randall - Wilkins

Acest lucru se datorează celor două exponenţiale din ecuaţia (IV.14). La temperaturi

joase, la care T este apropiat de T0

Din ecuaţia Randall - Wilkins se poate deduce condiţia de maximum pentru picurile de

ordinul I:

, argumentul celei de a doua exponenţiale este foarte mic

ceea ce face ca valoarea exponenţialei să fie practic unitară. Ca urmare, la temperaturi joase

comportamentul funcţiei este dominat de prima exponenţială, exp(- E/kT), care creşte rapid

odată cu creşterea temperaturii, ducând astfel la creşterea iniţială a intensităţii emisiei de

termoluminescenţă. Cea de a doua exponenţială ia valori descrescătoare la creşterea lui T, şi

variază foarte rapid la temperaturi ridicate. La o anumită temperatură, scăderea valorii celei de

a doua exponenţiale compensează creşterea datorată primei exponenţiale. Dincolo de acest

punct, domină cea de a doua exponenţială, ceea ce duce la o scădere rapidă a intensităţii.

𝑏𝐸𝑘𝑇𝑚2

= 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇𝑚 (IV.15)

deci viteza de încălzire este:

𝑏 = 𝑠𝑘𝐸

∙ 𝑇𝑚2 𝑒− 𝐸𝑘𝑇𝑚 (IV.16)

În figura IV.3. este prezentată dependenţa picurilor de doza de iradiere (a) şi de viteza

de încălzire (b) a unor picuri generate cu ecuaţia Randall - Wilkins:


66

I3

(T)

I2

(T)

I1

(T)

100 120 140 160 180 200

T (a)

50 100 150 200

T (b)

Fig. IV.3: Dependenţa picurilor de ordinul I de doză (a) şi de viteza de încălzire (b)

Din cele două ecuaţii se pot deduce mai multe caracteristici ale picurilor de ordinul I:

• n0 nu apare în ecuaţia (IV.15), deci temperatura Tm la care apar maximele nu depinde de n0

• din ecuaţia (IV.16) se poate observa că T

.

Acest lucru înseamnă că poziţia picurilor de ordinul I nu depinde de doză, ceea ce este

foarte convenabil pentru aplicaţiile de dozimetrie;

m

Deşi modelul propus de Randall şi Wilkins este foarte simplu, există foarte mulţi

fosfori ale căror picuri au cinetică de ordinul I. Totuşi, fosforii creaţi în ultima perioadă

prezintă alte tipuri de cinetici.

creşte o dată cu creşterea lui b, deci la viteze de

încălzire mai mari maximele apar la temperaturi mai mari.

IV.1.2.2. Cinetica de ordinul II. Ecuaţia Garlick - Gibson

Modelul propus de Garlick şi Gibson se bazează pe o altă ipoteză pentru a putea studia

evoluţia populaţiei capcanelor [63, 64]. Ei au luat în considerare recapturarea cu o probabilitate

egală cu cea de recombinare (β = α). În această situaţie, din ecuaţiile (IV.1.) - (IV.8.) se obţine:

𝐼 = 𝑠𝑁

∙ 𝑛2 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 (IV.17)

ceea ce, în cazul unei încălziri liniare, devine:

𝐼(𝑇) = 𝑛02 ∙ 𝑠 ∙ 𝑒− 𝐸𝑘𝑇 1 + 𝑛0𝑠𝑏

∫ 𝑒− 𝐸𝑘𝜏𝑑𝜏𝑇𝑇0

−2

(IV.18)

Ecuaţia de mai sus, cunoscută sub numele de ecuaţia Garlick – Gibson, descrie cinetica

de ordinul II. După cum se poate observa, aceasta este mai complexă decât ecuaţia IV.14 şi

3D 2D D

b 2b 3b


67

descrie un pic aproape simetric. Fig. IV.4 prezintă o curbă de termoluminescenţă generată cu

cinetica de ordinul II.

I(T)

T

Fig. IV.4. Curbă de luminescenţă generată cu ecuaţia cinetică de ordinul II

O caracteristică importantă a picurilor de ordinul II o reprezintă dependenţa poziţiei

maximumului de doza de iradiere. Astfel, pe măsură ce doza creşte, picul se deplasează spre

temperaturi mai mici, fapt ilustrat în figura IV.5.

I3

(T)

I2

(T)

I1

(T)

200 250 300

T

Fig. IV.5. Dependenţa poziţiei picului de ordinul II de doza de iradiere

Deşi modelul propus de Garlick şi Gibson se sprijină pe o ipoteză mai restrictivă decât

cea avansată de Randall şi Wilkins, el rămâne tot un simplu caz particular al situaţiei generale

în care raportul dintre probabilitatea de recombinare şi cea de recapturare poate lua orice

valoare.

IV.2. Evaluarea dozelor de radiaţii folosind dozimetrul termoluminescent

Dozimetrul individual termoluminescent este un dozimetru integrator folosit pentru

evaluarea dozelor înregistrate de personalul expus profesional la radiaţii ionizante. Acest

3D 2D D


68

sistem dozimetric prezintă o serie de avantaje faţă de sistemul dozimetric cu film precum:

dependenţă slabă a răspunsului detectorului de energia la care a fost iradiat, posibilitatea

măsurării unor doze mici (limită minimă de detecţie semnificativ redusă faţă de filmul

dozimetric).

Cristalele termoluminescente sunt dispuse în număr de 2, 3 sau 4 elemente pe o cartelă.

Pot fi astfel estimate: echivalentul de doză individual penetrant Hp(10), echivalentul de doză

individual superficial Hp(0,07) şi poate fi estimată doza la neutroni folosind algoritmul de

calcul al dozelor.

Sistemul dozimetric termoluminescent necesită operaţia de calibrare pentru trasarea

curbelor de etalonare şi stabilirea dependenţei răspunsului dozimetrului de energia şi de

unghiul de iradiere.

Fluorura de litiu (LiF) este până în prezent materialul cel mai larg folosit în aplicaţii,

cel mai amănunţit studiat şi cel mai frecvent produs în serie pentru utilizarea ca detector

termoluminescent. Aceste dozimetre constituie subiectul multor publicaţii [35, 36, 37, 38, 39].

Proprietăţile dozimetrice ale LiF nu sunt însă ideale, ceea ce îndreaptă atenţia cercetătorilor

spre alte materiale care, în viitor, să înlocuiască poziţia prioritară pe care o deţine în prezent

fluorura de litiu. Pentru utilizarea ca detector termoluminescent, fluorura de litiu este preparată

cu activatori, dintre care principalul este magneziu dar se folosesc şi titan, calciu, europiu.

LiF este o pulbere albă, microcristalină, stabilă în aer, insolubilă, inertă şi netoxică.

Dozimetrele sunt realizate sub formă de pudră presată, încorporată în teflon sau kapton.

Pentru calculul dozei este important să se cunoască dependenţa de energie, liniaritatea

răspunsului cu doza, dependenţa de unghiul de iradiere şi limita minimă de detecţie a

detectorului folosit. De asemenea, trebuie determinată regresia semnalului în funcţie de timpul

scurs de la iradiere (fadingul detectorului) pentru o bună precizie a evaluărilor de doză folosind

detectorii termoluminescenţi.

Pentru experimentele destinate caracterizării proprietăţilor dozimetrice a detectorilor

termoluminescenţi am folosit aparatul Harshaw 4500, prezentat în figura IV.6.


69

Fig. IV.6. Aparatul Harshaw 4500, produs de Thermo Scientific

Aparatul Harshaw 4500 conţine un fotomultiplicator care măsoară integral semnalul de

termoluminescenţă pe intervalul de temperatura stabilit în cadrul protocolului TTP (Time-

Temperature-Profile). Cartelele termoluminescente au fost analizate folosind următorul TTP:

- Preîncălzire pînă la 50 0

- Achiziţie date până la temperatura maximă de 300

C, 0

- Viteza de încălzire: 25

C, 0

C/s.

IV.2.1. Dependenţa răspunsului dozimetrului termoluminescent de doza de

iradiere

În domeniul radioprotecţiei, pe domeniul de doze de interes, răspunsul detectorului

TLD-100 este liniar [64].

Pentru iradierea dozimetrelor termoluminescente am utilizat iradiatorul extern al

aparatului, Harshaw model 2210, care conţine o sursă de 90Sr-90

Y cu o activitate de 0,5 mCi.

Iradierea se realizează prin aşezarea cartelelor pe discul rotativ al iradiatorului. Pentru iradierea

la doze diferite, notate în continuare D, 2D, 3D, 4D, 5D, cartelele au fost iradiate timp de 5, 10,

15, 20, 25 rotaţii. Iradierea şi citirea cartelelor termoluminescente este prezentată în figura

IV.7., iar datele obţinute sunt prezentate în tabelul IV.1.

Iradiator extern 2210

Citirea cartelelor în aparatul Harshaw 4500

Fig. IV.7. Iradierea şi citirea cartelelor termoluminescente


70

Tabelul IV.1. Răspunsul termoluminescent în funcţie de doza de iradiere

Nr. Crt. Nr.

Dozimetru

Doza de iradiere

(mSv)

Răspunsul termoluminescent (nC)

1 1149 D 3710

2 1184 2D 6920

3 1194 3D 9880

4 1176 4D 12660

5 1229 5D 16671

În figura IV.8. este reprezentată grafic dependenţa intensităţii semnalului

termoluminescent de doza de iradiere (liniaritatea răspunsului termoluminescent în funcţie de

doză).

Fig. IV.8. Dependenţa intensităţii semnalului termoluminescent de doza de iradiere

Curbele de termoluminescenţă obţinute sunt prezentate în figura IV.9. Se observă că

temperatura la care apar picurile de termoluminescenţă nu depinde de doza de iradiere, ceea ce

este foarte convenabil pentru aplicaţiile în dozimetrie. Citirea semnalului termoluminescent se

face pe un interval de temperatură de la 50 ÷ 300 0

C.

0

4000

8000

12000

16000

0 2 4 6

Doza de iradiere a dozimetrelor termoluminescente (mSv)

Rãsp

unsu

l det

ecto

rului

(nC)


71

Intensitate

semnal (nC)

Temp.(0

Fig. IV.9. Dependenţa semnalului (picurilor termoluminescente) de doza de iradiere C)

IV.2.2. Dependenţa răspunsului dozimetrului termoluminescent de viteza de

încălzire

După cum am prezentat anterior, intensitatea semnalului termoluminescent depinde de

doza de iradiere. În cele ce urmează, vom prezenta modul în care viteza de încălzire

influenţează aspectul curbei de termoluminescenţă. Profilul timp-temperatură ales este:

preîncălzire până la 50 0C, achiziţie date până la temperatura maximă de 300 0C iar viteza de

încălzire o vom alege ca fiind 5 0C/s, 10 0C/s, 15 0C/s, 200C/s, 25 0

C/s. Dozimetrele vor fi

iradiate la aceeaşi doză, obţinută prin iradierea cartelelor în iradiatorul extern la 25 rotaţii.

Datele obţinute sunt prezentate în tabelul IV.2.

Tabelul IV.2. Răspunsul termoluminescent în funcţie de viteza de încălzire

Nr. Crt. Nr.

Dozimetru

Viteza de încălzire

(0

Răspunsul termoluminescent (nC)

C/s)

1 1229 5 16671

2 1309 10 16828

3 1392 15 16120

4 1168 20 16335

5 1276 25 16475

Se observă că variaţia vitezei de încălzire nu modifică semnificativ intensitatea

semnalului termoluminescent, însă la viteze de încălzire mai mari picurile de

termoluminescenţă apar la temperaturi mai mari, fapt prezentat în figura IV.10.

0

2000

4000

6000

8000

10000

12000

14000

16000

18000

53

73

93

113

133

152

172

192

212

231

251

271

290

302

302

302

302


72

5 0

C/s 10 0C/s 15 0

Fig. IV.10. Deplasarea maximelor TL spre temperaturi mai mari, datorită creşterii vitezei de încălzire

C/s

IV.3. Evaluarea dozelor de radiaţii folosind dozimetrul termoluminescent

comparativ cu dozimetrul fotografic

Calibrarea sistemul dozimetric termoluminescent a fost realizată prin iradierea pe

phantom a unui număr de 100 dozimetre termoluminescente cu două elemente (TLD-100), la o

sursă de Cs-137, la doze cuprinse în intervalul 0,01 mSv şi 20 mSv. Iradierile au fost efectuate

în laboratorul de calibrări din cadrul Nuclear & Vacuum – Măgurele.

Dozimetrele termoluminescente au fost trimise pentru a fi purtate de personalul expus

profesional dintr-o instituţie de cercetare în domeniul nuclear, fiind purtate în paralel cu

dozimetrele fotografice şi păstrate în aceleaşi condiţii. Dozele au fost evaluate în unităţi de

echivalent de doză individual penetrant, Hp(10), mărimea operaţională ce estimează valoarea

dozei efective înregistrate la nivelul întregului organism. Rezultatele obţinute sunt prezentate

în tabelul IV.3.


73

Tabelul IV.3. Dozele înregistrate de dozimetrele TL şi fotografice purtate în aceleaşi condiţii

Dozimetru termoluminescent Dozimetru fotografic

Nr. crt.

cod cartela

Hp(10) (μSv) cod film Hp(10)

(μSv)

1. 1369 48 425932 < 100

2. 1246 30 426809 < 100

3. 1078 12 426808 < 100

4. 1229 25 426810 < 100

5. 1197 55 426721 < 100

6. 1359 42 426738 < 100

7. 1296 37 426714 < 100

8. 1276 51 426727 < 100

9. 1368 59 426724 < 100

10. 1235 35 426728 < 100

11. 1467 29 426726 < 100

12. 1400 54 426725 < 100

13. 1307 52 426715 < 100

14. 1309 71 426712 < 100

15. 1198 28 426723 < 100

16. 1374 31 426825 < 100

17. 1289 18 426826 < 100

18. 1356 42 426910 < 100

19. 1466 35 426840 < 100

20. 1314 36 426842 < 100

21. 1346 47 426841 < 100

22. 1366 29 426847 < 100

23. 1192 21 426855 < 100

24. 1313 15 426857 < 100

Valorile de mai sus reprezintă dozele datorate expunerii profesionale, valoarea fondului

natural fiind scăzută din valoarea dozei raportate. După cum se observă, dozele raportate de

dozimetrele termoluminescente au valori semnificativ reduse faţă de dozimetrele fotografice, a

căror limită minimă de detecţie este 100 µSv (0,10 mSv). Limita de detecţie a detectorilor

LiF:Mg,Ti este de 10 µSv, ceea ce constituie unul din principalele avantaje ale dozimetriei

termoluminescente.


74

IV.4. Analiza şi cuantificarea componentelor incertitudinii extinse pentru

determinările efectuate cu dozimetrul termoluminescent

Mărimile de influenţă considerate în analiza incertitudinilor sunt următoarele:

• Energia radiaţiei

• Unghiul de incidenţă a radiaţiei;

• Fading, temperatură şi umiditate;

• Expunerea la lumină;

• Efecte datorate şocurilor mecanice;

• Erori de calibrare;

• Variaţii ale fondului natural

Criteriile de performanţă analizate în cele ce urmează vor confirma îndeplinirea

cerinţelor şi recomandărilor privind acurateţea măsurătorilor [69].

Pentru analiza performanţei sistemului dozimetric termoluminescent, intervalul de

acurateţe se determină prin calcularea valorii incertitudinii extinse [49]:

𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 ≤ 0.21 (IV.19)

În condiţiile în care este satisfăcută această ecuaţie se consideră că sunt îndeplinite

criteriile de acurateţe reprezentate de -33% +50% pentru un interval de încredere de 95%.

Pentru măsurători de rutină, este convenabil să se acorde o atenţie suplimentară incertitudinilor

datorate dependenţei de energie şi unghi a răspunsului detectorului, deoarece toate celelalte

mărimi de influenţă au un impact nesemnificativ asupra incertitudinii combinate [49].

Valoarea dozei se determină din citirea intensităţii semnalului TL, ţinându-se seama de:

• corecţia datorată scăderii fondului natural de radiaţii

• corecţia aplicată pe fiecare detector TL

• corecţia aplicată readerului

• utilizarea unui algoritm de calcul, în cazul utilizării unor cartele cu mai mult de 2

elemente

În tabelul IV.4. sunt prezentate caracteristicile sistemului termoluminescent format din

cititorul Harshaw 4500 şi detectori TL, precizându-se funcţia de distribuţie asociată fiecărei

mărimi de influenţă şi tipul incertitudinii (Tip A şi Tip B).

Pentru incertitudinea de tip A se foloseşte abaterea standard iar pentru incertitudinea de

tip B, în funcţie de funcţia de probabilitate asociată mărimii de influenţă, se foloseşte formula

pentru distribuţia dreptunghiulară şi cea pentru distribuţia gaussiană.


75

Tabelul IV.4. Analiza caracteristicilor sistemului termoluminescent

Caracteristică

analizată

Incertitudine

Tip A

𝜎(𝑥)

Incertitudine Tip B Clauză

CEI/IEC

61066

Observaţii

𝑈𝐵 𝑎𝑖 Funcţia distribuţie de

probabilitate

Omogenitatea

lotului

0,05 0 Specificaţii

producător

Semnal rezidual 0,02 0 9.4 Specificaţii

producător

Limita de detecţie 0,04 0 Specificaţii

producător

Reproductibilitatea

răspunsului

0 0,02 0,034 Distribuţie

dreptunghiulară

9.2 Specificaţii

producător

Liniaritatea

răspunsului


dreptunghiulară

9.3 Specificaţii

producător

Dependenţa

energetică

33 keV – 662 keV


dreptunghiulară

9.5 Iradiere

laborator

GAEC –

condiţii

SSDL

Dependenţa de

unghi


dreptunghiulară

9.5 Specificaţii

producător

Fading / an 0 0,05 0,086 Distribuţie

dreptunghiulară

11.4 Specificaţii

producător

Calibrare sistem 0 0,05 0,086 Distribuţie

dreptunghiulară

Iradiere

laborator

Nuclear &

Vacuum

Condiţii de mediu:

Temp. şi umid.


dreptunghiulară

7.7,

11.2.

Analiza incertitudinilor conduce la următoarele valori:

𝑈𝐴 = ∑ 𝑈𝐴𝑖2

𝑖 = 0,0025 + 0,0004 + 0,0016 = 0,067 (IV.20)

𝑈𝐵 = 𝑈𝐵𝑖2

𝑖

= 0,0004 + 0,0001 + 0,0169 + 0,0025 + 0,0025 + 0,0025 + 0,00025


76

⟹ 𝑈𝐵 = 0,157 (IV.21)

𝑈𝐶 = 𝑈𝐴2 + 𝑈𝐵2 = √0.0672 + 0.1572 = √0,0044 + 0,0246 = 0.17

⟹ 𝑈𝐶 = 0,17 (IV.22)

ceea ce corespunde cerinţelor actuale menţionate la IV.19.

Metoda termoluminescentă pentru evaluarea dozelor înregistrate de personalul expus

profesional la radiaţii ionizante îndeplineşte condiţiile de performanţă cerute de standardele şi

reglementările în vigoare la nivel naţional şi internaţional.

Studiul semnalului termoluminescent în funcţie de doza de iradiere confirmă liniaritatea

răspunsului cu doza. Variaţia vitezei de încălzire, ca parametru esenţial aparţinând profilului

timp-temperatură selectat pentru înregistrarea semnalului termoluminescent nu modifică

semnificativ intensitatea acestuia, însă la viteze de încălzire mai mari picurile de

termoluminescenţă se deplasează spre temperaturi mai mari. Dependenţa semnalului

termoluminescent de energia de iradiere este nesemnificativă comparativ dependenţa

răspunsului dozimetrului fotografic de energia medie de iradiere.

Au fost analizate şi cuantificate componentele incertitudinii extinse folosind dozimetrul

termoluminescent. A fost determinată incertitudinea extinsă de măsură ţinând cont de

influenţele care apar asupra semnalului termoluminescent datorită energiei radiaţiei, unghiului

de incidenţă, temperaturii, erorilor de calibrare şi variaţiilor fondului natural de radiaţii mai sus

menţionate şi s-a verificat că valoarea incertitudinii extinse satisface cerinţele standardelor şi

reglementărilor naţionale şi internaţionale.

A fost realizată şi o analiză comparativă a rezultatelor obţinute folosind dozimetrul

fotografic şi dozimetrul termoluminescent pentru determinarea dozelor înregistrate de

personalul expus profesional la radiaţii ionizante din cadrul unei instituţii de cercetare din

domeniul nuclear şi s-a observat că dozele raportate de dozimetrele termoluminescente au

valori semnificativ reduse faţă de dozimetrele fotografice.

Studiul confirmă avantajele pe care acest tip de detector le are faţă de dozimetrul

fotografic. Limita de detecţie a dozimetrului termoluminescent este mult redusă faţă de limita

de detecţie a dozimetrului fotografic, ceea ce este extrem de important pentru analizarea relaţiei

doză – efect la doze mici de radiaţie.


77

V. DOZIMETRIA RETROSPECTIVĂ. RECONSTRUCŢIA DOZELOR

FOLOSIND TEHNICA DE TERMOLUMINESCENŢĂ

O altă aplicaţie importantă a termoluminescenţei o constituie dozimetria retrospectivă,

care constă în evaluarea retrospectivă a expunerilor la radiaţii ionizante. Evaluarea

retrospectivă a expunerilor individuale la radiaţii oferă informaţii importante pentru evaluarea

efectelor biologice ale radiaţiilor asupra stării de sănătate a persoanelor.

În prezent, pentru reconstrucţia dozelor de iradiere individuale este folosită metoda de

rezonanţă paramagnetică electronică (EPR) asupra pulberii de smalţ [70, 71]. Metoda se

bazează pe măsurarea semnalului EPR al radicalilor CO2-

induşi de iradierea hidroxiapatitei

(principala componentă a smalţului dentar), acesta fiind proporţional cu doza de iradiere [72].

Metoda de termoluminescenţă poate fi o alternativă interesantă la metoda EPR.

Folosind tehnica de termoluminescenţă, cantitatea de smalţ dentar necesară este considerabil

mai mică (doar câteva mg) faţă de metoda EPR (zeci de mg), cantitate ce ar putea fi extrasă

nedureros de la pacienţi, chiar fără a fi nevoie de extragerea dinţilor.

Pentru prima oară în ţara noastră a fost iniţiat un studiu privind dozimetria retrospectivă

folosind tehnica de termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar [73, 74, 75].

V.1. Obiectivele şi scopul dozimetriei retrospective

În domeniul protecţiei radiologice, evaluarea retrospectivă a expunerilor la radiaţii

ionizante este un test important, fiind efectuată pentru a furniza informaţii dozimetrice, pentru

a analiza un eveniment radiologic din trecut în scopul de a oferi informaţii suplimentare pentru

evaluarea efectelor biologice asupra stării de sănătate. Toate modelele folosite în prezent

pentru evaluarea retrospectivă a expunerii se bazează pe măsurători efectuate pe persoane sau

pe diverşi factori de mediu [76].

În ceea ce priveşte măsurătorile pe persoane, tipurile de ţesuturi adecvate pentru

reconstrucţia de doze sunt constituenţii din dinţi şi constituenţii din sânge. În ceea ce priveşte

constituenţii din dinţi, cele mai bune rezultate au fost obţinute prin analize de rezonanţă

paramagnetică electronică (EPR) asupra pulberii de smalţ dentar.


78

Smalţul dentar conţine aproape exclusiv hidroxiapatită minerală, care prezintă o mare

sensibilitate în ceea ce priveşte radiaţia ionizantă. În hidroxiapatită, radiaţia ionizantă induce

radicali care au o stabilitate pe termen lung, ceea ce constituie un avantaj pentru orice studiu

retrospectiv.

Din păcate, măsurătorile pe diverşi factori de mediu oferă o informaţie indirectă asupra

nivelului de doză care ar fi putut fi primită de un individ. Pentru evaluarea dozei, măsurătorile

de mediu trebuie supuse unor operaţiuni de modelare şi mai multor aproximări. Ca urmare,

dozele astfel obţinute sunt incerte faţă de măsurătorile directe pe individ. Cu toate acestea,

datorită tehnologiilor dezvoltate în ultimii ani, metodele existente permit măsurarea şi

estimarea unor nivele reduse de activităţi şi respectiv doze. Cele mai frecvente sunt tehnicile

luminiscente ale cristalelor şi ale mineralelor, cum sunt cuarţul şi feldspat prezente în diverse

materiale ceramice, cărămizi şi ţigle. Cele mai folosite metode sunt: termoluminiscenţa şi

luminiscenţa stimulată optic, capabile să detecteze doze absorbite în cărămidă de ordinul a

câteva zecimi de mGy, ceea ce semnifică o mare sensibilitate şi precizie a metodei.

Pentru ca o anumită substanţă să poată fi folosită pentru dozimetrie retrospectivă,

trebuie să îndeplinească un număr minim de condiţii şi anume [71, 72]:

• să fie sensibilă la iradiere;

• semnalul indus de radiaţii să fie stabil (fadingul să fie suficient de redus);

• să aibă un răspuns liniar cu doza;

• să fie uşor de prelevat;

• să aibă un fond cât mai redus.

V.2. Dozimetria retrospectivă în caz de accident nuclear

În cazul unui accident nuclear, una dintre sarcinile cele mai dificile constă în evaluarea

dozei la care a fost expusă populaţia din zonă. Dacă în cazul dozelor de expunere internă,

evaluarea dozelor se poate face retrospectiv prin măsurători cu contorul de corp uman, în cazul

expunerii externe evaluarea este mai dificilă. Acest fapt este datorat dozelor mari care apar în

astfel de accidente. Dozele primite de lucrători pot fi suficient de mari pentru a depăşi

domeniul de utilizare al dozimetrelor individuale, iar în cazul populaţiei din zonă nu pot fi

utilizate nici măcar astfel de dozimetre, cu toate limitările lor.

În acest caz se procedează la reconstrucţia dozei pornind de la indicatori de doză

biologici şi de mediu. Prin indicator de mediu se înţelege de obicei orice obiect aflat în

apropierea unei persoane expuse (îmbrăcăminte, obiecte personale, medicamente, materiale de


79

construcţie), în timp ce indicatorii biologici se referă la măsurători de doză în diverse ţesuturi

sau substanţe organice (sânge, dinţi, oase, păr).

Domeniul de doze de determinat variază între câţiva mGy şi câteva zeci de Gy, în

funcţie de tipul accidentului şi de individul expus. În general, dozimetria retrospectivă

individuală (cu probe osoase sau de sânge) se aplică persoanelor cele mai expuse, dată fiind

limita de detecţie destul de ridicată [76, 77].

Tehnicile folosite până acum pentru dozimetria retrospectivă de mediu includ

termoluminescenţa (în special pentru materiale de construcţie), chemoluminescenţa şi

rezonanţa paramagnetică electronică (EPR). Toate cele trei tehnici prezintă limitări, în special

în ceea ce priveşte fadingul şi doza minimă detectabilă.

În ceea ce priveşte măsurătorile pe persoane, tipurile de ţesuturi adecvate pentru

reconstrucţia de doze sunt constituenţii din dinţi şi constituenţii din sânge. În ceea ce priveşte

constituenţii din dinţi, cele mai bune rezultate au fost obţinute prin analize de rezonanţă

paramagnetică electronică (RPE) asupra pulberii de smalţ dentar [72].

Pentru evaluarea dozelor primite de lucrători în cazul accidentului de la Cernobîl a fost

utilizată analiza EPR pe smalţul dentar. Astfel, Ishii şi colaboratorii au putut determina prin

această metodă doză între 16 mGy şi 69 de mGy, cu erori variind între 8 şi 37% [78], în timp

ce dozele determinate de colectivul condus de Serezhnov au variat între 90 mGy şi 400 mGy,

cu erori de determinare de cca. 20% [79].

V.3. Dozimetria retrospectivă pentru evaluarea dozelor individuale

Studiul demarat privind reconstrucţia dozelor foloseşte tehnica de termoluminescenţă

asupra pulberii de smalţ dentar. Semnalul de termoluminescenţă provine numai de la

componenta anorganică a materialului de studiu. Cristalele de hidroxiapatită şi cele de carbonat

de calciu sunt cele responsabile de semnalul termoluminescent, doza minimă detectabilă

situându-se de obicei în jurul valorii de 100 mGy pentru smalţul dentar [72].

În prezent se pune un accent deosebit asupra reducerii dozelor înregistrate atât în

expunerea profesională cât şi în expunerea medicală, de aceea evaluarea retrospectivă a dozelor

individuale, reprezintă un studiu de interes crescut. Razele X sunt din ce în ce mai utilizate în

medicină pentru investigaţii precum radiografia, radioscopia, mamografia sau tomografia

computerizată. Deşi efectele biologice ale radiaţiilor ionizante au fost prezentate pe larg în

capitolul I, vom prezenta succint efectele imediate ale iradierii datorate expunerilor medicale.

Radiaţiile pot afecta pielea (producând tulburări de pigmentare, atrofie şi scleroză

cutanată), ochii (favorizând apariţia conjunctivitelor, cataractei sau cheratitelor), ţesutul


80

hematopoietic din care se formează celulele sanguine (hematiile, leucocitele şi trombocitele),

gonadele etc. Iradierea poate, de asemenea, să producă mutaţii genetice sau să favorizeze

apariţia cancerului. Riscul de a dezvolta cancer în urma expunerii la radiaţii este destul de mic

însă nu trebuie exclus. Efectele iradierii depind de mai mulţi factori: doza de radiaţii, frecvenţa

expunerii, organul expus, vârsta pacientului. Embrionul uman şi copiii sunt foarte sensibili la

radiaţii, existând riscul ca acestea să le influenţeze dezvoltarea.

Radiografia de diagnostic este investigaţia cea mai puţin iradiantă, dar această

examinare oferă doar informaţii de bază, în două dimensiuni. Doza de radiaţii primită pentru o

radiografie pulmonară este de 0,1-0,6 mSv. Radiografia unui segment osos este mai iradiantă

decât cea pulmonară. Aceasta pentru că osul compact este un material dens şi de aceea doza de

radiaţii este mai mare, pe când plămânul este o structură ce conţine mult aer şi de aceea

necesită o doză mai mică. Radiografia dentară este cea mai puţin iradiantă dintre toate

investigaţiile cu raze X, doza de radiaţii fiind de 0,02 mSv. Radioscopia, examinarea în timp

real a unor organe precum plămânii sau tubul digestiv, echivalează cu aproximativ zece

radiografii pulmonare. În cazul mamografiei, doza de radiaţii este de 1-2 mSv, iar în cazul

osteodensitometriei doza este de 0,01-0,05 mSv [80].

Tomografia computerizată (CT) este cea mai iradiantă investigaţie medicală, dar

totodată şi cea mai complexă dintre toate, fiindcă numărul de informaţii obţinute este

semnificativ mai mare decât în cazul celorlalte. Doza de radiaţii rezultată în urma unui CT

toracic sau de pelvis este de 4-8 mSv, în timp ce o tomografie completă a corpului uman, care

se efectuează de obicei în cazul pacienţilor cu traumatisme multiple, ajunge la o doză de 10 ÷

20 mSv [80]. În plus, în cadrul unei tomografii cerebrale sunt expuse globul ocular, glanda

hipofiză, tiroida, aceste organe având o radiosensibilitate crescută.

Un studiu recent publicat semnalează că aproape o treime dintre tomografiile efectuate

anual în Statele Unite ale Americii sunt inutile din punct de vedere al informaţiilor medicale pe

care le aduc. Potrivit acestui studiu, 20 de milioane de americani se expun inutil radiaţiilor

[81].

În trecut, medicii radiologi erau mult mai expuşi iradierii şi aceasta din cauză că lucrau

în aceeaşi cameră cu pacientul în timpul examinării şi efectuau zeci de investigaţii într-o

singură zi. În prezent, radiologul este izolat de pacient printr-un paravan plumbat, care îl

protejează împotriva radiaţiilor. Excepţie fac medicii care practică radiologia intervenţională,

precum coronarografia sau angiografia. În aceste cazuri, prezenţa medicului în aceeaşi încăpere

cu pacientul este necesară pentru efectuarea unor intervenţii de fineţe.


81

În acest context, evaluarea retrospectivă a expunerilor individuale la radiaţii oferă

informaţii suplimentare pentru evaluarea efectelor de sănătate determinate de expunerile la

radiaţii ionizante.

V.3.1. Dentiţia umană

Atât datorită componenţei sale, cât şi datorită sensibilităţii şi disponibilităţii, smalţul

dentar este materialul cel mai potrivit pentru dozimetrie retrospectivă.

Fig. V.1. Anatomia dintelui şi localizările ţesuturilor dentare

Folosirea dintelui presupune mai întâi o preparare chimică şi fizică a acestuia.

Prepararea chimică constă în eliminarea fracţiunii organice a dintelui.

V.3.2. Prepararea probelor de smalţ dentar

Pentru obţinerea unor rezultate relevante, a fost evitată utilizarea dinţilor din faţă

datorită expunerii lor la radiaţia luminoasă, fiind preferată utilizarea dinţilor din spate (molari

şi premolari), având minim 50% suprafaţă sănătoasă de smalţ. Majoritatea dinţilor sunt

extraşi din motive medicale de aceea au fost utilizaţi doar dinţi cu suprafaţa sănătoasă a

smalţului suficient de mare (aprox. 50%), astfel încât să poată fi obţinute probe relevante

pentru dozimetria retrospectivă.

Pentru dezinfectare au fost folosite metodele generale de sterilizare a materialului

dentar dar fără tratamente termice sau cu ultrasunete. Dinţii au fost dezinfectaţi / sterilizaţi şi

apoi depozitaţi la întuneric în condiţii controlate de temperatură şi umiditate (sub 30° C la o

umiditate relativă de 60%). Materialul de studiu a fost prelevat de către medicii stomatologi cu

care am colaborat în activitatea de monitorizare dozimetrică individuală.


82

Pentru fiecare dinte au fost colectate următoarele informaţii:

− vârsta donatorului la momentul colectării dintelui;

− poziţia dintelui pe maxilar;

− calitatea dintelui: permanent, de lapte, molar de minte;

− intervenţii anterioare asupra materialului, care ar fi putut afecta integritatea

suprafeţei (tratamente cu UV, laser, chimice, mecanice), dacă aceste informaţii au

fost cunoscute.

Separarea smalţului de dentină a fost realizată prin procesare mecanică şi chimică.

După înlăturarea rădăcinilor, smalţul dentar a fost desprins de dentină, după care a fost mojarat

până la dimensiuni ale cristalitelor de 0,05 – 0,1 mm. Aceste probe au fost denumite în cele ce

urmează .smalţ dentar (mech.)". Tratamentul pentru procesare mecanică + chimică este mai

minuţios şi de lungă durată. După înlăturarea rădăcinilor urmează un tratament termic într-o

soluţie de KOH (10%) pentru 20h într-o baie de ultrasonare, apoi spălarea cu apă oxigenată şi

uscare iar in final măcinarea mecanică până la dimensiuni ale cristalitelor de până la 0,1 – 0,2

mm. Proba finală de smalţ va fi denumită în continuare ca ,,smalţ dentar (mech.+ chem.)".

V.3.3. Iradierea probelor şi măsurătorile de termoluminescenţă

Pulberea de smalţ dentar provenind de la acelaşi dinte a fost iradiată la doze diferite.

Deoarece dozele nu pot fi evaluate pe baza unor curbe de calibrare stabilite anterior, am folosit

o procedură de autocalibrare, care a constat în iradierea smalţului la doze cunoscute. Iradierile

au fost efectuate în cadrul laboratorului de calibrări Nuclear & Vacuum Măgurele.

Dozele de iradiere au fost alese în domeniul dozei de iradiere acumulate de un pacient

în timpul vieţii şi anume: 100mGy, 200mGy, 500mGy. Citirea semnalului termoluminiscent a

fost realizată pe cititorul Harshaw 4500, la diverse intervale de timp. Domeniul de temperaturi

ales pentru citirea semnalului TL a fost cuprins între 50 – 4500

C, deoarece la temperaturi mai

mari, un semnal TL de origine necunoscută devine comparabil cu semnalul util şi chiar îl

depăşeşte, ceea ce face dificilă sau imposibilă extragerea semnalului util. Citirea semnalului

termoluminescent a fost efectuată cu cititorul Harshaw 4500, pe probe de smalţ (extras

mecanic) şi pe probe de hidroxiapatită comercială chimic pură (HAP). În faţa

fotomultiplicatorului s-a inserat un filtru optic UG2 cu transmisia optică în domeniul 300-

350nm.


83

Măsurătorile efectuate (Figura V.2.) au arătat creşterea semnalului TL cu doza de

iradiere şi au sugerat posibilitatea folosirii metodei dozei aditive pentru determinarea dozei

necunoscute înregistrate de probă.

Figura V.2. Măsurători efectuate pe smalţ (extras mech.) neiradiat şi iradiat cu radiaţii gamma

Cu ajutorul unui difractometru Brucker au fost efectuate măsurători de difracţie de

radiaţii X (XRD) pe smalţ (extras mecanic) şi HAP (hidroxiapatită chimic pură - Merck). Din

măsurătorile prezentate în Fig. V.3. se observă că difractogramele sunt absolut asemănătoare

(adică nu există diferenţe structurale sau faze accidentale adiţionale) cu excepţia unui efect de

lărgire a peak-urilor de difracţie în HAP atribuit probabil dimensiunilor reduse ale cristalitelor

de HAP. Asemănarea celor doua difractograme a arătat utilitatea procedeului de izolare

mecanică.

Figura V.3. Măsurători TL pe smalţ dentar şi hidroxiapatită chimic pură iradiate cu radiaţii

gamma (500 mGy)

0

25

50

75

100

100 150 200 250 300 350 400 450

500 mGy

100 mGy

0 mGy

Temperature (C)

Ther

mol

umin

esce

nce

(arb

.uni

ts)


84

Măsurătorile de XRD şi TL au arătat utilitatea procedeului de extragere mecanică a

smalţului dentar. Această procedură nu asigură însă nivelul de puritate necesar măsurătorilor

dozimetrice şi este necesară îmbunătăţirea procedurii de extragere printr-un tratament chimic.

V.3.4. Calibrarea răspunsului în termeni de doză absorbită şi evaluarea dozelor

pentru probele preparate

Pentru următoarele determinări privind semnalul termoluminescent al probelor de smalţ

dentar iradiat a fost utilizat cititorul Harshaw 3500 din cadrul Institutului Naţional de

Cercetare-Dezvoltare pentru Fizica Materialelor - Măgurele şi s-au efectuat câteva teste:

zgomotul de fond alfotomultiplicatorului, măsurători TL pe câteva probe cu rate de încălzire

diferite, până la temperatura maximă de 600C.

Probele au fost iradiate cu radiaţii gamma (sursa Cs) şi radiaţii X, dozele de iradiere

fiind alese în domeniul dozelor de iradiere acumulate de un individ in decursul vieţii (de aprox.

100mGy) şi anume: 25mGy, 50mGy, l00mGy şi 200mGy. S-a folosit procedura de extragere

mecanică + chimică a smalţului.

Măsurătorile au fost efectuate pe probe de smalţ dentar cu aceeaşi masă (0,0149 g) şi

sunt prezentate în Figura V.4. Acestea au arătat creşterea semnalului termoluminescent cu doza

de iradiere. În vederea eliminării semnalului de natură necunoscută s-a mai înregistrat o a doua

curbă (imediat şi pe aceeaşi probă) care a fost scăzută din prima curbă de TL înregistrată.

Figura V.4. Măsurători TL efectuate pe probe de smalţ dentar (mech.+chimic) neiradiate si

iradiate cu radiaţii gamma (din curbele TL experimentale a fost scăzut semnalul de origine

necunoscută).


85

Semnalului termoluminescent al probelor de smalţ procesat mecanic şi chimic (enamel

mech.+chem.) este mult mai mare comparativ cu semnalul TL al probelor de smalţ procesat

doar mecanic (enamel mech.). În cazul probelor neiradiate, semnalul TL pentru probele

procesate mecanic şi chimic este de 6 ori mai mare decât semnalul TL pentru probele de smalţ

procesat doar mecanic şi ajunge de aproape 50 (!) mai mare in cazul probelor iradiate cu

radiaţii gamma. Aceasta arată în mod clar că smalţul izolat mecanic+chimic este mult mai

sensibil la radiaţii.

Figura V.5. Măsurători TL pe probe de smalţ dentar ( mech., mech.+chem.) iradiate cu radiaţii

X la o doză de aprox. 10 – 20 Gy.

Din datele experimentale rezultă următoarele concluzii:

• procedura de extragere a smalţului este necesar să fie îmbunătăţită printr-un tratament

chimic adiţional, pentru atingerea nivelului de puritate necesar

• smalţul procesat mecanic şi chimic (mech.+chem) este mult mai sensibil la radiaţii ceea

ce este foarte important pentru dozimetrie.

• filtrul optic UG2 cu transmisia optică în domeniul 300-350nm inserat în faţa

fotomultiplicatorului în măsurătorile de TL asigură selectarea domeniului spectral

corespunzător luminescenţei de recombinare intrinseci

• în ceea ce priveşte metodologia de lucru cu cititoruI TLD Harshaw 3500, este necesară

selectarea luminescenţei intrinseci prin inserarea in fata fotomultiplicatorului a unui

filtru iar domeniul de lucru cuprins între 50-4500C la o rată de creştere a temperaturii de

20 C/sec.


86

• intensitatea semnalului TL a fost considerată ca fiind suprafaţa aflată sub curba TL in

domeniul 350-4500

(i) suprafaţa totală de sub curba TL

C ceea ce pare a fi cea mai bună soluţie comparativ cu

supraestimările foarte mari care apar dacă s-ar considera „intensitatea semnalului TL”

ca fiind:

(ii) înălţimea maximului TL de la 385 0

(iii) suprafaţa parţială de sub curba TL în domeniile 350-450

C 0C şi 375-425 0

C.

Deconvoluţia curbei de termoluminescenţă a evidenţiat prezenţa unui maxim la

temperatura de 380 0

C (vezi figura V.6.).

Figura V.6. Deconvoluţia curbei de termoluminescenţă şi evidenţierea maximului de la 3800

C

S-a construit dreapta de calibrare ,,Semnal TL funcţie de doza de iradiere". Valoarea de

pe abscisă la care graficul intersectează axa Ox reprezintă doza iniţială a dintelui pentru care

s-a realizat evaluarea retrospectivă a dozei [82].

Din extrapolarea liniei ,,la zero" se determină doza absorbită adică doza necesară

reproducerii semnalului TL iniţial al probei, aceasta fiind doza de iradiere absorbită de individ

până în momentul respectiv.

0

25

50

75

100

125

100 150 200 250 300 350 400 450

Exp.Fitt. 430oC/

1.80eV

380oC/1.69eV

325oC/1.57eV

280oC/1.37eV

220oC/1.28eV

Temperature (oC)

Ther

mol

umin

esce

nce

(arb

.uni

ts)


87

Figura V.7. Semnal TL în funcţia de doza de iradiere

Rezultatele obţinute sunt prezentate în tabelul V.1.

Tabelul V.1. Determinarea dozelor de iradiere

Nr.

Crt.

Probă material dentar Doza de iradiere calculată

mGy

1 VC/F/67 ani 230 ± 50

2 28 incl./18 ani 140 ± 50

3 Un/m/43 ani 160 ± 50

4 38 molar/M/21 ani 240 ± 50

5 SV/M/26 ani 230 ± 50

V.3.5. Analiza incertitudinii de măsurare în evaluarea dozelor de radiaţii

absorbite în smalţul dentar

Erori de măsură mari (de aprox. 10%) ce apar pe parcursul desfăşurării experimentelor

(dimensiunea variabilă a cristalitelor, mase variabile ale probelor iradiate, erori de calibrare

etc.) conduc la erori în evaluarea dozei de ± 35%. Aceasta se vede cu uşurinţă în Figura V.10.

unde punctele corespunzătoare dozelor de iradiere au fost prezentate cu eroarea lor de măsură.

Măsurătorile efectuate pe materialul dentar prelevat de la o persoană expusă profesional

la radiaţii (PM/34 ani) nu au fost concludente în ciuda repetării lor. În ceea ce priveşte motivul

acesta ar putea fi legat de faptul ca dozele de iradiere erau mult prea mari, ieşind din domeniul

0

0.5

1.0

1.5

-250 -200 -150 -100 -50 0 50 100 150 200

UN/M/43y; D=160m±70mGySV/M/26; D=210±100 mGyVC/F/67y; D=240±100 mGy28 incl/M/18y; D=140±70 mGy

Irradiation dose (mGy)

Ther

mol

umin

esce

nce

(arb

.uni

ts)


88

de liniaritate şi de lucru al metodei termoluminescente. Aceasta am văzut şi noi prin apariţia

unui fenomen de neliniaritate la doze peste 200mGy (creşterea devine asimptotică şi apare un

palier). În mod normal la doze de iradiere de ordinul sutelor de mGy până la Gy (adică doze de

iradiere accidentale) se foloseşte metoda EPR.

Este necesară efectuarea mai multor măsurători (cel puţin 5) pe care sa se facă medierea

semnalului. Eroarea de măsura ar putea fi micşorată şi de iradierea probei la un număr mai

mare de doze. O altă sursă importantă de erori o reprezintă modul în care probele au fost

repartizate pe tăviţele cititorului. Este dificil de repartizat în mod uniform pulberea de smalţ pe

suprafaţa tăviţelor. În ceea ce priveşte repetabilitatea măsurătorilor, o eroare relativă de aprox.

25-30% nu ar fi mare, însă eroarea absolută în determinarea dozelor este mare ± 50mGy, fiind

chiar mai mare decât doza minim detectabilă prin metoda EPR.

Acest lucru se datorează în cea mai mare parte distribuţiei neuniforme (mult prea largi)

a mărimii cristalitelor (100 µm – 200 µm). S-a observat că pentru cristalitele de dimensiuni

mici (100 µm) semnalul termoluminescent era mult mai mare decât în cazul cristalitelor de

dimensiuni mai mari (de până la 200 µm). În acest sens este necesară continuarea studiului

privind influenţa dimensiunii cristalitelor asupra semnalului termoluminescent obţinut.

Totodată, variaţiile maselor probelor măsurate au o influenţă semnificativă asupra

rezultatelor finale, dar în mai mică măsură deoarece suprafaţa de pe care se emite semnalul TL

este mai importantă decât masa propriu-zisă a probei. Rezolvarea acestei probleme ar

presupune cântărirea fiecărei probe (ceea ce presupune un consum mare de timp) sau

efectuarea unui studiu al dependenţei semnalului TL de masa probei ce prezintă o formă

asimptotică. Din aceasta dependenţă extragem informaţia privitoare la masa de probă optimă

(la care variaţiile în masa probelor au o influenţă mică asupra rezultatului măsurătorii TL).

Rezolvarea problemelor privind influenţa dimensiunii cristalitelor asupra semnalului

termoluminescent (folosirea cristalitelor de dimensiuni apropiate), efectuarea unui număr mai

mare de măsurători pentru fiecare doză (şi folosirea valorii mediate) şi reducerea erorilor de

cântărire a probelor ar conduce la diminuarea drastică a erorilor până la aprox. 20-25mGy.

În ceea ce priveşte limita domeniului de măsură, metoda termoluminescentă pentru

evaluarea retrospectivă a dozelor se limitează la domeniul de iradieri de pana la aprox.

200mGy. Nu se pretează la evaluarea dozelor de iradiere ,,accidentale” de ordinul sutelor de

mGy sau Gy din cauza efectelor de supraliniaritate observate.


89

Dozimetria retrospectivă şi evaluarea dozelor înregistrate în cadrul expunerilor

medicale este de interes crescut în condiţiile în care studii recente semnalează că aproape o

treime dintre tomografiile efectuate anual în Statele Unite ale Americii sunt inutile din punct de

vedere al informaţiilor medicale pe care le aduc. Potrivit acestui studiu, anual 20 de milioane

de americani se expun inutil radiaţiilor iar valoarea dozei cumulate ca urmare a expunerilor

medicale poate adesea depăşi pragul domeniului dozelor mici (200 mSv).

Pentru studiul privind evaluarea retrospectivă folosind tehnica de termoluminescenţă

asupra pulberii de smalţ, am folosit o procedură de auto-calibrare constând în iradierea

smalţului la doze cunoscute. Din determinările efectuate a reieşit faptul că procedeul de

extragere mecanică a smalţului dentar nu asigură nivelul de puritate necesar măsurătorilor

dozimetrice fiind necesară îmbunătăţirea procedurii de extragere printr-un tratament chimic –

smalţul izolat mecanic+chimic este mult mai sensibil la radiaţii.

Cu toate acestea, doza calculată a fost de câteva ori mai mare decât valoarea aşteptată şi

presupunem că acest lucru se datorează erorilor experimentale, în cea mai mare parte

distribuţiei neuniforme (mult prea largi) a mărimii cristalitelor (100 – 200 µm). S-a observat că

pentru cristalitele de dimensiuni mici (100 µm) semnalul termoluminescent era mult mai mare

decât în cazul cristalitelor de dimensiuni mai mari.

Tehnica de termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar poate fi utilizată pentru

evaluarea retrospectivă a dozelor, dar se limitează la domeniul de iradieri de pana la aprox.

200mGy, neputând fi utilizată pentru evaluarea dozelor de iradiere ,,accidentale” de ordinul

sutelor de mGy sau Gy datorită unor efecte de supra-liniaritate.


90

CONCLUZII

Lucrarea de faţă tratează problematica determinării dozelor mici de radiaţii, folosind diverse tipuri

de detectori. Determinarea cu acurateţe a dozelor mici de radiaţii este deosebit de importantă în

radioprotecţie deoarece la ora actuală una dintre direcţiile principale de cercetare în radioprotecţie o

constituie identificarea relaţiei doză-efect la doze mici de radiaţie.

Scopul lucrării este caracterizarea complexă a proprietăţilor dozimetrice ale detectorilor utilizaţi în

dozimetria individuală, pentru îmbunătăţirea preciziei determinărilor de doză. Cele două tipuri de

dozimetre prezentate în lucrare – dozimetrul fotografic şi dozimetrul termoluminescent – reprezintă cele

mai utilizate dozimetre pentru determinarea expunerii externe în domeniul dozimetriei individuale şi

dozimetriei clinice.

O parte însemnată a acestui studiu se referă la dozimetrele fotografice folosite în monitorizarea

dozimetrică de rutină. Acestea sunt dozimetrele cele mai utilizate în dozimetria individuală, în principal

datorită costurilor reduse. Deşi au o limită de detecţie destul de ridicată (0,10 mSv), sunt cele mai utilizate

dozimetre folosite în dozimetria individuală, datorită costurilor reduse.

S-a studiat dependenţa răspunsului dozimetrului fotografic la energii de iradiere în domeniul

40 keV – 1250 keV, avantaj substanţial faţă de metoda clasică de caracterizare a răspunsului dozimetric

doar la două energii (100keV şi 661keV). Pentru stabilirea acestei dependenţe s-au iradiat un număr de

150 dozimetre fotografice. S-au stabilit curbele sensitometrice la energii în domeniul 40 keV - 200 keV

(prin iradierea la generatori de radiaţii X) şi curbele sensitometrice pentru energii în domeniul 500 keV -

1250 keV. Pentru iradierea la surse gamma au fost folosite surse de Am-241, Cs-137, Co-60, deoarece

acestea sunt utilizate frecvent în activităţile din domeniul nuclear. Studiul a confirmat dependenţa

puternică a răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere şi a condus la îmbunătăţirea preciziei

determinărilor de doză.

A fost evaluat răspunsul mediu al dozimetrului în funcţie de energia de iradiere (situat în intervalul

0,86 – 1,16) şi în funcţie de unghiul de incidenţă (situat în intervalul 0,88 – 1,04) şi folosind aceste

rezultate s-a studiat modul în care energia, unghiul de incidenţă şi temperatura influenţează răspunsul

dozimetrului fotografic. Valoarea determinată pentru incertitudinea extinsă de măsură a confirmat că sunt

îndeplinite cerinţele de acurateţe a determinărilor de doză prevăzute de standardele şi reglementările


91

Agenţiei Internaţionale pentru Energie Atomică (AIEA) şi Comisiei Internaţionale pentru Protecţie

Radiologică (I.C.R.P).

Dozimetrul fotografic rămâne un sistem dozimetric cu care se pot obţine rezultate foarte bune dacă

sunt utilizaţi algoritmi de calcul pentru determinarea dozelor şi dacă sunt analizate şi evaluate mărimile de

influenţă care au efecte semnificative asupra rezultatelor.

Au fost sintetizate informaţiile rezultate din monitorizarea lunară a unui număr de aproximativ

9.000 persoane expuse profesional la radiaţii ionizante. Din analiza datelor rezultate din monitorizarea

personalului expus profesional la radiaţii ionizante se constată că dozele cele mai mari se înregistrează în

domeniul industrial, acest fapt fiind corelat cu caracteristicile acestui tip de activitate care implică

manipularea unor surse radioactive de activitate mare, utilizate în radiografia gamma şi cu condiţii dificile

de expunere pentru unităţile mobile ce efectuează expuneri în exteriorul incintelor de iradiere

Analizând rezultatele monitorizării dozimetrice de rutină furnizate de laboratorul DOZIMED

comparativ cu rezultatele studiului „European Study of Occupational Radiation Exposure” (ESOREX) s-a

constatat că dozele medii înregistrate de persoanele expuse profesional în ţările UE, pe domenii de

activitate (medicină, industrie, cercetare etc.), au valori comparabile, ceea ce reflectă faptul că nu există

diferenţe majore între ţările participante la acest studiu.

Deoarece în majoritatea ţărilor UE, pentru monitorizarea dozimetrică individuală sunt folosite

dozimetre termoluminescente, au fost studiate caracteristicile dozimetrice ale detectorilor

termoluminescenţi pe bază de fluorură de litiu, pentru aplicaţii în dozimetria individuală şi dozimetria

clinică.

Studiul semnalului termoluminescent în funcţie de doza de iradiere confirmă liniaritatea

răspunsului cu doza. Variaţia vitezei de încălzire, ca parametru esenţial aparţinând profilului timp-

temperatură selectat pentru înregistrarea semnalului termoluminescent nu modifică semnificativ

intensitatea acestuia, însă la viteze de încălzire mai mari picurile de termoluminescenţă se deplasează spre

temperaturi mai mari. Dependenţa semnalului termoluminescent de energia de iradiere este

nesemnificativă comparativ dependenţa răspunsului dozimetrului fotografic de energia medie de iradiere.

Au fost analizate şi cuantificate componentele incertitudinii extinse folosind dozimetrul

termoluminescent. A fost determinată incertitudinea extinsă de măsură ţinând cont de influenţele care apar

asupra semnalului termoluminescent datorită energiei radiaţiei, unghiului de incidenţă, temperaturii,

erorilor de calibrare şi variaţiilor fondului natural de radiaţii mai sus menţionate şi s-a verificat că valoarea

incertitudinii extinse satisface cerinţele standardelor şi reglementărilor naţionale şi internaţionale.


92

A fost realizată şi o analiză comparativă a rezultatelor obţinute folosind dozimetrul fotografic şi

dozimetrul termoluminescent pentru determinarea dozelor înregistrate de personalul expus profesional la

radiaţii ionizante din cadrul unei instituţii de cercetare din domeniul nuclear şi s-a observat că dozele

raportate de dozimetrele termoluminescente au valori semnificativ reduse faţă de dozimetrele fotografice.

Studiul confirmă avantajele pe care acest tip de detector le are faţă de dozimetrul fotografic. Limita

de detecţie a dozimetrului termoluminescent este mult redusă faţă de limita de detecţie a dozimetrului

fotografic, ceea ce este extrem de important pentru analizarea relaţiei doză – efect la doze mici de radiaţie.

Au fost realizate studii de reconstrucţie a dozelor individuale folosind tehnica de

termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar. Au fost analizate probe provenind de la persoane cu

vârste cuprinse între 18 şi 67 ani, pentru evaluarea dozelor individuale înregistrate de acestea pe parcursul

vieţii. Din determinările efectuate a reieşit faptul că procedeul de extragere mecanică a smalţului dentar nu

asigură nivelul de puritate necesar măsurătorilor dozimetrice fiind necesară îmbunătăţirea procedurii de

extragere printr-un tratament chimic – smalţul izolat mecanic+chimic este mult mai sensibil la radiaţii.

Deoarece dozele nu pot fi evaluate pe baza unor curbe de calibrare determinate anterior, au fost

stabilite proceduri de auto-calibrare şi a fost determinată dependenţa semnalului termoluminescent de

doza de iradiere. Au fost identificate şi prezentate sursele de erori necesar a fi analizate pentru

îmbunătăţirea în viitor a acestei metode.

Cu toate acestea, doza calculată a fost de câteva ori mai mare decât valoarea aşteptată. Acest lucru

se poate datora erorilor experimentale, în cea mai mare parte distribuţiei neuniforme (mult prea largi) a

mărimii cristalitelor (100 – 200 µm). S-a observat că pentru cristalitele de dimensiuni mici (100 µm)

semnalul termoluminescent era mult mai mare decât în cazul cristalitelor de dimensiuni mai mari.

Tehnica de termoluminescenţă asupra pulberii de smalţ dentar poate fi utilizată pentru evaluarea

retrospectivă a dozelor, dar se limitează la domeniul de iradieri de pana la aprox. 200mGy, neputând fi

utilizată pentru evaluarea dozelor de iradiere ,,accidentale” de ordinul sutelor de mGy sau Gy datorită unor

efecte de supra-liniaritate.

Studiile prezentate în această teză de doctorat au fost comunicate la diverse conferinţe naţionale şi

internaţionale, făcând de asemenea obiectul mai multor articole publicate în reviste cotate ISI.

Îmbunătăţirea preciziei determinărilor de doză este de un real interes pe plan internaţional, pentru

identificarea relaţiei doză-efect la doze mici de radiaţie şi validarea teoriilor care apar în acest domeniu.

European Study of

Occupational Radiation Exposure

ESOREX 2010

Book of Country Reports

Prague 7. – 9. June Czech Republic

Scientific Topics

1. Organization of the communication with and between relevant stakeholders in Europe 2. Procedures for, and organization of data collection 3. Management of ESOREX 4. Quality assurance of data compiled in the data base 5. Data analysis and evaluation 6. Input to the revision of the European Basic Safety Standards, Directive 96/29/Euratom, in

particular with a view to requirements for national dose registries 7. Identification of issues which merit further activities by the European Commission

Symposium “ESOREX 2010” is organized by Czech Technical University in Prague (Faculty of Nuclear Sciences and Physical Engineering) and the State Office for Nuclear Safety of the Czech Republic).

Project is funded by the European Commission, Directorate-General Energy and Transport under European Contract No TREN/09/NUCL/SI2.550263.

Editor Jiří Martinčík [email protected]

FOREWORD Prague, June 2010

The objective of the European Union survey called ESOREX is to provide the EC and the national competent radiation protection authorities with reliable information on how personal radiation monitoring, reporting and recording of dosimetric results is managed and structured in European countries. There is a general need for reliable and directly comparable data on individual and collective radiation exposure in all occupational sectors where classified workers are employed. Therefore, it is important to receive information about the levels of individual personal radiation doses to workers in the different sectors and the trends and developments of these doses over a period of several years. This information form the basis for the practical steps that should be taken so that European countries could meet the challenge of establishing a harmonised radiological protection system in Europe including future legislative initiatives of the Commission.

The following ESOREX studies have been organised in the past already: ESOREX WEST (Austria, Belgium, Denmark, Germany, Finland, France, Greece, Iceland, Ireland, Italy, Luxembourg, The Netherlands, Norway, Portugal, Spain, Sweden, Switzerland, United Kingdom), ESOREX EAST (Bulgaria, Czech Republic, Estonia, Hungary, Latvia, Lithuania, Poland, Romania, Slovak Republic, Slovenia), ESOREX 2000 (European Union Member States, Bulgaria, Romania, Iceland, Norway, Switzerland) ESOREX 2005 (European Union Member States, Bulgaria, Romania, Iceland, Norway, Switzerland, Croatia) Three workshops were already organized in the frame of ESOREX studies with the aim to establish close relationships of involved countries and individuals: in Luxembourg in 1997 during ESOREX WEST and in Prague in 1998 for ESOREX EAST. The third ESOREX workshop was organized in December 2004 in Prague with the participation of 25 European countries.

The last study - ESOREX 2005 – has been executed under the leadership of the State Office for Nuclear Safety of the Czech Republic in co-operation with BfS of Germany who was responsible for previous projects. ESOREX 2005 finished in 2007 and the final report sent to the European Commission presented all collected results including the country reports, collected data, analysis of data and the conclusions and recommendations for the future.

In 2009 the European Commission launched the project called ESOREX 2010 with the aim to organize a fourth workshop of ESOREX where the results of previous study will be presented and the ideas for the future as related to further European harmonisation in the field of occupational exposures will be discussed within the member states. The workshop will try to answer the questions such as if member states wish to have a higher commitment for data collection from the side of EC, if they wish to develop an European standard for registration of personal doses by setting of minimum requirements, to create an European database, to collect data regularly in given time period using common Internet protocol and mainly to express the real interest of member states to have and operate such tool in the field of occupational exposure control, to defend its effectiveness by identifying possible ways how and for what can be used. Based on this discussion the recommendation for the EC focused to the future of ESOREX project will be developed.

Karla Petrova Head of the Occupational and Medical Exposure Section

in the State Office for Nuclear Safety

ESOREX 2010 Country: Romania

181

European Study of Occupational Radiation Exposure

Romania

Authors: Sorin Mancas, contact person for ESOREX 2010 e-mail address: [email protected] Co – Author: Maria Gheorghe e-mail address: [email protected] Name of Authors’ Institution and Workplace: National Commission for Nuclear Activities Control ( CNCAN Bucuresti), Ionizing Radiation Use Authorization Division

General Information: Country Population: 21 537 563 (1 July 2007, National Institute of Statistics) GNP: 145 billion EURO (2009 – governmental estimate of the budget) Number of monitored workers: 18 800 (yearly average value, for 2005 – 2009) Facilities - 2009 radiation sources inventory:

- 2 (CANDU 6) nuclear power reactors - 1 research reactor (TRIGA, 14 MWe, steady state and pulse) - 2 research accelerators ( 1 tandem, 1 cyclotron) - natural uranium mining facilities - 1 natural uranium ore processing facility - 1 nuclear fuel factory - 2 radioactive waste treatment facilities - 1 repository for low and intermediate level radioactive waste - medical diagnostic radiology: 3767 radiological installations (1335 dental, 2432 general) - nuclear medicine laboratories: 42 (4 with NM therapy procedures) - radiotherapy facilities: 82 (11 linacs, 16 cobaltotherapy units, 14 simulators, 1 gamma

knife, 31 roentgentherapy units, 9 brachytherapy units) - irradiators: 8 ( 2 multiple purpose type with 60Co, 6 with 137Cs for human blood products) - industrial radiological installations: 373 (191 for nondestructive examination, 204 for

processes control, 78 for well logging) - security radiological installations: 427 (90 with 63Ni ionization chamber detector, 337 for

luggage X-ray inspection)

Chapter 1: Central register of occupational exposure In accordance with the Basic Norms for Radiological Safety, issued by CNCAN in August 2000 to implement in Romania the IAEA Basic Safety Standards and the EC 96/29/EURATOM Directive, the licence holder must assure the systematic individual monitoring of all radiation workers of A category. An accredited dosimetric body, recognized by CNCAN must do the monitoring.

The individual monitoring of the persons belong to B category of occupational exposure is done only to confirm the right framing of these persons in this category B, and then the individual monitoring of the persons belonging to B category will not be mandatory.

In some practices, when necessary CNCAN may impose that the persons of B category be individually monitored in the same conditions like the persons of A category.

CNCAN is responsible, starting with october 2002, for the National Dose Registry.


182

All the accredited dosimetric services should keep data on exposures of workers and should report to CNCAN.

The dosimetric service providers currently hold detailed measured data on exposure of workers, provide these data on monthly basis to the licensees and registered owners, which provide worker exposure data on the effective dose values, in an annual report submitted to CNCAN.

The dosimetry service providers submit reports to CNCAN each time a worker receives an overexposure (an exposure that exceeds the annual dose limit, or a monthly exposure that exceeds the annual dose limit divided by 12), and detailed reporting regulatory requirements are imposed to the licensees and registered owners in each such case, or in case of radiological incident or accident.

CNCAN has established investigation levels for occupational exposure for NPP workers and for occupational exposure of workers from practices such as industrial and medical domains.

Also, the acredited dosimetric services should report the results on individual monitoring of the occupational exposed workers to CNCAN, in accordance with the provisions of the Norms on Individual Dosimetry issued by CNCAN in 2002.

Examples of statistical analysis of the data provided yearly to CNCAN registry of doses are illustrated in chapter 5.

The current status of development of CNCAN registry of occupational doses in Romania has the following main characteristics:

- the database system used is a Microsoft Access software developed with a view to the management of authorization and inspection activities deployed by CNCAN for practices outside the nuclear fuel cycle

- the operator of this EVNUC database is the personnel of the Ionizing Radiation Use Authorization Division which have assigned administrator or user rights and wokstations included in a local area network

- the access to and data of the database are protected by limited access and password - data are introduced manually, which is the current main difficulty in creating e g

individual dose registry for cca 20,000 occupationally exposed persons. An upgraded EVNUC database is developed since 2008 and shall be implemented in the next semester:

- it is an SQL database used in a CNCAN network with controlled internet access, protected by user password and SSL certificate

- external users shall have limited and controlled access, attributed by CNCAN to stakeholders such as county resident inspectors, licensees or accredited dosimetric services

- it is the result of a PHARE project supplemented by additional Romanian financing.

Chapter 2: Workers data registered Personal data registerred assure the unique identification of each person, using the personal numerical code officially attributed in Romania, and on rare occasions the equivalent code attributed by other countries.

Employment history is registered in each licensing file.

Worker’s categorisation – A or B - is permitted by the existing regulations and it is approved by CNCAN in each licensing process; the decision to apply for a change from A to B category can be taken by the licensee only following the CNCAN approval process described in the practice specific regulation.


183

Job characterisation is the responsibility of the employer, which can issue the radiation work permits of level 1, and only for level 2 and 3 responsible persons CNCAN issues as a rule the corresponding radiation work permit, for radiation protection officers and for experts, respectively, applying procedures described in a specific regulation issued by CNCAN.

Radiation passports are not registered in the central register kept by CNCAN; they are issued by radiation hygiene laboratories belonging to the Health Ministry.

Outside workers’ dose is included in the central registry generated by CNCAN; at this stage, in Romania outside workers are mainly those employed by companies working by contract with, and within the premisses of NPP Cernavoda, and their radiation passports are issued by CNCAN’s nuclear fuel division, in the format provided by the applicable specific regulation.

Chapter 3: Personal dose information registered

Dose quantities : since august 2000, the quantity used for the evaluation of occupational exposure is the effective dose. The basic limits for the exposed workers are established for:

- the sum of effective doses from the external exposure and the committed effective doses of internal exposure the value of 20 mSv per calendar year

- the equivalent dose in the lens of the eye the value of 150 mSv per calendar year,

- the average equivalent dose in any 1 cm2

of skin the value of 500 mSv per calendar year,

- the equivalent dose in the hands from fingers up to the elbow and in the legs from soles up to ankles the value 500 mSv per calendar year.

The basic limits for the apprentices and students from 16-th year to the 18-th year of age are three times lower.

The exposure of the foetus of pregnant women is restricted to 1 mSv, by the modification of conditions of work.

External, internal exposure are measured by different accredited individual dosimetric services, and the responsibility of attributing the effective dose value and the committed effective doses of internal exposure to each individual belongs to his employer (the licensee), which should also have this verified by a correspondingly licensed radiation protection expert, with a valid level 3 permit issued by CNCAN, whose councelling and verification report are obtained by work contract.

Management of data registration - data flow between licensees, dosimetric services and the CNCAN national dose register - is described in chapter 1.

Chapter 4: Source of exposure data registered

Identification of the source, placement of the source – these are informations included in each authorization issued by CNCAN for practices, and in more detail in the licensing files.

Natural sources exposure – are not included in the register, at this stage.

Chapter 5: Statistics

In accordance with the provisions of the Norms on Individual Dosimetry issued by CNCAN in 2002, national occupational dose registry results are collected, analyzed and kept in archive by CNCAN. Table 1 below presents a synthesis of these results for the years 2002 – 2009.


184

Table 1: Synthesis of occupational dose registry results in Romania, for the years 2002 – 2009 Year No. of

workers Collective dose (man x mSv)

Average dose (mSv) – for all workers

Average dose (mSv) – only for workers with measured dose values above minimum detection limit value

2002 15552 14676,2 0,94 1,39 2003 15745 15570,4 0,99 1,64 2004 15743 17606,7 1,11 1,59 2005 16722 17959,6 1,07 2,12 2006 18378 14904,1 0,81 1,60 2007 18981 17790,8 0,93 1,84 2008 20091 20973,3 1,04 1,77 2009 19743 22487,1 1,14 1,85 The acredited dosimetric services report the yearly results on individual monitoring of the occupational exposed workers to CNCAN and these reports are collected in a national dose registry record of the format indicated by ESOREX and included in the Norms on Individual Dosimetry issued by CNCAN in 2002. Figure 1 below presents the example of the dose registry record for 2009, first page – the number of workers distributed on dose intervals, and the second page – the collective dose distributed on dose intervals.


185

Figure 1: 2009 dose registry results in ESOREX presentation, first page - the number of workers distributed on dose intervals


186

Figure 1: 2009 dose registry results in ESOREX presentation, second page - the collective dose distributed on dose intervals


187

Figure 2: 2009 dose registry results in graphic presentation, left scale for the number of workers distributed on different work categories, and right scale for their average dose value.

Occupationally exposed category A personnel (left s cale) and their average dose values in 2009 (right scale), for diff erent categories

(NPP, medical, industrial, research or inspection, uranium mining)

0

1000

2000

3000

4000

5000

6000

7000

Dom nucl Medicina Industrie Educatie,cercetare,inspectie

Minerit

Num

ar d

e ex

pusi

pro

fesi

onal

0

0.5

1

1.5

2

2.5

Doz

a m

edie

(m

Sv)

Numar expusi profesional Doza medie (mSv)

Data reported for the years 2005 – 2009 reveal trends of evolution for the collective dose of occupational exposure (figure 3), for the number of individually monitorized personnel (figure 4) and for their average dose values (figure 5) – as distributed on different work categories:

- nuclear domain (NPP, fabrication of nuclear fuel and nuclear scientific research) - medical domain (radiodiagnostic and radiotherapy) - industrial domain (mainly industrial radiography) - education in universities, other scientific research, and inspection of nuclear activities - uranium mining and ore processing.


188

Figure 3: 2005 – 2009 trends of evolution for the collective dose of occupational exposure (man x mSv), distributed on different work categories

0

2000

4000

6000

8000

10000

12000D

oza

cole

ctiv

a (o

m*m

Sv)


Minerit

Evolution of the collective dose for different doma ins of activity

2005 2006 2007 2008 2009

Figure 4: 2005 – 2009 trends of evolution for the number of occupationally exposed personnel distributed on different work categories

Distribution of the number of exposed personnel on work categories

0

2000

4000

6000

8000

10000

12000


Minerit

Num

ar d

e ex

pusi

pro

fesi

onal

2005 2006 2007 2008 2009


189

Figure 5: 2005 – 2009 trends of evolution for the average dose of occupationally exposed personnel distributed on different work categories

0

0.5

1

1.5

2

2.5

3

3.5

4

Doz

a m

edie

(m

Sv)


Minerit

Evolution of the average dose in different domains of activity

2005 2006 2007 2008 2009

Examples of the distribution on dose intervals of the collective dose values for the years 2005 – 2009 are presented in figure 6 for the medical domain, and in figure 7 for the industrial domain.

Both distributions have a similar, quasi-gaussian shape, having the center of the distribution in the interval (0.5 – 5) mSv for the medical domain and in the interval (1 – 10) mSv for the industrial domain.

A relatively longer tail of the distribution for the industrial domain, extended in the dose interval (10 – 20) mSv, is characteristic for the industrial radiography and was reported in prior international communications.

The corresponding distributions for 2005 – 2009 of the number of workers distributed on dose intervals, in the medical and industrial domains, are presented below in figure 8 and figure 9, respectively.

It is characteristic for this interval of five years and for the previous interval of three years that a relatively large number of occupationally exposed personnel have individual doses situated in the dose interval (0 – 0.2) mSv.

This characteristic is particularly well visible in the medical domain and can lead to the conclusion of the necessary reassessment of the decision taken by the employer to perform individual dosimetry for all personnel professionally occupied in such practices as dental radiology, mammography or osteodensitometry. Reassessment processes performed in relatively few cases until now show that a change of personnel category from A to B is feasible in such practices.


190

Figure 6: The distribution on dose intervals of the collective dose values in the medical domain for the years 2005 – 2009

0

1000

2000

3000

4000

5000

6000D

oza

cole

ctiv

a (o

m*m

Sv)

0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 - 10.0 10.0 - 15.0 15.0 - 20.0 20.0 - 50.0

Intervale de doza (mSv)

Collective dose distribution in the medical domain

2005 2006 2007 2008 2009

Figure 7: The distribution on dose intervals of the collective dose values in the industrial domain for the years 2005 – 2009

0

500

1000

1500

2000

2500

3000

Doz

a co

lect

iva

(om

*mS

v)

0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 - 10.0 10.0 -15.0

15.0 -20.0

20.0 -50.0

>50


Col l e c t i v e dose d i st r i but i on i n t he i ndust r i a l doma i n

2005 2006 2007 2008 2009

Figure 8: Distribution of the number of workers on dose intervals - medical domain in 2005 - 2009


191

0

1000

2000

3000

4000

5000

6000N

umar

de

expu

si p

rofe

sion

al

0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 - 10.0 10.0 - 15.0 15.0 - 20.0


The distribution on dose intervals of the number of workers in the medical domain

2005 2006 2007 2008 2009

Figure 9: Distribution of the number of workers on dose intervals - industrial domain in 2005 - 2009

0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

Num

ar d

e ex

pusi

pro

fesi

onal

0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 - 10.0 10.0 - 15.0 15.0 - 20.0 20.0 - 50.0


The distribution on dose intervals of the number of workers in the industrial domain

2005 2006 2007 2008 2009

Figure 10 presents the specific shapes of the distributions on dose intervals for 2005 – 2009, of the number of occupationally exposed personnel at NPP Cernavoda, for their own workers and for outside workers in the same year, in adjacent rows.


192

Figure 10: The distributions of the number of workers on dose intervals at NPP Cernavoda

0 - 0.1 0.1 -0.2

0.2 -0.5

0.5 -1.0

1.0 -2.0

2.0 -5.0

5.0 -10.0

10.0 -15.0

15.0 -20.0

20.0 -50.0

CNE (lucratori externi) (2005)

CNE (lucratori proprii) (2005)









0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

Num

ar d

e ex

pusi

pr

ofes

iona

l

Intervale de doza

The distribution of the number of workers on dose i ntervalsat NPP Cernavoda, in 2005 - 2009

The next two figures present comparisons for 2009 of the distributions on dose intervals (figure 11 for the collective dose and figure 12 for the number of workers), in different specific practices of the medical domain: general diagnostic radiology, interventional radiology, radiotherapy, nuclear medicine, dental radiology and veterinary radiology. It can be noticed that a relatively large number of monitorized personnell in diagnostic radiology and dental radiology have doses situated in the interval (0 – 0.1) mSv, while in interventional radiology, in radiotherapy and in nuclear medicine relatively numerous registerred doses are situated in the interval (1 – 2) mSv.


193

Figure 11: The 2009 distribution of collective dose on dose interval, for specific medical practices

0 - 0.1 0.1 - 0.2 0.2 - 0.5 0.5 - 1.0 1.0 - 2.0 2.0 - 5.0 5.0 -10.0

10.0 -15.0

15.0 -20.0

Radiol. de diagnosticRadiol. interventionalaRadioterapie Medicina nuclearaRadiol. dentaraMedicina veterinara

0

500

1000

1500

2000

2500

3000

3500

Doz

a co

lect

iva

(om

*mS

v)

Interval de doza (mSv)

Distribution of collective dose on dose intervals i n the specific medical practices (2009)

Figure 12: The 2009 distribution of the number of workers on dose interval, for specific medical practices

0 - 0.10.1 - 0.2

0.2 - 0.50.5 - 1.0

1.0 - 2.0 2.0 - 5.0

5.0 -10.0

10.0 -15.0 15.0 -

20.0

Radiol. de diagnostic

Radiol. interventionala

Radioterapie Medicina nucleara

Radiol. dentaraMedicina veterinara

0

500

1000

1500

2000

2500

3000

3500

4000

Num

ar d

e ex

pusi

pro

fesi

onal

Interval de doza (mSv)

The number of workers distributed on dose intervals for specific medical practices in 2009


194

Chapter 6: Ideas for the future as related to further European harmonization in this field Further European harmonization in the study of occupational radiation exposure should establish

- a set of minimum requirements for the registration of personal doses - standard formats and protocols for reporting and registration - a reasonable frequency of update of the data provided, commensurate with the

requirements for European registration - the creation of an effective European database, as simple as possible, with a view to be

used by member states, but not limited only to such use.

Chapter 7: Discussion The last decade development of the Romanian occupational dose registry has been the responsibility of the competent authority in the nuclear domain (CNCAN).

The implementation of international recommendations and standards was necessarilly adapted to the existing workforce and technical possibilities, having as the main objective to succeed keeping under control the occupational exposure in a timely and effective manner.

A minimum requirements approach to national dose registry may be successful in achieving such objectives; however, there is need to surpass the relative limitations in what regards the possibilities of further use of such a dose registry database.


110

BIBLIOGRAFIE

1. L. M. Constantinescu, “Structura polimerilor”, Editura Universităţii din Bucureşti (1989)

2. A. Chapiro, Radiation Chemistry of Polymeric Systhems, Interscience Publishers, John

Wiley ans Sons, New York – London, 1962

3. A. Charlesby, “Atomic Radiation and Polymers”, Pergamon, London (1960)

4. L.M. Constantinescu, S. Fianu, “Probleme actuale privind degradarea şi stabilizarea

polimerilor”, Editura Universităţii din Piteşti (2006)

5. L.M. Constantinescu, C.I. Berlic, “Structura polimerilor. Metode de studiu”, Editura

Universităţii din Bucureşti (2003)

6. W. Schnabel, “Polymer Degradation; Principles and Applications”, Macmillan, New York,

1981

7. S. Horun, O. Sebe, “Degradarea si stabilizarea polimerilor”, Editura Tehnica, Bucuresti, 1983

8. M. Cheresteş, L.M. Constantinescu, K. Lozano, M. D. Chipară, M. Chipară, L. Daniel,

“Radiation Effects on Lightweight Polymeric Nanocomposites: Polystyrene-Single Wall

Carbon Nanotube”, NASA/AIAA Conference, March 2010

9. M. Cheresteş, L. M. Constantinescu, M.D. Chipară, K. Lozano, M. Chipară “Irradiation

Effects of Polypropylene – Carbon Nanofibers Composites”, Fall Meeting of Materials

Research Society, Boston, 29 November – 3 December 2010

10. “Raman Spectroscopy of Gamma Irradiated Polypropylene - Carbon Nanofiber Composites,”

11. H. C. Biggin, “Iradiation Effects on Polymers”, Ed. D. W. Clegg, A. A. Collyer, Elsevier

Applied Science, London and New York, 1991, Ch. 1

12. D. W. Clegg, A. A. Collyer (ed.), “Irradiation Effects on Polymers”, Elsevier Applied

Science, London and New York, 1991

13. T. Setnescu, R. Setnescu, S. Jipa, I. Mihalcea, Polym. Degrad. Stab., 52, p. 19, 1996

14. M. Cherestes, A. Chipara, J. Hamilton, L.M. Constantinescu, M. D. Chipara, K. Lozano, E.

Ibrahim, M. Chipara “Raman Spectroscopy of Gamma Irradiated Polypropylene - Carbon

Nanofiber Composites,” The 9th Meeting of Ionizing Radiation & Polymers Conference, 25-

29 October 2010, Maryland, USA.

15. S. Jipa, T. Zaharescu, R. Setnescu, T. Setnescu, Polym. Degrad. Stabil, 83, p. 101 (1997)


111

16. S.L. Madorski, “Thermal Degradation of Polymers”, Intersci., New York, 1964

17. A. Chapiro, J. Chem. Phys., 53, 895 (1956)

18. F. A. Bovey, “The Effects of Ionizing Radiation on Natural and Synthetic High Polymers”

Intersci. New York, 1958, Polymer Reviews, Vol. 1

19. M. Oncescu, I. Panaitescu, “Dozimetria si ecranarea radiaţiilor roentgen şi gamma”, Editura

Academiei Romane, Bucureşti, 1992

20. R. A. Meyer, F. L. Bouquet, R. S. Alger, J. Appl. Phys., 27, 1012, (1956)

21. D. Şerban, “Dozimetrie şi radioprotecţie”, Oficiul de documentare I.C.E.F.I.Z., Bucureşti,

1987

22. ICRP Publication 60, “1990 Recommendation of the International Commission on

Radiological Protection”, Annals of ICRP 21, 1-3 (1991)

23. National Research Council, Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiation,

“Health Effects of Exposure of Low Levels of Ionizing Radiations (BEIR V)”, National

Academy, Press, Washington DC, 1990

24. T. L. Cheng, S. L. Wei, B. M. Chen, J. W. Chern, M. F. Wu, P. W. Liu and S. R. Roffler,

“Bystander killing of tumour cells by antibodytargeted enzymatic activation of a glucuronide

prodrug” Br. J. Cancer 79, 1378–1385 (1999).

25. S. A. Lorimore, M. A. Kadhim, D. A. Pocock, D. Papworth, D. L. Stevens, D. T. Goodhead

and E. G. Wright, “Chromosomal instability 180 SAWANT ET AL. in the descendants of

unirradiated surviving cells after alpha-particle irradiation” Proc. Natl. Acad. Sci. USA 95,

5730–5733 (1998)

26. S. G. Sawant, G. Randers-Pehrson, C. R. Geard, D. J. Brenner and E. J. Hall, "The bystander

effect in radiation oncogenesis: Transformation in C3H 10T½ cells in vitro can be initiated in

the unirradiated neighbors of irradiated cells” Radiat. Res. 155, 397–401 (2001)

27. G. Olivieri, J. Bodycote and S. Wolff, “Adaptive response of human lymphocytes to low

concentrations of radioactive thymidine” Science 223, 594–597 (1984).

28. T. Ikushima, “Chromosomal responses to ionizing radiation reminiscent of an adaptive

response in cultured Chinese hamster cells” Mutat. Res. 180, 215–221 (1987)

29. B. J. S. Sanderson and A. A. Morley, “Exposure of human lymphocytes to ionizing radiation

reduces mutagenesis by subsequent ionizing radiation” Mutat. Res. 164, 347–351, (1986)

30. UNSCEAR, “Sources and Effects of Ionizing Radiation” United Nations, New York, 1988


112

31. “Understanding Health Studies”, The Hanford Health Information Network Publication

(2000)

32. D. J. Brenner, R. Doll, D. T. Goodhead, E. J. Hall, C.E. Land, J.B. Little, J. H. Lubin,

“Cancer risks attributable to low doses of ionizing radiation: Assessing what we really

know”, PNAS, November 25, 2003, 0 (24), 13761-13766

33. C.B. Seymour, C.Mothersill, “Relative contribution of bystander and targeted cell killing to

the low dose region of the radiation dose response curve” Radiation Research 153, p. 508

(2000)

34. M. Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C. Bârcă „Influence

quantities of optical density for Agfa personal monitoring film used in personal dosimetry”,

Optoelectronics and Advanced Materials – Rapid Communications Vol. 4, No.6, June 2010,

p. 867-870

35. M. Cherestes R.A. Vasilache, M. Cismaşu, “Sources of errors in personnel film dosimetry”,

International Symposium of Southport, 14 – 18 June 1999.

36. R.A. Vasilache, M. Cherestes, D. Parlogea, “Replacing film-dosemeters with TLD-s:

Advantages and disadvantages”, Sesiunea stiintifica a S.R.Rp., Sibiu, 1997

37. M. Cheresteş, S. Popescu, C. Cheresteş „Dozele medii înregistrate în anul 2007 de

personalul expus profesional la radiaţii ionizante” Sesiunea ştiinţifică a S.R.Rp., Galaţi, 2008

38. B. S. Olteanu, R. Vasilache, A. Tudoran, M. Cheresteş, “Les doses en radiographie – mythes

et realites (etude avec des films dosimetriques), Congresul Francofon de Imagistică Medicală

al ţărilor Europei Centrale şi Orientale, Iaşi, 2006

39. ICRP Publication 103, “2007 Recommendation of the International Commission on

Radiological Protection”, Annals of ICRP 37, 2-4 (2007)

40. International Commission on Radiological Protection „Report of the Task Group on

Reference Man”, ICRP Publication No. 23, Oxford (1975)

41. ICRU Report 39, Determination of Dose Equivalents Resulting from External Radiation

Sources, 1985

42. M. Figel, „Eurados Intercomparison 2008 – Film Dosemeters”, Eurados Annual Meeting

AM2009, German Research Center for Environmental Health

43. ISO 1757 : 1996(E), Personal Photographic Dosemeters


113

44. ISO/IEC Guide 98 Part 3 Guide to the expression of uncertainty in measurement (ISO:

Geneva) (1995).

45. [JGCM 100] BIPM, IEC, IFCC, ISO IUPAC, IUPAP and OIML. Joint Committee for

Guides in Metrology Guide to the expression of uncertainty in measurement (BIPM:Sèvres)

(2008).

46. [JCGM 101] BIPM, IEC, IFCC, ISO IUPAC, IUPAP and OIML Joint Committee for Guides

in Metrology Evaluation of measurement data — Supplement 1 to the “Guide to the

expression of uncertainty in measurement” — Propagation of distributions using a Monte

Carlo method. (BIPM:Sèvres) (2008).

47. EC/RP160 - "Technical recommendations for monitoring individuals occupationally exposed

to external radiation"

48. ISO, X and Gamma Reference Radiation for Calibrating Dosemeters and Doserate Meters

and for Determining Their Response as a Function of Photon Energy, ISO 4037/Part 1:

Radiation Characteristic and Production Methods, ISO, Geneva, 1996

49. Assessment of Occupational Exposure Due to External Sources of Radiation, Safety Guide

No. RS – G – 1.3., IAEA, Vienna, 1999;

50. Calibration of Radiation Protection Monitoring Instruments, Safety Report Series No. 16,

IAEA, Vienna, 2000

51. Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation Sources, Safety Series No.

15, IAEA, Vienna, 1996

52. ISO 14146 International Organization for Standardization Radiation protection – Criteria and

performance limits for the periodic evaluation of processors of personal dosemeters for X

and gamma radiation, Geneva, 2000.

53. G. Frasch, K. Petrova, “Dose trends in occupational radiation exposure in Europe. Results

from the ESOREX Project, 2005

54. G. Frasch,”Doses in Industrial Radiography in Europe”, 5th European ALARA Network

Workshop, Rome, Oct. 2001

55. K. Petrova, “European Studies on Occupational Radiation Exposure” European ALARA

Network, 15 (2004)

56. Norme Fundamentale de Securitate Radiologică, Monitorul Oficial al României, Nr. 404 bis,

august 2000


114

57. R. A. Vasilache, „Metode de detecţie a radiaţiilor nucleare. Detectori cu corp solid pentru

doze mici”, Teză de doctorat, Bucureşti, 2001

58. J.M. Cuttler, “Resolving the Controversy over Beneficial Effects of Ionizing Radiation”,

WONUC Conference on the Effects of Low and Very Low Doses of Ionizing Radiation on

Health Organized by the World Council of Nuclear Workers, Versailles, France, 1999

59. Cardis E, Kesminiene A, and Amoros E. “Genetic and environmental factors influencing the

radiation-induced cancer risk”, IARC, Unit of Radiation and Cancer, France

60. European Study of Occupational Radiation Exposure ESOREX 2010 – Book of Country

Reports – Romania, Prague, 7-9 June 2010

61. Z. Ghitulescu, A. Stoichioiu, I. Tudor, M.Cheresteş, “Thermoluminescent dosimeters used

in radiography exam of a patient”, Romanian Reports in Physics, trimisă spre publicare

62. M. Cheresteş C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C.A.Toma, A.

Leordeanu „New personal dosimetry services in Romania for mixed fields gamma-neutrons

using 6LiF:Mg, Ti-7LiF:Mg, Ti pairs detector”, Optoelectronics and Advanced Materials –

Rapid Communications, trimisă spre publicare

63. R. Kink, H. J. Kos, “Lithium fluoride dosimetry. The Z center model - a new concept for the

description of the process in dosimetric LiF (Mg, Ti)”, 10, p. 15

64. S. Mc Keever, “Thermoluminescence in LiF: analysis of the glow-curve”, 10, p. 19

65. V. K. Jain, “Thermoluminescence of Lithium Fluoride”, Radiation Prot. Dosim., 2, 3, (1982)

66. D. Blanc, M. Terrisol, Radiation Prot. Dosim., 13, 387 (1985)

67. D. I. Godfrey-Smith, J. Phys. D: Appl. Phys., 27, 1737, (1994)

68. P. Bräunlich, D. Schäffer, A. Scharmann, „A simple model for thermoluminescence and

thermally stimulated conductivity of inorganic photoconducting phosphors and experiments

pertaining to infrared stimulated luminescence”, Luminescence Dosimetry, AEC Symposium

series vol. 8, Stanford University Press, 1965

69. CEI/IEC 61066:2006, Thermoluminescence dosimetry systems for personal and

environmental monitoring

70. P. Fattibene, „Retrospective dosimetry by electron paramagnetic resonance”, Proceedings of

the International Conference „One Decade after Chernobyl”, IAEA-TECDOC-964 (1996)

71. International Atomic Energy Agency, „Use of electronic paramagnetic resonance dosimetry

with tooth enamel for retrospective dose assessment”, IAEA-TECDOC-1331 (2002)


115

72. International Commission on Radiological Units and Measurement, „Retrospective

assessment of exposures to ionizing radiation”, ICRU Report 68, Bethesda MD (2002)

73. C. Cherestes, M. Cherestes, C. E. Secu, M. Secu, M. V. Paraschiva, C. Barca

„Thermoluminiscence of tooth enemael for retrospective dosimetry assessment”, European

Conference on Individual Monitoring of Ionizing Radiation, March 2010, Athens, Greece

74. E.C. Secu, M.Cheresteş, M. Secu, C. Cherestes, V. Paraschiva, C. Barca “Retrospective

dosimetry assesment using termoluminiscence of tooth enamael”, Elsevier Editorial

System(tm) for Radiation Measurements, accepted for publication, September 2010

75. C.E. Secu, M. Cheresteş, M. Secu, C. Cheresteş, V. Paraschiva, C. Barca, I. Simina,

“Dozimetrie retrospectivă folosind peak-ul de termoluminescenţă de la 380C al smalţului

dentar”, Conferinţa Naţională a Societăţii Române de Radioprotecţie, Bucureşti, 8 oct. 2010

76. J.M. Brady, N.O. Aarestad, H.M. Schwartz, Med. Phys., 15, 43–47, 1968

77. F. Callens, G. Vanhalewyn, P. Matthys, E. Boesman, Appl. Magn. Reson. 14, 235–254. 1998

78. H. Ishii, J. Nucl. Sci. Tech., 1990

79. V. A Serezhnov, Rad. Prot. Dosim., 1992

80. Norme privind radioprotecţia persoanelor în cazul expunerilor medicale la radiaţii ionizante,

Monitorul Oficial al României, Nr. 446 bis, iunie 2002

81. F. Reza, H. Krumholz, Y. Wang, „Exposure to Low-Dose Ionizing Radiation from Medical

Imaging Procedures”, The New England Journal of Medicine, vol. 361, 9, (2009)

82. ICRU Report 68, Retrospective Assessment of Exposures to Ionising Radiation, 2002

teza doctorat margareta cheresteş

Documents

Transcript of teza doctorat margareta cheresteş