M E T R O L O G I A DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI

Le principali grandezze in uso, il loro significato e il campo di applicazione Ing. Emanuele Pianese – Esperto Qualificato CSE Ministero dell’Interno

La metrologia delle ra d i a z i o n i ionizzanti, cioè quel ramo della scienza che studia la misura delle sorgenti ra d i o a t t i ve, dei campi e delle dosi di radiazioni, ha una imp o rtanza diretta nella protezione e nella salvaguardia della salute uman a . La metrologia delle ra d i a z i o n i gioca infatti un ruolo fo n d a m e n t a l e nella ra d i o p r o t e z i o n e, ed ha una ril evanza non secondaria in altri sett o ri strettamente legati alla tutela della salute, come la ra d i o t e ra p i a , la radiodiagnostica medica e la sterilizzazione mediante ra d i a z i o n i . Alla importanza accennata si affiancano tuttavia oggettive difficoltà, i n t rinsecamente connesse alle misure nu c l e a ri ed alla loro interp r et a z i o n e, che hanno contri buito ad alimentare un processo pressoché c o n t i nuo di evoluzione ed aggiornamento nella definizione e nell’uso delle gra n d e z ze di misura ; t a l e processo non è ancora completamente esauri t o. L’introduzione da parte di organismi scientifici internazionali di nu ove gra n d e z ze non sempre di immediato uso e chiarezza, la larga diffusione che continuano ad avere tra gli opera t o ri del settore vecchie gra n d e z ze ed unità di mis u ra in parte supera t e, le difficoltà legate alla conversione tra gra nd e z ze dive r s e, sono tra le cause che hanno determinato una diffusa confusione su questa materi a . Nel presente lavoro si illustra n o le principali gra n d e z ze in uso nella metrologia delle radiazioni, ordinandole secondo cri t e ri di logicità, e cercando di chiarire per ciascuna di esse il significato ed il campo di applicazione; nell’economia globale è lasciato maggior spazio alle gra n d e z ze di uso opera t i vo. C l a s s i f i c a z i o n e delle grandezze L’esistenza di un pericolo ra d i ologico è subordinata alla presenza di “sorgenti ra d i o a t t i ve ” le quali creano un “campo di ra d i a z i o n i ” r esponsabile a sua volta del deposiANTINCENDIO gennaio 1999 19 M E T R O L O G I A DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI Le principali grandezze in uso, il loro significato e il campo di applicazione Ing. Emanuele Pianese – Esperto Qualificato CSE Ministero dell’Interno 1 Tale schematizzazione risulta particolarmente significativa con riferimento all’esposizione esterna, situazione in cui le sorgenti radioattive sono all’esterno dell’organismo; in questa sede si esaminerà prevalentemente questo caso, in genere più frequente in Fig. 1 – Sorgente, campo, dose ambito operativo. to di “dosi di ra d i a z i o n i ”nei soggetti che entrano all’interno del campo1 ( f i g . 1 ) .In relazione a questa schematizzazione le gra n d e z ze ra d i ologiche possono essere distinte in: ● gra n d e z ze di sorgente ● gra n d e z ze di campo ● gra n d e z ze di dose. Tale classificazione non è estremamente rigida, né è la sola opera b i l e2 ; si ritiene comunque utile fare ri fe rimento ad essa perché, nella sua semplicità, aiuta ad ave r e una visione più chiara, con part i c olare ri fe rimento al caso dell’esposizione esterna qui esaminato, del significato delle va rie gra n d e z ze. G r a n d e z ze di sorge n t e Le gra n d e z ze di sorgente sono quelle gra n d e z ze che consentono di descri vere e misurare le cara tt e ristiche delle va rie sorgenti rad i o a t t i ve, e che dunque indicano per così dire la pericolosità “ i n t ri ns e c a ” associata ad una sorgente; queste gra n d e z ze quantizzano in p ratica il pericolo potenziale, indipendentemente dalla situazione contingente che può o meno rendere reale tale peri c o l o. In appendice I sono illustrati alcuni brevi richiami sulle sorgenti – distinte in sorgenti ra d i o i s o t o p i c h e e macchine radiogene – la cui conoscenza è necessaria per poter più compiutamente parlare di gra nd e z ze di sorgente. S o rgenti radioisotopich e La più importante grandezza rel a t i va alle sorgenti ra d i o i s o t o p i c h e è l’attività (A); questa esprime il numero di atomi che in una unità di tempo (cioè in un secondo) si dis i n t e gra n o. In termini più ri g o r o s i l’attività è il ra p p o rto tra ∆N e ∆t dove ∆N è il numero di tra s fo rm a z i oni nu c l e a ri spontanee che av ve ngono nella sorgente durante l’int e rvallo di tempo ∆t . [ 1 ] L’attività ha le dimensioni di un tempo elevato a meno 1; la sua unità di misura nel sistema internazionale è il Bequerel (Bq) pari ad una disintegrazione al secondo. E ’ t u t t avia ancora molto usata la ve cchia unità di misura, il Curie (Ci) pari a 3,7*1010 disintegrazioni al sec o n d o, ed i suoi sottomultipli (il mCi la cui attività è pari a 3,7*107 dis i n t e grazioni al secondo ed il mCi la cui attività è pari a 3,7*104 dis i n t e grazioni al secondo). E ’n e c e s s a rio sottolineare che l’attività, benchè fo rnisca una indicazione valida circa le radiazioni in p a rtenza dalla sorgente, si ri fe ri s c e al numero di disintegrazioni che avvengono al suo interno e non alle radiazioni emesse; in generale alcune delle radiazioni emesse infa t t i possono essere assorbite nella sorgente stessa (autoassorbimento), inoltre per ogni disintegrazione si ha spesso l’emissione di più di una ra d i a z i o n e. Per esempio in una sorgente di radio in equilibrio con i suoi discendenti, sono emessi in media 2,05 quanti gamma per ogni disint e grazione alfa del ra d i o : da una sorgente di radio con attività pari a 1 mCi, vengono dunque emesse, supponenedo di poter tra s c u ra r e l’autoassorbimento delle ra d i a z i oni gamma: 2,05*3,7*107 = 7,5*107 radiazioni gamma al secondo L’attività è correntemente usata come grandezza atta a misurare il q u a n t i t a t i vo di sostanza ra d i o a t t iva : si parla così comunemente per esempio di 100 Ci di Co6 0 i n t e ndendo con questa espressione un q u a n t i t a t i vo di cobalto 60 la cui attività sia pari a 100 Ci. L’attività è in e f fetti correlata con il numero N di nuclidi radioattivi da una semplice relazione di proporzionalità [ 2 ] d ove λ è la così detta “ c o s t a n t e di decadimento”, parametro fisico che esprime la probabilità che un nucleo ra d i o a t t i vo ha di decadere in un secondo3 . L’attività di una sorgente poi dim i nuisce nel tempo (secondo un ben noto andamento temporale di tipo esponenziale), in conseguenza del fatto che le disintegra z i o n i che av vengono nella sorgente al passare del tempo producono una c o n t i nua diminuzione degli atomi instabili (cioè radioattivi), i quali progr e s s i vamente raggiungono l’equil i b ri o. Accanto all’attività occorre menzionare l’attività specifica (As), cioè l’attività dell’unità di massa ov ve r o il numero di disintegrazioni per unità di tempo che hanno luogo nell’unità A = λN A = N t ∆ ∆ ANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 20 2 Alcuni studiosi sono ad esempio inclini a considerare un quarto gruppo di grandezze, relative all’interazione delle radiazioni con la materia, inoltre operano ulteriori distinzioni all’interno delle classi di grandezze qui presentate. di massa di un certo ra d i o nu c l i d e. L’attività specifica per un isotopo puro (cioè al 100% di abbondanza isotopica) è calcolabile in funzione del tempo di dimezzamento, e del peso atomico mediante l’uso della seguente fo rmu l a : [ 3 ] in cui N0 = numero di avogadro (6,02 * 1 0 2 3 ) Pa = peso atomico T1 / 2= tempo di dimezzamento E s p rimendo nella [3] T1 / 2 in secondi, l’attività specifica risulta in B q / g . La [2] è di immediata comprensione se si ricorda la fo rmu l a [2] e si tiene conto che: 1 N0 / Pa è il numero N di atomi ( numero di moli per numero di avogadro) contenuti in un gra mmo di ra d i o nuclide di peso atomico Pa 2 l n 2 / T1 / 2 = λ La [3], che spiega come mai rad i o nuclidi a lunga vita media abbiano attività specifica bassa, può essere utilmente applicata per calcolare l’attività di una sorgente avente un peso (P)4 n o t o, tramite la seguente ulteriore semplice relaz i o n e : [ 4 ] Così, per esempio, una sorgente costituita da un
quantitativo p o n d e rale di 2 grammi di Co6 0 ( T1 / 2 = 5,27 anni) ha un’attività (indice dell’emissione di radiazioni) di: 2 * 6 , 0 2 * 1 0 2 3 * 0 , 6 9 3 / ( 6 0 * 5 , 2 7 * 3 6 5 * 2 4*3600) = 8,367*1013 Bq = 2261 C i ; mentre una sorgente di 3 chilogrammi di uranio naturale (0,7% U2 3 5 e 99,3% U2 3 8) ha un’attività c o m p l e s s i va, somma dell’attività d ovuta singolarmente all’U2 3 5 ed all ’ U2 3 8, calcolabile come segue: Attività dell’U2 3 5 ( T1 / 2 = 7,038*108 a n n i ) : P = 3000 g * 0,7% = 21 g A = 2 1 * 6 , 0 2 * 1 0 2 3 * 0 . 6 9 3 / ( 2 3 5 * 7 , 0 3 8 * 108*365*24*3600) = 1,68*106 Bq = 45,4 mCi Attività dell’U2 3 8 ( T1 / 2 = 4,468*109 a n n i ) : P = 3000 g * 99,3% = 2979 g A = 2 9 7 9 * 6 , 0 2 * 1 0 2 3 * 0 . 6 9 3 / ( 2 3 8 * 4 , 4 68*109*365*24*3600) = 37*106 Bq = 1 mCi Attività totale = 1,045 mCi E ’ interessante osservare come la prima sorgente dell’esempio, benché ponderalmente molto più l e g g e ra dell’altra, sia estremamente più intensa e quindi più peri c olosa (supponiamo qui per semplicità di poter tra s c u rare la dive r s a possibilità di produrre contaminazione da parte delle due sorgenti). In tabella 1 sono ri p o rtate le attività specifiche di alcuni ra d i o nuclidi di i n t e r e s s e. U n ’ a l t ra utile grandezza di sorA = PAs A = N P T s 0 a 1/2 ∗ ∗ ln2 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I ANTINCENDIO gennaio 1999 21 3 Tale probabilità si mantiene costante nel tempo, indipendentemente dal fatto che un dato atomo sia più o meno “giovane” (legge fondamentale del decadimento radioattivo). Vds anche “L’esposizione fisiologica alle radiazioni ionizzanti” – Antincendio n. 11/97. 4 Tale peso si riferisce al solo radionuclide e non ad eventuali altri materiali o matrici (ad esempio capsule o matrici sigillanti) che pure possono essere presenti nella sorgente Tabella 1 RADIONUCLIDE NUMERO ATTIVITÀ SPECIFICA ATOMICO BQ/G CI/G Ra226 88 37*109 1 Co60 27 41*1012 1.100 Co58 27 1,2*1015 31.690 C 14 6 167*109 4,5 H 3 1 355*1012 9.600 Mo99 42 17,7*1015 479.340 Cs137 55 3,2*1012 87 I 131 53 4,6*1015 125.000 I 125 53 673*1012 18.190 Sr90 38 5,1*1012 137 K 40 19 254*103 6,9*10-6 Th232 90 4073 0,11*10-6 Attività specifica di alcuni radionuclidi di interesse (al 100% di abbondanza isotopica) gente per sorgenti ra d i o i s o t o p i c h e è la costante gamma specifica (Γ) che espri m e, per un dato ra d i o i s ot o p o, il rateo di esposizione (vedi oltre) ad un metro di distanza da una sorgente puntifo rme di attività unit a ria, di quel ra d i o i s o t o p o. La costante gamma specifica si espri m e spesso ancora oggi nella pra t i c a corrente in Roentgen*m2 /h*Ci, benché la sua unità di misura nel sistema SI sia costituita da Coul o m b * m2 / k g * s e c * B q ;l ’ e q u i va l e n z a t ra le due unità di misura (che non hanno alcun nome particolare) è la s e g u e n t e : 1 Roentgen*m2 /h*Ci = 1,94 *10-18 C o u l o m b * m2 / k g * s e c * B q 1 Coulomb*m2 /kg*sec*Bq = 5,16*1017 Roentgen*m2 / h * C i In tabella 2 sono ri p o rtati i va l ori della costante gamma specifica per alcuni ra d i o nuclidi di interesse. Accanto alle gra n d e z ze di sorgente finora introdotte si ritiene utile menzionare la qualità della o delle radiazioni emesse, cioè il tipo e l’energia (o lo spettro energetico) della ra d i a z i o n e. La qualità, che non è una grandezza specifica, ma piuttosto una generica cara t t e ri s t i c a , fo rnisce indicazioni in part i c o l a r e circa la capacità di penetra z i o n e delle va rie ra d i a z i o n i . M a c chine Radioge n e Nel caso delle macchine ra d i og e n e, possono essere considera t i numerosi para m e t ri di ri l i evo, più o meno direttamente connessi sia con l’energia delle particelle accel e rate (o delle radiazioni prodotte), sia con la potenza media del fa s c i o o t t e nu t o. Volendo limitarci al caso più diffuso, cioè quello delle macchine a raggi X, si ricordano le seguenti gra n d e z ze, di largo utilizzo : D i f ferenza di potenziale applicata al tubo, (espressa in kV). E ’ la tensione a cui sono sottoposti ed accelerati gli elettroni: ad essa c o r risponde l’energia massima dei raggi X prodotti (espressa in ke V ) . Si tratta di una grandezza che fo rnisce un’importante indicazione (ma non la sola) circa lo spettro, quindi la qualità della radiazione ottenu t a . Corrente anodica, ( e s p r e s s a in mA). E ’ la corrente di elettroni acc e l e rati che producono, nella fa s e di frenamento, i raggi X. Dalla corrente anodica dipende la quantità di radiazione emessa. Filtrazione applicata al fascio. Lo spettro della radiazione X prodotta dal tubo è fo rtemente influenzato da eventuali materiali (filt ri) interposti sul fa s c i o ; mediante la f i l t razione è così possibile modificare la qualità della radiazione prodotta con una certa differenza di potenziale applicata al tubo. Un filtro è costituito da una o più lastre di all u m i n i o, ra m e, stagno, piombo, di va rio spessore (in genere compreso tra qualche millimetro e qualche f razione di millimetro) e di eleva t a p u r e z z a .I filtri induriscono il fa s c i o, nel senso che assorbono prevalentemente le componenti di bassa energia, ed aumentano pertanto l’energia media del fascio stesso; è t u t t avia evidente che la filtra z i o n e di un fascio comporta anche la riduzione dell’intensità di esposizione ad una data distanza dal tubo. Va riando la differenza di potenziale applicata e la filtrazione è possibile ottenere un numero pressoché infinito di qualità di ra d i a z i o n i ; nella metrologia tuttavia si usano solo certe qualità, note come radiazioni X di ri fe ri m e n t o ; tali ra d i azioni vengono in genere cara t t e ri zzate mediante la loro energia media ed il primo Spessore EmiValente (I SEV). Q u e s t ’ u l t i m o, noto anche come I HVL, è lo spessore in mm di un certo materiale metallico ANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 22 Tabella 2 RADIONUCLIDE NUMERO COSTANTE GAMMA SPECIFICA ATOMICO Coulomb* R o e n t g e n * m 2/ h * C i m 2/kg*sec*Bq Ra226 88 0,0074*10-18 0,004 Co60 27 2,514*10-18 1,3 Mo99 42 0,151*10-18 0,08 Cs137 55 0,626*10-18 0,32 I 131 53 0,411*10-18 0,21 I 125 53 0,0085*10-18 0,004 Ir192 77 0,86*10-18 0,44 Hg203 80 0,23*10-18 0,12 K 40 19 0,155*10-18 0,08 Am241 95 0,025*10-18 0,013 Costante gamma specifica di alcuni radionuclidi di interesse o p p o rtunamente scelto, che ri d u c a alla metà l’intensità di esposizione ad una distanza prefissata; il SEV viene espresso in mm di alluminio o in mm di ra m e. Nelle tabelle 2 e 3 sono ri p o rtate le cara t t e ri s t i c h e di alcune radiazioni X di ri fe ri m e nto in uso presso l’Istitituto metrologico pri m a rio italiano nel settore delle radiazioni ionizzanti (ENEAINMRI) 5 ; le radiazioni delle serie L (spettro largo), S (spettro stretto), A (alto rateo di ke rma in aria), B (basso rateo di ke rma in aria) sono radiazioni di ri fe rimento per la t a ra t u ra raccomandate dall’ISO6 , le radiazioni della serie P sono quelle utilizzate dal BIPM (Bureau Int e rnational des Poids et Measures) e dai Labora t o ri Pri m a ri dei va ri Paesi per interconfronti dei ri s p e ttivi Campioni Pri m a ri di ke rma in a ria, le radiazioni X delle serie QA e QR infine sono ra c c o m a n d a t e d a l l ’ I E C7 per il controllo della strumentazione utilizzata in ra d i o d i ag n o s t i c a . Un’ultima grandezza che si ri t i ene utile segnalare è l’e ro g a z i o n e normalizzata del tubo, che ra p p r esenta l’intensità di esposizione che si ottiene ad un metro di distanza per d e t e rminate condizioni di filtra z i o n e e corrente anodica unitari a .L’ e r ogazione normalizzata si esprime in genere in Roentgen/min*mA, a un m e t r o, con specificazione della qualità (ddp al tubo e filtri interp o s t i ) . G r a n d e z ze di campo In fisica si dà il nome di “ c a mp o ” all’insieme dei va l o ri che una c e rta grandezza assume in ogni punto di una regione dello spazio8 . La conoscenza del campo, nel caso delle radiazioni, consente ev ide
ntemente di quantizzare il ri s c h i o radiologico esistente nei punti dello “spazio”, a prescindere dalla sorgente (che potrebbe essere non conosciuta o non individuata) che lo sta producendo; tale conoscenza si acquisisce opera t i vamente mediante la misura, effettuata con strumentazione portatile o fissa, di gra n d e z ze di campo. Queste gra nd e z ze risultano part i c o l a rmente utili nel caso di esposizione estern a a cui, come già detto, si fa prevalentemente ri fe rimento in questa s e d e. A partire dalle gra n d e z ze di campo è possibile determinare le gra n d e z ze di dose cioè quelle gra nd e z ze che esprimono i quantitativi di radiazioni che vengono assorbiti da un materi a l e, un oggetto o un essere vivente che viene a trova rsi nel campo di ra d i a z i o n i . Il campo di radiazioni genera t o nello spazio dalla presenza di una sorgente può essere cara t t e ri z z a t o, in linea di pri n c i p i o, mediante la conoscenza, in ogni punto ed in ogni i s t a n t e, del numero totale di part icelle (o di quanti energetici in caso di radiazioni X e gamma) che attraversano nell’unità di tempo una qualunque sezione massima della sfera unitaria centrata intorno al punt o ;tale grandezza si chiama flusso e si misura in part i c e l l e / c m2 * s e c .o p a rt i c e l l e / m2 * s e c . Accanto al flusso si può introdurre la “ f l u e n z a ” c o m e i n t e grale nel tempo del flusso (part i c e l l e / c m2 o part i c e l l e / m2 ) . Si può poi parlare di “fluenza di energia”, che è la somma delle energie tra s p o rtate dalle ra d i a z i oni che producono un determ i n a t o flusso in un punto, e di “flusso di energia”, che ha un significato ev id e n t e ;è anche possibile introdurre u l t e ri o ri gra n d e z ze per qualificare la distri buzione energetica e/o angolare delle radiazioni in arri vo. Tutte queste gra n d e z ze, benché e s a u s t i ve dal punto di vista teori c o ai fini della conoscenza di un camp o, non risultano di uso “ p ra t i c o ” anche perché sono in genere difficilmente misura b i l i :nella realtà opera t i va risulta assai più comodo definire il campo mediante gra n d e zze, correlate alle precedenti, che siano però direttamente e fa c i lmente misurabili con la stru m e n t azione e che, possibilmente, siano legate in modo semplice alle gra nd e z ze di dose. La grandezza pri ncipe che ha queste cara t t e ri s t i c h e è l’e s p o s i z i o n e ( X ) : si tratta di una delle prime gra n d e z ze stori c a m e nte introdotte per la misura delle rad i a z i o n i ; essa misura la capacità della radiazione elettromagnetica (X e gamma) di produrre ionizzazione in ari a . L’ e s p o s i z i o n e, definita dunque per i soli campi di ra d i azione elettromagnetica, cara t t e ri zza il campo attraverso le intera z i oR A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I ANTINCENDIO gennaio 1999 23 5 Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti dell’ENEA con sede a Roma, presso il centro di ricerche “La Casaccia”. 6 ISO 4037 – 1 (1993) 7 IEC 1267 (1994) 8 Possiamo in generale distinguere tra campi di natura scalare (se la grandezza fisica in esame è uno scalare) e campi vettoriali (se la grandezza fisica in esame è un vettore). Un semplice esempio di un campo del primo tipo è l’insieme delle temperature nei diversi punti di una stanza, mentre esempi del secondo tipo sono il campo elettrico, il campo magnetico, il campo gravitazionale. ANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 24 Tabella 3 Cod. A.T. Filtrazione addizionale 17 SEV Ë Uc18 (kV) (mm) (mm) (keV) (%) L1 60 4,0 Al + 0,30 Cu 0,18 Cu 44,5 0,5 L2 80 4,0 Al + 0,47 Cu 0,35 Cu 56,3 0,5 L3 110 4,0 Al + 1,90 Cu 0,94 Cu 78,5 0,5 L4 150 4,0 Al + 1,0 Sn 1,90 Cu 104,0 0,5 L5 200 4,0 Al + 2,0 Sn 3,11 Cu 136,4 0,5 L6 250 4,0 Al + 4,0 Sn 4,30 Cu 171,7 0,5 L7 300 4,0 Al + 6,5 Sn 5,00 Cu 199,0 0,5 S1 10 0,30 Al 0,05 Al 8,4 1,0 S2 15 0,91 Al 0,15 Al 12,4 1,0 S3 20 1,90 Al 0,35 Al 16,6 1,0 S4 25 2,00 Al 0,66 Al 20,0 1,0 S5 30 5,50 Al 1,20 Al 25,3 1,0 S6 40 4,0 Al + 0,21 Cu 0,09 Cu 32,5 0,8 S7 60 4,0 Al + 0,6 Cu 0,24 Cu 48,0 0,8 S8 80 4,0 Al + 2,1 Cu 0,59 Cu 65,4 0,8 S9 100 4,0 Al + 5,0 Cu 1,16 Cu 82,7 0,8 S10 120 4,0 Al + 5,0 Cu + 1,0 Sn 1,73 Cu 99,0 0,8 S11 150 4,0 Al + 2,5 Sn 2,46 Cu 116,6 0,8 S12 200 4,0 Al + 2,0 Cu + 3,0 Sn + 1,0 Pb 3,90 Cu 161,2 0,8 S13 250 4,0 Al + 2,0 Sn + 3,0 Pb 5,20 Cu 202,5 0,8 S14 300 4,0 Al + 3,0 Sn + 5,0 Pb 6,20 Cu 249,6 0,8 A1 10 – 0,03 Al 7,4 0,6 A2 20 0,15 Al 0,11 Al 12,4 0,6 A3 30 0,52 Al 0,35 Al 18,9 0,6 A4 60 3,2 Al 0,08 Cu 36,4 0,5 A5 100 3,9 Al + 0,2 Cu 0,30 Cu 57,3 0,5 A6 200 4,0 Al + 1,2 Cu 1,70 Cu 102,4 0,5 A7 250 4,0 Al + 1,6 Cu 2,47 Cu 124,7 0,5 A8 300 4,0 Al + 2,5 Cu 3,40 Cu 152,4 0,5 17 – La filtrazione fissa è costituita dalla filtrazione inerente del tubo (che deve essere ≤ 2,5 mm di Be) e dalle pareti della camera di con – trollo costituite da massimo 3 mg*cm-2 di mylar alluminizzato. 18 – Incertezza tipo composta (1σ) associata alla misura di kerma in aria mediante i Campioni Primari. Caratteristiche delle radiazioni X delle serie L, S, A, utilizzate presso l’INMRI dell’ENEA per la taratura della strumentazione R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I ANTINCENDIO gennaio 1999 25 Tabella 4 Cod. A.T. Filtrazione addizionale SEV Ë Uc (kV) (mm) (mm) (keV) (%) B1 10 0,3 Al 0,03 Al 8,5 1,0 B2 20 2,0 Al 0,42 Al 17 1,0 B3 30 4,0 Al + 0,18 Cu 1,46 Al 26 1,0 B4 35 4,0 Al + 0,25 Cu 2,38 Al 30,0 0,8 B5 55 4,0 Al + 1,2 Cu 0,25 Cu 47,9 0,8 B6 70 4,0 Al + 2,5 Cu 0,48 Cu 61,1 0,8 B7 100 4,0 Al + 0,5 Cu + 2,0 Sn 1,28 Cu 87,0 0,8 B8 125 4,0 Al + 1,0 Cu + 4,0 Sn 2,14 Cu 109,2 0,8 B9 170 4,0 Al + 1,0 Cu + 3,0 Sn + 1,5 Pb 3,67 Cu 149,4 0,8 B10 210 4,0 Al + 0,5 Cu + 2,0 Sn + 3,5 Pb 4,91 Cu 184,6 0,8 B11 240 4,0 Al + 0,5 Cu + 2,0 Sn + 5,5 Pb 5,89 Cu 212,4 0,8 QR3 50 2,5 Al 1,76 Al 26 0,5 QR5 70 2,5 Al 2,35 Al 30 0,5 QR7 90 2,5 Al 2,95 Al 35 0,5 QR9 120 2,5 Al 3,92 Al 40 0,5 QR10 150 2,5 Al 4,88 Al 45 0,5 QA3 50 2,5 Al + 10 Al 3,78 Al 37 0,5 QA5 70 2,5 Al + 21 Al 6,85 Al 49 0,5 QA7 90 2,5 Al + 30 Al 9,39 Al 60 0,5 QA9 120 2,5 Al + 40 Al 11,92 Al 75 0,5 QA10 150 2,5 Al + 45 Al 13,58 Al 88 0,5 P1 10 – 0,03 Al 7,4 0,5 P2 25 0,43 Al 0,25 Al 15,7 0,5 P3 30 0,26 Al 0,18 Al 15,4 0,5 P4 50 1,07 Al 1,04 Al 27,4 0,5 P5 50 4,72 Al 2,27 Al 33,1 0,5 P6 100 3,57 Al 4,00 Al o 0,15 Cu 50,9 0,5 P7 135 4,22 Al + 0,20 Cu 8,7 Al o 0,50 Cu 68,9 0,5 P8 180 4,0 Al + 0,47 Cu 1,00 Cu 86,0 0,5 P9 250 4,0 Al + 1,53 Cu 2,50 Cu 126,1 0,5 Caratteristiche delle radiazioni X delle serie B, QR, QA, P, utilizzate presso l’INMRI dell’ENEA per la taratura della strumentazione ni di quest’ultimo con l’ari a .L’ e s p osizione è definita come il ra p p o rt o t ra DQ e ∆m : [ 5 ] d ove ∆Q è la somma delle cariche elettriche di tutti gli ioni di un segno prodotti in aria allorché tutti gli elettroni e positroni messi in moto dai quanti in un piccolo vo l u m e di aria di massa Dm, ve n g o n o completamente fe rmati in ari a .L’ evidente triplice ripetizione del termine “ a ria”, che figura nella definiz i o n e, non è superflua: la ra d i a z i one elettromagnetica (radiazione prim a ria) mette in moto lungo il suo p e r c o r s o, interagendo con la mat e ria che incontra, delle part i c e l l e c a ri c h e9 (i così detti “ s e c o n d a ri cari c h i ” o “ radiazioni corp u s c o l a ri associate”) a cui viene tra s fe rita una c e rta energia sotto fo rma di energia cinetica; i secondari carichi a loro volta dissipano la loro energia arrestandosi in spazi modesti del m e z zo che incontrano e producendo ulteriore ionizzazione. Per questo motivo nella definizione di esposizione la parola “ a ri a ” utilizzata la p rima e la terza volta specifica che gli ioni la cui carica è conteggiata nell’esposizione debbono essere prodotti in aria (sia dentro che fuori del volume di osservazione), la seconda volta viene invece specificato che i secondari carichi devono essere stati prodotti nel “ p i c c olo volume di aria di massa ∆m ”( vedasi fig.2 ) .L’unità di misura dell’esposizione nel sistema SI, è il Coul o m b / k g ;per rag
ioni sia storiche che di praticità (vedi oltre), l’unità di mis u ra generalmente adottata per l’esposizione è una frazione del Coulomb/kg a cui è stato dato il nome di Roentgen; per definizione 1 Roentgen= 2,58*10-4 Coulomb/kg. E ’estremamente utile e signific a t i vo poi considerare l’esposizione prodotta nell’unità di tempo, cioè la “ ve l o c i t à ” con cui si sta producendo la carica in aria, vero indice dell’intensità delle radiazioni in arri vo, dunque del campo. A tale grandezza si da il nome di i n t e nsità di esposizione1 0 ( X ’ ) . Dalla sua definizione segue che l’unità di mis u ra nel sistema internazionale è il Coulomb/(kg*sec), ma nella pra t i c a si usano il Roentgen/h e i suoi sott o multipli, cioè il millesimo di Roentgen/h (mR/h) ed il milionesimo di Roentgen/h (mR/h). L’intensità di esposizione è direttamente e fa c i lmente misurabile con stru m e n t azione di diverso tipo (ad es. c a m ere di ionizzazione, tubi geyger compensati, ecc) sia portatile che fissa ed è la grandezza base per la valutazione di un campo di ra d i a z i on i ; l’intensità di esposizione consente di fatto di misurare (con ri ferimento alla sola esposizione esterna) il pericolo radiologico esistente in un punto. Il campo natura l e, dovuto alle va rie sorgenti naturali di radiazioni presenti in generale in modo disunifo rme sulla crosta terr e s t r e, va ria da qualche mR/h a qualche decina di mR/h; se in una c e rta situazione si ri s c o n t ra un valore maggiore siamo ve r o s i m i l m e n t e in presenza di sorgenti art i f i c i a l i . Accanto all’esposizione ed in sua sostituzione è sempre più frequentemente utilizzata un’altra grandezza per descri vere il campo (sempre limitatamente al caso di radiazioni indirettamente ionizzant i ) :il Kerma in aria (K). Il Ke rma, il cui nome è fo rmato dalle iniziali della frase inglese “kinetic Energy Released in Matter” che vuol dire “energia cinetica liberata nella mat e ria”, è per definizione: [ 6 ] d ove ∆Ek è la somma delle energie cinetiche iniziali di tutte le p a rticelle cariche (radiazione sec o n d a ria) messe in moto dalla radiazione indirettamente ionizzante (X, g e neutroni) nel piccolo vo l ume di materia considerato di masK = E m ∆ k ∆ X = Q m ∆ ∆ ANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 26 9 Si tratta essenzialmente di elettroni “strappati” ad atomi della materia attraversata per “effetto fotoelettrico e compton” ed in misura assai minore coppie di elettroni e positroni generati per “effetto creazione di coppie”. 10 L’intensità di esposizione è la derivata dell’esposizione rispetto al tempo (come la velocità è la derivata dello spazio rispetto al tempo). Fig. 2 – Esposizione sa ∆m . Poiché i quanti del campo elettromagnetico (o i neutroni) spendono una piccolissima fra z i one della propria energia in ionizzazioni ed eccitazioni dirette di atomi e molecole, il ke rma viene pra t i c amente a coincidere con l’e n e rg i a t r a s fe r i t a alla materi a . Si può parlare di ke rma con ri fe rimento ad un qualsiasi mezzo, ad esempio acqua, tessuto, aria etc. (è ev i d e n t e che occorre specificare il mezzo c o n s i d e ra t o ) ; ai fini della descri z i one del campo, in analogia al caso dell’esposizione è part i c o l a rm e n t e i n t e r e s s a n t e, come segnalato, fa r ri fe rimento al ke rma in ari a .L’ u n i t à di misura del ke rma nel sistema int e rnazionale è il Joule/kg a cui viene dato il nome di Gray (Gy); s o n o molto usati i sottomultipli del Gray ( c G y, mGy, mGy); la vecchia unità di misura, ancora utilizzata è il ra d , p a ri a 100 erg/g. L’ e q u i valenza tra le due unità è semplice: 1 Gy = 100 ra d 1 rad = 1 cGy È poi estremamente utile definire l’intensità di kerma (K’), c i o è il ke rma prodotto nell’unità di temp o ; l’intensità di ke rma in aria sostituisce assai spesso l’intensità di esposizione ai fini della descri z i one del campo di ra d i a z i o n i .L’ i n t e nsità di ke rma si dov r e bbe misura r e nel sistema internazionale in G y / s e c, sono tuttavia assai più utilizzati i Gy/h ed i relativi sottomu ltipli (cGy/h, mGy/h, mGy/h); la ve cchia unità di misura è costituita dal ra d / h . Il ke rma in aria è legato all’esposizione dalla seguente relazione 1 1: X = Ka ri a ✽ e ✽ (1-g) ≈ Ka ri a ✽ e Wa ri a Wa ri a [ 7 ] d ove e = carica dell’elettrone Wa ri a = energia mediamente nec e s s a ria per creare una coppia di ioni in ari a g = frazione della energia cinetica iniziale dei secondari carichi perduta da questi per emissione di radiazione di bremsstrahlung (fren a m e n t o ) ;dipende dall’energia della radiazione e dal mezzo attraversato. Il termine “ g ” è in genere tras c u rabile (prossimo a ze r o ) : c omincia a diventare significativo solo per energie della radiazione elettromagnetica di qualche MeV, (prodotte da part i c o l a ri macchine acc e l e ra t ri c i ) . Nel caso del Co6 0, radioisotopo che notoriamente emette radiazioni g piuttosto energetic h e, g vale in aria appena 0,003 e può dunque essere tra s c u ra t o. I n queste condizioni (g tra s c u ra b i l e ) si può dire in modo semplice ed efficace che l’esposizione è la “ i o n i zzazione equivalente al ke rma in a ri a ” .In termini nu m e rici all’esposizione di un Roentgen corri s p o nde un ke rma in aria di circa 0,87 c G y, ed analogamente all’intensità di esposizione di un R/h corrisponde un’intensità di ke rma in ari a di 0,87 cGy/h. Si ritiene a questo punto utile d e s c ri vere più in dettaglio l’interazione delle radiazioni elettromagnetiche con un mezzo. Si consid e ri la figura 3; la superficie chiusa s e p a ra idealmente un elemento di m a t e ria di massa Dm di un cert a m e z zo (ad esempio aria) dal resto del mezzo che nel suo complesso è sede di un campo di ra d i a z i o n e “ p ri m a ri o ” .Le particelle secondari e (elettroni), che vengono messe in moto in tutto il mezzo, possono con ri fe rimento all’elemento di vo l u m e c o n s i d e rato essere distinti in quattro gru p p i : 1 Elettroni che, messi in moto nel volumetto di massa Dm preso in considera z i o n e, dissipano tutta la propria energia cinetica nel volumetto stesso. L’energia di questi elettroni va conteggiata nel calcolo del ke rma, così come la ionizzazione da essi prodotta va conteggiata nel calcolo dell’esposizione. 2 Elettroni che prodotti nel vo l umetto dissipano al di fuori di esso parte della propria energia c i n e t i c a .L’energia di questi elettroni va conteggiata nel calcolo del ke rma, così come la ionizzazione da essi prodotta va conteggiata nel calcolo dell’esposiz i o n e. 3 Elettroni che prodotti al di fuori ANTINCENDIO gennaio 1999 27 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 11 Vale evidentemente una relazione analoga tra intensità di esposizione ed intensità di kerma in aria Fig. 3 – Distribuzione dei secondari carichi del volumetto dissipano all’int e rno di esso parte della propri a e n e r g i a .L’energia di questi elettroni non va conteggiata nel calcolo del ke rma, così come la ionizzazione da essi prodotta non va conteggiata nel calcolo dell ’ e s p o s i z i o n e. 4 Elettroni che prodotti fuori del volumetto dissipano la loro energia al di fuori del volumetto stesso. Risulta ora evidente in che modo il ke rma e l’esposizione cara tt e rizzino il “campo di ra d i a z i o n i ” , con ri fe rimento punto per punto ris p e t t i vamente all’energia tra s fe ri t a ai secondari ov vero alla carica che questi poi producono. Si conclude questo para gra fo con una osserva z i o n e : appare a p ri o ri più intuitivo descri vere il campo di radiazioni in termini di energia tra s p o rtata (dal campo pri m ario) ov vero energia presente nel campo (energia radiante), tuttav i a gli effetti delle radiazioni sono legati all’energia tra s fe rita, ceduta ed in ultima analisi depositata nella m a t e ria vive n t e ; ciò costituisce in ultima analisi uno dei motivi che ha spinto all’uso dell’esposizione e del ke rma
in aria, piuttosto che del flusso o della fluenza, per la descrizione del campo. G r a n d e z ze di dose Le gra n d e z ze di dose sono quelle che descri vono la cessione di energia alla materia, con part i c o l are ri fe rimento al caso dell’irra g g i amento dell’organismo umano, o di una sua part e, e che hanno lo scopo ultimo di collegare la fisica dei fenomeni elementari di interazione tra radiazioni e materia con le conseg u e n ze biologiche che ne deri va n o : dosi di radiazioni assorbite da un organismo sono infatti, come ben not o, agenti causali di una serie di effetti patologici, immediati e ri t a r d at i .La misura delle dosi ed il ri s p e t t o di opportuni limiti di dose sono elementi fondamentali nella disciplina radioprotezionistica che consentono di evitare la comparsa degli effetti immediati delle radiazioni e la limitazione a livelli accettabili di quelli ri t a r d a t i . Le gra n d e z ze di dose, come già a c c e n n a t o, sono correlabili a quelle di campo; la conoscenza di queste ultime, con particolare ri fe rimento ad esposizione e ke rma in a ria, consente cioè di stimare le dosi di radiazioni (e conseguentemente il danno atteso), che ve rr e bbero assorbite da un soggetto a l l ’ i n t e rno del campo. Anche per alcune gra n d e z ze di dose si definiscono (analogamente a quanto fatto per le gra n d e z ze di campo) le relative intensità o rat e i ; non ci si soffe rmerà volta per volta a specificare questo aspetto che ri veste carattere alquanto int u i t i vo. Tra le gra nd e z ze di dose si segnala innanzitutto la dose assorbita (D): s i t ratta della gra ndezza che quantizza l’energia depositata nella mat e ria da parte di un fascio di ra d i az i o n i .L’energia depositata è un fa ttore di fo n d a m e ntale import a n z a , anche se non è l ’ u n i c o, nel determinare gli effetti ra d i o b i o l o g i c i .P i ù precisamente la dose assorbita è definita come: [ 8 ] d ove ∆Ed è l’energia ceduta dalla radiazione agli atomi e alle molecole contenute nel piccolo vo l ume di materia considerato di massa ∆m . Le unità di misura sono le stesse in uso per il ke rma (Gy nel Sistema Intern a z i o n a l e, rad nel ve cchio sistema). Accanto alla dose assorbita si definisce anche l’intensità di dose assorbita cioè la dose assorbita nell’unità di tempo. E ’ interessante esaminare la relazione tra ke rma (in un mezzo) e dose assorbita (nello stesso mezzo) nel caso di sola presenza di radiazioni gamma. C o n s i d e riamo a tal proposito la figura 4 in cui: E1 = energia perduta da elettroni del tipo 1 (vds. s o p ra ) E2 i n t = energia perduta da elettroni del tipo 2 (vds. s o p ra) all’int e rno del vo l u m e t t o E2 e s t = energia perduta da eletD = E m ∆ d ∆ ANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 28 Fig. 4 – Kerma e dose assorbita troni del tipo 2 all’esterno del vo l um e t t o E3 i n t = energia perduta da elettroni del tipo 3 (vds sopra) all’interno del vo l u m e t t o E3 e s t = energia perduta da elettroni del tipo 3 all’esterno del vo l um e t t o Nel ke rma viene computata l’en e r g i a : E1 + E2 i n t + E2 e s t mentre nella dose assorbita si c o n s i d e ra : E1 + E2 i n t + E3 i n t Si osservi che il ke rma dipende solo dal flusso del campo pri m a ri o nel volumetto considerato (del quale appunto fo rnisce una va l u t a z i one), mentre non altrettanto vale per la dose: a quest’ultima contri bu iscono infatti elettroni secondari che possono provenire da punti relativamente lontani dove il flusso di particelle cariche può essere dive r s o. Nel caso in cui l’energia dissipata al di fuori di un piccolo vo l ume sfe rico centrato nel punto in esame dai secondari carichi in esso prodotti è compensata dall’energia dissipata al suo interno da s e c o n d a ri carichi prodotti al di fuori (E2 e s t = E3 i n t), cioè quando si è in condizioni di “ e q u i l i b rio delle part icelle cariche”, si ha equivalenza tra dose assorbita e ke rm a1 2. Non si ritiene questa la sede più opport u n a per esaminare in dettaglio il problema del raggiungimento dell’eq u i l i b rio elettronico1 3; ci si limita a segnalare che nella maggior part e delle situazioni opera t i ve si può c o n s i d e rare realizzato tale equilib ri o. In particolare questo è ra ggiunto in un mezzo omogeneo dopo una profondità pari al percorso massimo dei secondari cari c h i messi in moto dalla radiazione prim a ria (nei tessuti tale spessore risulta dell’ordine di grandezza del m i l l i m e t r o ) . Le figure 5 e 6 illustrano in modo intuitivo, in due dive r s e condizioni, l’andamento di dose e ke rma in funzione dello spessore di mezzo attraversato (profo n d i t à ) : la figura 5 è relativa al caso in cui si può tra s c u rare l’attenuazione del campo pri m a rio nel mezzo, la figura 6 fa ri fe rimento alla situazione più genera l e ; si osserva che la dose massima è depositata in ogni caso all’interno del mezzo (ad una p r o fondità va riabile a seconda dell’energia della radiazione) e non nel ANTINCENDIO gennaio 1999 29 Fig 5 – Dose/Kerma in funzione della profondità in caso di attenuazione del campo trascurabile 12 Si stanno qui considerando trascurabili, a rigore di precisione, le perdite di energia per irraggiamento (g ≈ 0) ovvero µtr ≈ µen; si suppone cioè che tutta l’energia trasferita ai secondari carichi sia direttamente rilasciata nella materia. 13 Tale problema non è peraltro una mera speculazione teorica: riveste primaria importanza in molte terapie con radiazioni. Tabella 5 ESPOSIZIONE KERMA IN ARIA MEZZO DOSE ASSORBITA (Roentgen) (cGy) (cGy) 1 0,87 grasso 0,97 1 0,87 muscolo 0,96 1 0,87 osso 0,93 1 0,87 acqua 0,965 Relazione tra esposizione e dose assorbita in condizioni di equilibrio delle particelle cariche per diversi mezzi p rimo strato superficiale. Come già detto l’intensità di esposizione (o l’intensità di ke rm a in aria) qualifica il campo, nel senso che si tratta di una gra n d e z z a correlata al flusso d’energia; la dose assorbita invece dipende sia dal campo (flusso di energia), sia dal m a t e riale M che si trova nel punto: a parità di campo la dose assorbita in aria è cioè diversa, per esemp i o, dalla dose assorbita in acqua o nel tessuto molle, o nelle ossa.I n condizioni di equilibrio delle part icelle cariche è possibile stabilire un legame tra esposizione (o ke rma in a ria) e dose assorbita in diversi mat e ri a l i ; in tabella 5 è illustrato num e ricamente tale legame, con ri ferimento ad alcuni mezzi di interess e, valido nell’intervallo di energia 100 keV – 10 MeV. Si osserva che nel largo intervallo di energia cons i d e rato all’esposizione di 1 Roentgen corrisponde una dose assorbita in acqua ed in materiali biologici di circa 1 rad (1 cGy). Questa corrispondenza nu m e rica è la ra g i o n e p ratica della scelta a suo tempo o p e rata dell’unità Roentgen e del fatto che essa sia ancora largamente usata nella pratica opera t iva nonstante non ri e n t ri tra le unità del sistema SI. A chiarimento di una situazione di diffusa confusione si ribadisce che l’uguaglianza nu m erica non deve ingannare: l ’ e s p o s izione e la dose assorbita sono gra n d e z ze concettualmente dive rse e la loro corrispondenza nu m erica, seppur comoda nella pra t i c a , è però valida solo in determ i n a t e condizioni (equilibrio delle part i c e lle cariche) e in un ben determ i n ato intervallo di energia ed è subordinata ad una determinata scelta di unità di misura ; se poi all’esposizione sostituiamo il ke rma in aria il discorso resta del tutto analogo, con l ’ av ve rtenza che in questo caso non è più possibile confondere nu m e ricamente ke rma in aria e dose assorbita in materiali biologici: ad un ke rma in aria di 0,87 cGy corrisponde una dose assorbita in mat e riali biologici di 1 cGy (l’utilizzo in questo secondo caso della stessa unità di misura per le due dive r s e gra n d e z ze può essere manife s t amente causa di malintesi). Una stessa dose assorbita depositata in un organismo da dive rsi tipi di radiazioni può
produrre effetti biologici di entità dive r s a ; u n medesimo effetto può essere ottenuto con dosi assorbite diverse originate da diversi tipi di radiazioni di va ria energia. Ciò significa che a parità di energia depositata alcune radiazioni sono più nocive di altre. E ’ comodo nella maggior parte dei sett o ri della radioprotezione espri m e rsi in termini di dose assorbita di una radiazione di ri fe ri m e n t o, gra n d e zza che prende il nome di e q u i valente di dose (H). L’ e q u i valente di dose in una determinata irra d i a z i one è pari alla dose assorbita moltiplicata per un coefficiente ponderale che esprime il ra p p o rto di efficacia tra la radiazione in studio e la radiazione di ri fe rimento (ra d i a z i one x e g); tale coefficiente prende il nome di “ fattore di qualità” della rad i a z i o n e1 4. L’introduzione del fa t t ore di qualità (Q) rappresenta una semplificazione opera t i va della complessa realtà radiobiologica e radiopatologica legata al deposito di energia nei tessuti; (Q) dipende in p ratica dalle modalità con cui la radiazione dà luogo a tale deposito, ed in primo luogo dal LET (Linear Energy Tra n s fer o potere frenante lineare da collisione) che ra p p r esenta l’energia dissipata per unità di percorso compiuto da una part icella e dà indicazioni sulla distri buzione spaziale dell’energia tra s fe rit a ;la corrispondenza è tuttavia soggetta ad una certa arbitra rietà, anche in considerazione della sua variabilità al va riare del tipo di effe t t o c o n s i d e ra t o, e ciò comporta contiANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 30 Fig. 6 – Dose/Kerma in funzione della profondità in caso di attenuazione del campo non trascurabile nui aggiornamenti nei va l o ri di Q ad o p e ra di organismi scientifici internazionali di radioprotezione quali l ’ I C RU (International Commission on Radiation Units and Measurement) e l’ICRP (International Commission on Radiological Protection). Tali aggiornamenti vengono succ e s s i vamente recepiti dalle direttive comu n i t a rie e tramite queste dalle va rie norm a t i ve nazionali. In caso di contemporanea presenza di radiazioni con LET diversi si può fa r uso del “ fattore di qualità efficace” definito come valore medio dei fa tt o ri di qualità delle va rie ra d i a z i o n i , p o n d e rati con le dosi rilasciate da ciascun tipo di ra d i a z i o n e. Nella tabella 6 e nella figura 7, sono ri p o rtati i va l o ri dei fa t t o ri di qualità per d i versi tipi di radiazione in funzione del LET previsti dal D. L g s.2 3 0 / 9 5 . Poichè il fattore di qualità è adim e n s i o n a l e, l’equivalente di dose ha le stesse dimensioni della dose a s s o r b i t a ; per la sua misura è stata tuttavia introdotta una unità di mis u ra ad hoc: il Sieve rt (nel SI) che sostituisce il Rem1 5 . Si osserva che il fattore di qualità per radiazioni X e g vale 1, pert a n t o, per questi tipi di ra d i a z i o n e l ’ e q u i valente di dose è nu m e ri c amente uguale alla dose assorbita nel tessuto (e non al ke rma in ari a ! ) ; in pratica ricordando quanto già detto ed in particolare considera ndo la tabella 5, sotto le ipotesi di validità della stessa (largamente verificate come detto nella maggioranza delle situazioni opera t i ve), si può considerare valida la seguente catena di quasi uguaglianze : 0,87 cGy di ke rma in aria ≈ 1 Roentgen ≈ 1 cGy di dose assorbita in tessuto ≈ 1 cSv = 1 Rem Con ri fe rimento agli effetti stocastici (tardivi) che compaiono all ’ i n t e rno di una popolazione irradiata, è interessante considerare in radioprotezione la somma degli e q u i valenti di dose ri c evuti dagli individui di quella popolazione. Ta l e somma è detta equivalente di dose collettivo (Hc). L’ e q u i valente di dose collettivo esprime di fatto il deANTINCENDIO gennaio 1999 31 14 L’equivalente di dose, per dirla con le parole della legge (D.Lgs. 230) è una “grandezza radioprotezionistica ottenuta moltiplicando la dose assorbita (D) per fattori di modifica… al fine di qualificare il significato della dose assorbita stessa per gli scopi della radioprotezione”. Tale definizione di carattere assai generale comprende anche “l’equivalente di dose efficace”. 15 Roentgen Equivalent Men. Tabella 6 LET∞ NELL’ACQUA Q (keV/µm) 3,5 o meno 1 7 2 23 5 53 10 175 o più 20 I valori intermedi saranno ottenuti utilizzando la curva della fig. 7 Rapporto tra il fattore di qualità Q ed il trasferimento lineare di energia (LET∞) Fig. 7 – Fattore di qualità (Q) in funzione del LET• in acqua (keV/mm) t rimento sanitario oncologico e genetico complessivamente atteso per una popolazione irra d i a t a . L’ unità di misura è il Sieve rt-uomo (la vecchia il Rem-uomo) che si ha quando la somma degli equiva l e nti di dose negli individui irradiati ra ggiunge un Sieve rt (un Rem). A n c o ra con ri fe rimento agli effetti stocastici, cioè al rischio di cont rarre un tumore maligno o di subire un effetto genetico in prima o seconda genera z i o n e, è evidente che tale rischio è diverso a seconda che venga irradiato l’intero organismo con tutti i suoi organi ed appara t i , oppure un organo solo. E ’ s p e s s o utile esprimersi in termini di un’irradiazione di ri fe ri m e n t o, quella del c o rpo intero, e si introduce così l’eq u i valente di dose efficace (HE). L’ e q u i valente di dose efficace è ott e nuto come sommatoria degli e q u i valenti di dose ri c evuti da ciascun organo moltiplicati per opportuni coefficienti ponderali wt: [ 9 ] d ove : Ht = equivalente di dose medio all’organo (o tessuto) t wt = fattore di ponderazione dell’eq u i valente di dose all’organo (o tessuto) t. I va l o ri previsti per il coefficiente wt dal D.Lgs 230/95 sono ri p o rtati in tabella 7; per essi peraltro vale quanto già osservato a proposito dell’aggiornamento dei va l o ri del fattore di qualità. Com’è ovvio il valore di wt per l’irradiazione del corpo intero è 1 (in caso cioè di esposizione globale l’equivalente di dose efficace coicide con l’equiva l e n t e di dose); si osserva poi che il va l ore di wt per l’irradiazione delle sole gonadi è 0,25, cioè il rischio di danni stocastici ereditari di prima e seconda generazione è valutato pari ad 1/4 del rischio totale di danni stocastici per irradiazione del corpo intero. L’uso dell’equivalente di dose efficace è part i c o l a rmente richiesto nel caso di stime di ri s c h i o a seguito d’irradiazione interna in cui in genere un solo organo o pochi organi sono prevalentemente irra g g i a t i .L’unità di misura dell’equivalente di dose efficace è il Sieve rt (efficace) o il Rem (efficace). E ’evidente che è possibile definire anche l’e q u i valente di dose efficace collettivo (HE c) , c o m e somma degli equivalenti di dose efficace ri c evuti dagli individui di un gruppo o di una popolazione. Nel caso di esposizione intern a , cioè di introduzione all’interno del c o rpo di ra d i o nuclidi, l’accumulo di dose nei tessuti continua nel tempo fino a decadimento fisico completo o allontamento del nuclide dall’organo o tessuto in cui si è depos i t a t o. Una grandezza di uso frequente nel caso di irradiazione prot ratta nel tempo per l’introduzione nel corpo di un ra d i o nuclide con tempo di dimezzamento effe t t i vo (combinazione del tempo di dimezzamento fisico e di quello biologico) lungo è costituita dall’integrale tempora l e, sui 50 anni successivi all’introduzione del rateo (decrescente) di equivalente di dose in un dato organo. Questa gra n d e z z a è l’e q u i valente di dose impegnata (Hi m p) (o semplicemente dose imp e g n a t a ) ; tale grandezza è usata per stimare la dose che seguirà ad una determinata introduzione, ed è dunque ri fe rita all’individuo. E ’ poi possibile definire l’equivalente di dose impegnata efficac e, nonché l’e q u i valente di dose impegnata collettivo e l’e q u i valente di dose impegnata efficace c o l l e t t i vo ; non si insiste su tali gra n d e z ze il cui significato e la cui definizione
sono evidenti da quanHE = wt Ht t ∑ * ANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 32 Tabella 7 ORGANO O TESSUTO Wt gonadi 0,25 mammelle 0,15 midollo osseo rosso 0,12 polmone 0,12 tiroide 0,03 ossa 0,03 rimanenti organi e tessuti 0,30 Per determ i n a re il contributo dovuto ai “rimanenti organi e tessuti” si valuta l’equivalente di dose medio per i 5 organi o tessuti più esposti dei rimanenti organi e tessuti (eccettuati il cristallino, la pelle, gli avambracci, le mani, i piedi e le caviglie) utilizzando per ognuno un fattore di ponderazine 0,06. Si trascura in questo caso l’esposizione di tutti gli altri organi o tessuti. Valori previsti per il coefficiente wt dal D.Lgs 230/95 to già illustra t o. U n ’ a l t ra interessante gra n d e zza relativa ad un’esposizione che si protrae nel tempo e prodotta da una definita situazione (ad esempio contaminazione dell’ambiente a seguito di incidente ad un impianto nucleare) è l’impegno di e q u i valente di dose (HID) (o semplicemente impegno di dose); e ssa è definita come l’integrale temp o rale da t0 all’infinito del rateo di e q u i valente di dose per una persona media ipotetica, di vita infinita, che permanga nell’ambiente. [ 1 0 ] Il calcolo viene fatto su di un adeguato modello ambientale, e tiene conto del destino della contaminazione nell’ambiente, del decadimento fisico, dell’introduzione c o rporea ed anche dell’irra d i a z i one estern a . L’impegno di dose è una grandezza ri fe rita all’ambiente (e non all’individuo) e consente di m i s u rare l’impatto sanitario nel tempo e nello spazio di un determ i n ato impianto, opera z i o n e, progra mma, attività, evento incidentale. E ’ m a n i festamente possibile, infine, definire l’impegno di equiva l e n t e di dose efficace. C o n cl u s i o n i A corollario del presente ex c u rsus su tante gra n d e z ze ra d i o m et ri c h e, riassunte in un quadro di sintesi nelle tabelle 8, 9, 10, si fo rmulano alcune osserva z i o n i . Il punto di arri vo di ogni operazione dosimetrica (misura, stima, calcolo) in protezione sanitaria è costituito di fatto da un apprezzamento dell’equivalente di dose ric evuto nei va ri organi ed appara t i : tale equivalente deve poi essere confrontato con il limite (o i limiti) stabilito per legge, il cui rispetto garantisce definiti standard di sicur e z z a . Per normalizzare le operazioni ri volte alla stima delle dosi da esposizione esterna, la ICRU e l’ICRP hanno ormai da tempo proposto delle nu ove modalità per verificare la confo rmità di una data situazione con le esigenze della rad i o p r o t e z i o n e. In particolare sono stati definiti alcuni indici di dose: ● indice di equivalente di dose su – p e r f i c i a l e in un punto Hs(d) c h e è l’equivalente di dose nei tessuti molli al di sotto di un sottile spessore d appropriato per le H = H (t) dt ID t0 ′ ∞ ∫ R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I ANTINCENDIO gennaio 1999 35 Tabella 8 GRANDEZZA SIMBOLO U.M. NEL SISTEMA INTERNAZ. U.M. PARTICOLARE Attività A Bequerel Curie Attività Specifica As Bequerel/kg Curie/g Costante gamma specifica G (talvolta K) (Coulomb*m2)/(kg*sec*Bq) (Roentgen*m2)/(h*Ci) Diff. di Potenziale applicata al tubo D.D.P. Volt kV Corrente anodica C.A. Ampere mA Filtrazione applicata al fascio F.A. – mm Al, mm Cu, mm Sn, mm Pb Erogazione normalizzata E.N. (Coulmb*m)/(kg*sec *A) (Roentgen*m)/(min*mA) Grandezze di sorgente Tabella 9 GRANDEZZA SIMBOLO U.M. NEL SISTEMA INTERNAZ. U.M. PARTICOLARE Esposizione X Coulomb/kg Roentgen Intensità di esposizione X’ Coulomb/(Kg*sec) Roentgen/h Kerma in aria K Gray = Joule/kg Rad Intensità di Kerma in aria K’ Gray/sec Rad/h Grandezze di campo radiazioni debolmente penet ra n t i . La ICRU raccomanda di usare d pari a 0,07 mm cioè H s ( 0 , 0 7 ) . ● indice di equivalente di dose pe – n e t ra n t e in un punto Hp(d) c h e è l’equivalente di dose in tessuto molle ad una profondità d a p p r o p riata per le radiazioni fo rtemente penetra n t i . La ICRU raccomanda di usare d pari a 10 mm Hp(10). Tali indici sono stati oggetto di modifiche e perfezionamenti, con l’introduzione tra l’altro del concetto di “campo espanso”, “campo allineato ed espanso” e con la definizione della “ s fe ra ICRU ” ; non si ritiene opportuno in questa sede a p p r o fondire ulteri o rmente tali argomenti, si segnala solo che l’ICRU ha definito delle procedure di mis u ra delle nu ove gra n d e z ze opera t i ve (indici di dose) a partire dalla valutazione di gra n d e z ze dosim e t riche “ c l a s s i c h e ” ( e s p o s i z i o n e, ke rma in aria, dose assorbita in acqua, ecc) mediante l’uso di approp riati fa t t o ri di conversione disponibili in grafici e tabelle. L’uso degli indici di dose non è ancora diffuso, né è stato direttamente recepito dal D. L g s.2 3 0 / 9 5 . Gli strumenti ra d i o m e t rici in commercio hanno sensori di misura capaci in genere di valutare la ionizzazione prodotta dalle ra d i azioni (o comunque l’energia tra s ferita) cioè le gra n d e z ze di campo, molti di essi tuttavia fo rn i s c o n o un’indicazione in termini di gra nd e z ze di dose ed in particolare di e q u i valente di dose cioè in Sieve rt (vds fig 8): si tratta di una misura indiretta, deri vata dalla va l u t a z i o n e di gra n d e z ze di campo1 6 . E ’ c o ncettualmente accettabile, e molto comodo da un punto di vista opera t i vo, tarare uno strumento di mis u ra di gra n d e z ze di campo in termini di gra n d e z ze di dose, tanto che gli organismi internazionali di radioprotezione hanno già definito al ri g u a r d o, come già accennato, alcune procedure. Si deve ri l eva r e t u t t avia che ancora oggi i centri di t a ra t u ra appartenenti al servizio italiano di tara t u ra (centri SIT) sono abilitati a rilasciare certificati di tara t u ra solo in termini di esposizione o ke rma in ari a . Le misure nu c l e a ri sono affe t t e da incert e z ze eleva t e : uno strumento di misura dell’intensità di esposizione di cara t t e ristiche medie commette “ e r r o ri ” che possono s u p e rare il 10%. In questa situazione la vecchia pratica diffusa tra gli opera t o ri di misurare l’intensità di esposizione in Roentgen/h ed att ri buirgli poi, in modo semplicistico, il significato di intensità di equivalente di dose in Rem/h (cSv/h) non s e m b ra ancora del tutto supera t a . Ci si augura che la ricerca di magANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 36 Tabella 10 GRANDEZZA SIMBOLO U.M. NEL SISTEMA INTERNAZ. U.M. PARTICOLARE Dose assorbita D Gray = Joule/kg Rad Equivalente di dose H Sievert Rem Equiv. di dose efficace HE Sievert (efficace) Rem (efficace) Equiv. di dose collettivo Hc Sievert*Uomo Rem*Uomo Equiv. di dose eff. coll. HEc Sievert*Uomo (eff.) Rem*Uomo (eff.) Equiv. di dose impegnata Himp Sievert Rem Impegno di equiv. di dose HID Sievert Rem Grandezze di dose Fig. 8 – Strumento di misura a camera di ionizzazione tarato in Sv/h 16 È possibile tuttavia con opportuni strumenti avere una misura diretta anche di altre grandezze, ad esempio della dose assorbita in un mezzo. gior ri g o r e, precisione ed aderenza alla realtà fisica, che ha spinto l ’ I C RU a definire gli indici di dose (e le procedure di tara t u ra ad essi associate) possa portare in un prossimo futuro ad una unifo rm i t à di comportamento al livello europeo e ad una semplificazione rispetto all’attuale situazione. Si segnala a questo proposito l’importante compito che saranno molto probabilmente chiamati a svo l g e r e i centri di tara t u ra non appena entrerà in vigore l’art .107 del D. L g s 2 3 0 / 9 5 :questo infatti prevede (vds. allegato I) che gli strumenti di mis u ra in uso in ra d i o p r o t e z i o n e, per la sorveglianza ambientale e comunque in situazioni di emergenza siano affidabili, ov vero muniti di c e rtificati di taratura e, limitatamente agli apparecchi di misura individuali utilizzati per la ri l eva z i o n e delle dosi, di a p p rovazione ( s t rumenti dichiarati di tipo ri c o n o s c i uto) da parte di istituti abilita
ti. Si conclude sottolineando che la metrologia delle radiazioni ionizzanti è come visto un argomento assai complesso: le diverse ra d i azioni, che provengono da un mondo microscopico non percepito dai n o s t ri sensi, interagiscono in va ri o modo con la materia che attrave rs a n o ; a ciò si aggiunge il fatto che gli effetti macroscopicamente prodotti provenendo da modificazioni nel mondo microscopico, non risultano facilmente correlabili a gra nd e z ze opera t i ve, necessari a m e n t e “ m a c r o s c o p i c h e ” . Nel presente lavoro l’illustrazione delle va rie gra nd e z ze si accompagna spesso a spiegazioni in termini semplici di fenomeni su scala microscopica: s e nza scendere nei complessi dettagli relativi alle interazioni ra d i a z i o n i – m a t e ria si è cercato di fo rnire elementi utili a comprendere il limite di utilizzo delle va rie gra n d e z ze. B i bl i o g r a f i a 1 Amaldi “Fisica delle ra d i a z i o n i ” – Bori n g h i e ri 1971 2 I n t e rnational Commission on Radiation Units and Measurement, “Radiation quantities and Units” I C RU Report 33, ( 1 9 8 0 ) 3 I n t e rnational Commission on Radiation Units and Measurement, “ D e t e rmination of dose e q u i valents resulting from ex – t e rnal radiation sources” I C RU R e p o rt 39, (1985) 4 Pelliccioni “Elementi di dosime – t ria delle ra d i a i zo n i ” – ENEA 1 9 8 3 5 Po l vani “Elementi di ra d i o p r o t e – z i o n e ” – ENEA 1987 6 R . F. L a i t a n o, M.P. Toni “ C o n d i – zioni e procedure speri m e n t a l i per il riconoscimento dei centri s e c o n d a ri di tara t u ra per le gra n d e z ze esposizione (X) e ke rma in aria (Ka) relative alla radiazione X e gamma” – ENEA maggio 1992 7 Decreto Legislativo 17 marzo 1995 n.2 3 0 : “Attuazione delle d i r e t t i ve Euratom 80/836, 84/467, 84/466, 89/618, 90/641 e 92/3 in materia di ra d i a z i o n i i o n i z z a n t i ” – G.U. n . 136 sel 1 3 / 0 6 / 1 9 9 5 8 E . P i a n e s e, E. R a g n o“ L’ e s p o s i – zione fisiologica alle ra d i a z i o n i i o n i z z a n t i ” Antincendio n.11/97 9 N o rma UNI 7267 Allegato – Atlante dei ra d i o nu c l i d i 1 0 C. Mancini “Dispense del corso di Radioprotezione” U n i v.La Sapienza Roma – 1997 Si ri n grazia il sig. D avide Va r e – si per la collaborazione nell’elabo – razione delle fig.7 , 8 , 9 , 1 1 , 1 2 . AP P E N D I C E I S o rgenti radioisotopich e Sono costituite da aggregati di atomi instabili che dopo un cert o tempo (secondi, ore, giorni, anni, millenni…), si tra s fo rmano ra g g i u ngendo così una situazione di equil i b ri o ; il processo di tra s fo rm a z i on e, noto come “ d i s i n t e gra z i o n e ”d à luogo all’emissione di radiazioni nuc l e a ri : sono possibili diversi tipi di t ra s fo rmazione a cui corri s p o n d e l’emissione di diverse ra d i a z i o n i . Gli atomi sono i costituenti ultimi di ogni materia, indipendentemente dal suo stato fisico (solido, liquido gassoso) o chimico;a p p a r e quindi ra g i o n evole che le sorgenti radioisotopiche non abbiano una fo rma e uno stato cara t t e ristici, ma possano essere solide, liquide o gassose ed avere inoltre una qualunque natura chimica (elemento o composto ed in quest’ultimo caso possono essere acidi, basi, sali etc.). R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I ANTINCENDIO gennaio 1999 37 Fig 9 – Sorgenti sigillate di Cs137, Co60, Ir182, Tm170, di uso industriale E ’utile distinguere le sorgenti radioisotopiche in sigillate e non sig i l l a t e : le prime sono, in termini di legge (D. L g s. 230/95), “sorgenti fo rmate da materie ra d i o a t t i ve solidamente incorp o rate in materie solide e di fatto inattive, o sigillate in un i nvolucro inattivo che presenti una resistenza sufficiente per ev i t a r e, in condizioni normali di impiego, dispersione di materie ra d i o a t t i ve sup e riore ai va l o ri stabiliti dalle norm e di buona tecnica applicabili”, mentre le seconde sono quelle sorgenti che “non corrispondono alle cara t t e ristiche o ai requisiti della sorgente sigillata”. Tali definizioni vogliono fo rmalizzare il fatto che una sorgente sigillata emette “ s o l o ” radiazioni (in condizioni ambientali “ n o rmali”) e può quindi produrre solo esposizione esterna, mentre una sorgente non sigillata oltre ad emettere radiazioni può perdere materi e ra d i o a t t i ve disperdendole nell’ambiente e producendo contaminaz i o n e :in questo caso esiste anche la possibilità di esposizione intern a . Si ritiene utile segnalare che anche una sorgente sigillata, in condizioni ambientali estreme, per esempio se coinvolta in un incendio, potrebbe produrre contaminazione. La figura 9 illustra alcune sorgenti sigillate di Cs1 3 7, Co6 0, Ir1 9 2 , T m1 7 0 con tipica capsula in acciaio i n o s s i d a b i l e, ed attività che possono superare centinaia di Ci; si noti che le dimensioni delle sorgenti sono al più di alcuni centimetri (le quote del disegno sono in millimetri ) . M a c chine radioge n e Sono apparecchi (quali tubi a raggi X), che non hanno al loro int e rno una sostanza ra d i o a t t i va, ma g e n e rano radiazioni utilizzando fo nti esterne di energia (tipicamente la corrente elettri c a ) .Queste macchine sono di fatto degli “ a c c e l e rat o ri di particelle”, i quali sono in grado di confe rire ad elettroni, o protoni o più in generale ioni, energie fino a diverse decine di MeV: g l i elettroni accelerati incidendo su un bersaglio (targhetta) costituito da m a t e riale ad elevato numero atomico (ad es. tungsteno) producono raggi X di frenamento; i protoni o gli ioni accelerati vengono inveANTINCENDIO gennaio 1999 R A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I 38 Fig. 10 – Schema a blocchi di una macchina acceleratrice GENERATORE DI POTENZA SORGENTE DI IONI CAMERA DI ACCELERAZIONE TARGHETTA O FINESTRA POMPE DA VUOTO Fig. 11 – Macchina a raggi X per esami su opere d’arte Fig. 12 – Macchina a raggi X ce utilizzati in genere per la produzione di ra d i o i s o t o p i ;in alcuni casi le particelle accelerate ve n g o n o impiegate direttamente. Lo schema di funzionamento di queste macchine è ri p o rtato in figura 10; le figure 11 e 12 illustrano delle macchine a raggi X. Le macchine radiogene più diffuse sono certamente i tubi a ra ggi X;p a rlando di gra n d e z ze di sorgente relative alle macchine ra d i ogene si farà pertanto particolare rife rimento a questo caso. AL L E G ATO I Decreto Legislativo 17 marzo 1 9 9 5 , n . 2 3 0 o m i s s i s. . . A rt . 1 0 7 Ta ra t u ra dei mezzi di misura Apparecchi di misura individuali 1. La determinazione della dose o dei ratei di dose, delle altre gra n d e z ze tramite le quali possono essere valutati le dosi ed i ratei di dose nonché delle attività e concentrazioni di attività, vo l u m e t riche o superficiali, di ra d i o nuclidi deve essere effe ttuata con mezzi di misura, adeguati ai diversi tipi e qualità di ra d i a z i o n e, che siano muniti di c e rtificati di tara t u ra . Con decreto del Ministro della sanità, di concerto con i Ministri dell ’ a m b i e n t e, dell’industria, del lavoro e della previdenza social e, dell’università e della ri c e rca scientifica e tecnologica, sentita l’ANPA e l’istituto di metrologia pri m a ria delle ra d i a z i o n i ionizzanti, sono stabiliti i cri t eri e le modalità per il rilascio di detti certificati, nel rispetto delle disposizioni della legge 11 agosto 1991, n. 273, che definisce l’attri buzione delle funzioni di istituto metrologico prim a rio nel campo delle ra d i azioni ionizzanti. 2. Le disposizioni di cui al comma 1 si applicano ai mezzi ra d i ometrici impiegati per: a) la sorveglianza ambientale di radioprotezione nei luoghi di l avo r o, di cui all’articolo 79, comma 1 lettera b) n. 3); b) la sorveglianza ambientale di cui all’articolo 103, comma 2 l e t t e ra c),d) ed e), ivi compresa quella dovuta ai sensi dell’articolo 79 comma 5; c) i ri l evamenti e la sorve g l i a nza ambientali volti a ve rificare i l i velli di smaltimento dei ri f i u t i radioattivi nell’ambiente, il rispetto delle eventuali p
rescrizioni autori z z a t i ve relative allo smaltimento medesimo o dei livelli di esenzione di cui all’art icolo 30; d) il controllo sulla ra d i o a t t i v i t à ambientale e sugli alimenti e b evande per consumo umano e animale di cui all’articolo 104; e) i ri l evamenti previsti dai piani di emergenza di cui al capo X 3. Gli apparecchi di misura individuali utilizzati per la ri l eva z i one delle dosi debbono essere d i c h i a rati di tipo riconosciuto da istituti previamente abilitati. C o n decreto del Ministro del e della previdenza sociale, di conc e rto con i Ministri dell’industri a , del commercio e dell’art i g i a n at o, dell’interno e della sanità, sentiti l’ANPA, l’istituto di metrologia pri m a ria delle ra d i a z i o n i ionizzanti e l’ISPESL, sono disciplinate le modalità per l’abilitazione dei predetti istituti. omissis… 1 Tale schematizzazione ri s u l t a p a rt i c o l a rmente significativa con ri fe rimento all’esposizione e s t e rna, situazione in cui le sorgenti ra d i o a t t i ve sono all’esterno dell’organismo; in questa sede si esaminerà preva l e n t emente questo caso, in genere più frequente in ambito operativo. 2 Alcuni studiosi sono ad esempio inclini a considerare un q u a rto gruppo di gra n d e z ze, rel a t i ve all’interazione delle radiazioni con la materia, inoltre operano ulteriori distinzioni all ’ i n t e rno delle classi di gra ndezze qui presentate. 3 Tale probabilità si mantiene costante nel tempo, indipendentemente dal fatto che un dato atomo ra d i o a t t i vo sia più o meno “ g i ova n e ” (legge fo n d a m e ntale del decadimento ra d i o a t t ivo ) . Vds anche “ L’ e s p o s i z i o n e fisiologica alle radiazioni ionizzanti” – Antincendio n.11/97. 4 Tale peso si ri fe risce al solo rad i o nuclide e non ad eve n t u a l i a l t ri materiali o matrici (ad esempio capsule o matrici sigillanti) che pure possono essere presenti nella sorgente. 5 Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti dell’ENEA con sede a Roma, presso il centro di ricerche “La Casaccia”. 6 ISO 4037-1 (1993). 7 IEC 1267 (1994). 8 Possiamo in generale distinguere tra campi di natura scaR A D I A Z I O N I I O N I Z Z A N T I ANTINCENDIO gennaio 1999 39 lare (se la grandezza fisica in esame è uno scalare) e campi ve t t o riali (se la grandezza fisica in esame è un ve t t o r e ) . U n semplice esempio di un campo del primo tipo è l’insieme delle temperature nei dive r s i punti di una stanza, mentre esempi del secondo tipo sono il campo elettri c o, il campo mag n e t i c o, il campo grav i t a z i o n ale. 9 Si tratta essenzialmente di elettroni “ s t ra p p a t i ” ad atomi della m a t e ria attraversata per “ e f fe tto fo t o e l e t t rico e compton”, ed in misura assai minore coppie di elettroni e positroni genera t i per “ e f fetto creazione di coppie”. 10 L’intensità di esposizione è la d e ri vata dell’esposizione rispetto al tempo (come la velocità è la deri vata dello spazio rispetto al tempo). 11 Vale evidentemente una relazione analoga tra intensità di esposizione ed intensità di ke rma in aria. 12 Si stanno qui considerando tras c u rabili, a rigore di precisione, le perdite di energia per irra ggiamento (g ª 0) ov vero mtr ª men ; si suppone cioè che tutta l’energia trasferita ai second a ri carichi sia direttamente rilasciata nella materia. 13 Tale problema non è pera l t r o una mera speculazione teoric a : ri veste pri m a ria import a n z a in molte terapie con ra d i a z i o n i . 14 L’equivalente di dose, per dirla con le parole della legge (D. L g s 230) è una “ grandezza ra d i oprotezionistica ottenuta moltiplicando la dose assorbita (D) per fattori di modifica … al fine di qualificare il significato della dose assorbita stessa per gli scopi della ra d i o p r o t e z i o n e ” .Tale definizione di carattere assai g e n e rale comprende anche “ l ’ equivalente di dose efficace”. 15 Roentgen Equivalent Men. 16 È possibile tuttavia con opportuni strumenti avere una misura diretta anche di altre gra nd e z ze, ad esempio della dose assorbita in un mezzo. 17 La filtrazione fissa è costituita dalla filtrazione inerente del tubo (che deve essere £ 2,5 mm di Be) e dalle pareti della cam e ra di controllo costituite da massimo 3 mg*cm-2 di my l a r alluminizzato. 18 I n c e rtezza tipo composta (1s) associata alla misura di ke rm a in aria mediante i Campioni Primari. ANTINCENDIO gennaio 1999