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CORSO DI FORMAZIONE

Sezione INFN di Torino

ASPETTI OPERATIVI

DI RADIOPROTEZIONE

Prof. Claudio Manfredotti

Servizio Centralizzato di Esperto Qualificato

Università degli Studi di Torino

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SOMMARIO

•I nuovi concetti di legge

•Le norme per le pratiche autorizzative

•La classificazione delle zone e dei lavoratori

•I criteri di radioprotezione nei laboratori radioisotopi

•La problematica radon

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IL QUADRO LEGISLATIVO

•Legge n. 1860/1962 - Impiego pacifico dell’energia nucleare

•DPR n. 185/1964 – Protezione sanitaria dei lavoratori e della popolazione contro i rischi delle radiazioni ionizzanti

•DLGS n. 230/1995 – Attuazione delle direttive EURATOM in materia di radiazioni ionizzanti

•DLGS n. 241/2000 – Attuazione della direttiva 96/29 EURATOM in materia di protezione della popolazione e dei lavoratori contro i rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti

•DLGS n. 187/2000 – Attuazione della direttiva 97/43 EURATOM in materia di protezione sanitaria delle persone contro i pericoli delle radiazioni ionizzanti connessi ad esposizioni mediche

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PRINCIPI ISPIRATORI DELLA LEGGE ATTUALE

Principio di giustificazione

Le attività che comportano rischio da radiazioni ionizzanti devono essere giustificate in base alla loro unicità ed ai loro benefici

Principio di ottimizzazione della protezione

Le esposizioni alla radiazioni ionizzanti devono essere mantenute al più basso livello di rischio ragionevolmente ottenibile, su base economica e sociale ( criterio ALARA : As Low As Reasonably Achievable )

Principio di limitazione delle dosi

La somma delle dosi ricevute non deve superare i limiti prescritti

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CONCETTO DI DOSE

Le radiazioni prodotte dalle sorgenti radioattive e dai generatori di radiazioni interagiscono con la materia trasferendo energia.

Tale apporto di energia negli organismi viventi produce la ionizzazione ( generazione di ioni e di elettroni ) delle molecole o del materiale

attraversato

La dose di energia assorbita dalla materia caratterizza questo trasferimento di energia

Gli effetti possono essere rilevanti o più o meno dannosi a seconda della dose di radiazioni ricevuta e del tipo di radiazione ( ionizzazione specifica

per unità di percorso

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LA MISURA DELLA DOSE

L’unità di misura della dose assorbita è il Gray ( simbolo Gy ):

1 Gray( Gy) = 1 Joule ( J) assorbito da 1 chilogrammo (Kg) di materia

Per tener conto degli effetti biologici delle dosi assorbite si è introdotto il concetto di dose equivalente, che tiene conto del danno prodotto dai vari tipi di radiazione ionizzante a parità di dose.

L’unità di misura della dose equivalente è il Sievert ( Sv ) : a titolo d’esempio per radiazioni gamma e beta 1 Gy = 1 Sv, mentre per radiazioni alfa 1 Gy dà luogo ad una dose equivalente di 20 Sv.

Di uso più comune è il milliSievert ( mSv )

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DATI DOSIMETRICI PER ESAMI CON RAGGI X

Radiografia al torace : 0.1 mSv

Radiografia dell’addome : 1 mSv

Radiografia del tubo digerente : 5 mSv

Mammografia : 1 mSv

Urografia : 3 mSv

Colecistografia : 1.5 mSv

Esame TAC all’addome : 10 mSv

Esame TAC al cranio : 5 mSv

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EFFETTI BIOLOGICI DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI

Effetti immediati ( o deterministici )

• si manifestano sempre al di sopra di una certa soglia di dose

• in un tempo breve e per tutti

• la gravità dei danni aumenta con la dose

Effetti a lungo termine ( o stocastici )

• possono provocare tumori di vario tipo

• si manifestano in modo aleatorio, non prevedibile se non su base probabilistica

• la probabilità viene ricavata da dati epidemiologici riguardanti in genere dosi elevate

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Classificazione delle aree e dei lavoratori

Limiti di dose efficace e di dose equivalente

La dose equivalente nel tessuto o in un organo si calcola con il prodotto della dose effettivamente assorbita espressa in Gray ( 1 Gy= 1 joule/kg ) per un fattore di ponderazione WRdipendente dalla radiazione stessa. Il fattore di ponderazione w è pari a 1 per raggi X, gamma ed elettroni, 5 per i protoni, da 5 a 20 per i neutronidipendentemente dalla loro energia e 20 per particelle alfa o ioni pesanti.

La dose efficace viene calcolata dalla somma dei contributi delle dosi equivalenti ai vari organi o tessuti, causate da irradiazioni esterne ed interne, moltiplicati per un fattore ponderale dell’organo stesso. Il fattore ponderale varia da 0.2 per le gonadi a 0.01 per la pelle.

Dose equivalente e dose efficace si esprimono in Sievert ( Sv )

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Limite di dose efficace per

la popolazione 1 mSv per anno solare

per i lavoratori esposti 20 mSv per anno solare

oppure 150 mSv al cristallino o 500 mSv alle estremità

La valutazione della dose efficace tiene conto della dose efficace da esposizione esterna e della somma delle dosi impegnate per ingestione e per inalazione, calcolate in base alle introduzioni (espresse in Bq ) ed al fattore di dose impegnata per unità di introduzione ( espresso in Sv/Bq ). Questo fattore dipende dalla tipologia e forma chimica del radionuclide nonchè dall’età dell’individuo.

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Classificazione dei lavoratori

I lavoratori sono classificati in base alla possibilità o rischio di superamento di uno dei limiti indicati in tabella

< 50mSv50 mSv150 mSvDose equivalente alle estremità o alla pelle

< 15 mSv15 mSv45 mSvDose equivalente al cristallino

< 1 mSv1 mSv6 mSvDose efficace

PopolazioneEspostiCat. B

EspostiCat. A

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Classificazione delle zone

La zona classificata è un ambiente di lavoro sottoposto a regolamentazione per motivi di radioprotezione e ad accesso segnalato

Zona controllata-accesso segnalato e regolamentato

-rischio di superamento dei limiti per il personale esposto di Ctg. A

- controllo ambientale periodico da parte di un E. Q. e controllodosimetrico periodico del personale classificato

Zona sorvegliata- accesso segnalato

- rischio di superamento dei limiti annuali per la popolazione

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Obblighi dei lavoratori esposti

Cat. A – Sorveglianza medica semestrale da parte di un Medico Autorizzato

Cat. B – Sorveglianza medica annuale da parte di un Medico Autorizzato o di un Medico Competente

Nelle zone controllate e sorvegliate viene effettuata la sorveglianza fisica della radioprotezione e la valutazione delle dosi al personale - Nelle zone controllate e - se necessario - nelle zone sorvegliate viene effettuato il servizio dosimetrico personale ( e ambientale per le valutazioni di dose )

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Contributi della radiazione naturale alla dose media

•Internal : cibi e bevande

•Gamma : irraggiamento dalla crosta terrestre

Valore medio italiano

1.8 mSv/anno

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Variazione della dose oraria con la quota

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Criteri di protezione dalle radiazioni

IRRADIAZIONE

•Conoscenza

•Tempo

•Distanza

•Schermature

CONTAMINAZIONE ( IRRADIAZIONE INTERNA )

•Pulizia degli ambienti e dei posti di lavoro

•Destinazione unica dei laboratori radioisotopi

•Controllo sistematico delle superfici di lavoro

•Uso paziente e metodico degli indumenti protettivi ( camici, guanti, ecc. )

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SORGENTI RADIOATTIVE

Generatori di raggi X - in base all’energia massima dei raggi X

Sorgenti radioattive sigillate e non sigillate (*)(**)(***) – in base all’attività contemp. detenuta o impiegata su base annua

Sorgenti di neutroni – in base al rateo di emissione al secondo (n/s)

Impianti nucleari ( acceleratori, reattori, ecc. ) – legislazione particolare

(*)Le sorgenti non sigillate possono dare luogo, in condizioni normali d’uso, a dispersione nell’ambiente.

(**) Le sorgenti sigillate possono essere di tipo riconosciuto ( art. 26 )

(***) Le sorgenti sigillate hanno limiti autorizzativi più elevati delle sorgenti non sigillate

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ATTIVITA’ DELLE SORGENTI RADIOATTIVE

Una sorgente radioattiva compie un certo numero di disintegrazioni al secondo ed in ognuna di queste il radionuclide si trasforma in un altro emettendo radiazioni ( alfa, beta, gamma )

•L’unità di misura dell’attività è il Becquerel ( Bq) che si riferisce ad una disintegrazione al secondo. Il vecchio Curie ( Ci) indicava 3.7 1010

disintegrazioni al secondo

•L’attività non indica il numero di particelle ( alfa, beta, gamma ) emesse al secondo. Ogni disintegrazione può comportare anche meno di una o più di una emissione al secondo dipendentemente dallo schema di decadimento

•L’attività decade nel tempo e si dimezza ad ogni emivita o tempo di dimezzamento, caratteristico unicamente del tipo di sorgente o radionuclide

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Decadimento delle sorgenti radioattive

L’attività ( in Bequerel o disintegrazioni al secondo ) delle sorgenti radioattive diminuisce nel tempo con una legge esponenziale.

Per comodità si usa l’emivita o il tempo di dimezzamento fisico, T 1/2 che è il tempo necessario per ridurre alla metà sia l’attività che il numero diradionuclidi che devono ancora decadere.

Nel caso di contaminazione con sorgenti non sigillate diventa importante il tempo di dimezzamento biologico. Il tempo di dimezzamento effettivo viene dato dalla media armonica tra i due tempi ( fisico e biologico )

Ogni decadimento corrisponde all’emissione di radiazioni con una certa probabilità, che si indica come branching ratio o rapporto di ramificazione del decadimento, che può essere molto complesso, come si è visto.

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Valori delle energie massime di emissione beta e delle più importanti emissione gamma di diversi radionuclidi, tempi di dimezzamento radioattivo, biologico ed effettivo, organi critici di accumulo

e tempi di dimezzamento biologico relativi Radionucli

de

Emax (keV) T 1/2

(d)

Tb (corpo)

(d)

Teff

(d)

Organo critico

Tb (organo critico)

(d) 3H 18.6 β 4.5 103 12 12 CORPO 12 14C 156.5 β 2 106 10 10 OSSO 40 35S 167.5 β 87.1 90 44.3 PELLE 153 32P 1710 β 14.3 257 13.5 OSSO 1155 33P 248.5 β 25.5 257 23.3 OSSO 1155 51Cr 320 β 27.7 616 26.6 CORPO 616 45Ca 256.9 β 163 1.6 104 163 OSSO 1.8 104

125I 30 γ 59.9 138 42 TIROIDE 138 131I 364.5 γ 8 138 7.5 TIROIDE 138 59Fe 465.8 β

1291 γ 44.5 800 42 POLMONI

OSSO 3.2 103

65Zn 1115 γ 243.9 933 194 MUSCOLO 1959

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Sigla Radionuclide/emissione

Attività1/1/90

Attività1/1/2002

T1/2

A1 Am-241 ,alfa 74 KBq 72.7 KBq 433 y

A4 Am-241 , alfa 3.7 KBq 3.64 KBq 433 y

B2 Sr-90 , beta 51.8 MBq 39.45 MBq 28 y

B3 Ru-106 , beta 11.56 KBq decaduta 372.6 d

A10 Na-22 , beta+ 111 KBq 5.9 KBq 2.6 y

C1 Co-60 , gamma 7.15 KBq 1.68 KBq 5.26 y

C7 Am-241 , gamma 370 MBq 363.5 MBq 433 y

C8 Am-241 , gamma 370 MBq 363.5 MBq 433 y

C9 Co-57 , gamma 174 KBq decaduta 271 d

C9/A Co-57, gamma 368 MBq 5.6 KBq 271 d

C10 Cs-137 , gamma 3.26 GBq 2.53 GBq 30 y

C11 Cs-137 , gamma 23 MBq 17.84 MBq 30 y

C12 Fe-55 , gamma 15.4 KBq 898 Bq 2.68 y

C13 Fe-55 , gamma 34.8 MBq 2.03 MBq 2.68 y

C14 Fe-55 , gamma 29.6 KBq 1.73 KBq 2.68 y

N1 Ra-226/Be , neutr. 74 MBq 73.65 MBq 1600 y

N2 Pb-210/Be , neutr. 18.5 MBq 13.1 MBq 22.2 y

N3 Am-241/Be , neutr. 1.11 GBq 1.09 GBq 433 y

Tabella delle sorgenti detenute dalla Sezione INFN di Torino

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0.21 m6.4 10430Am-Be

0.03 m2.6 1030.6Po-Be

0.8 m2.6 1042Ra-Be

Sorgenti neutroniche

0.3 m-0.7Cs-137

3.6 m-99Cs-137

0.025 m (***)-10Am-241

0.3 m-10Am-241

2.6 m-1Sr-90

Distanza di sicurezza (**)

Rateo di emissione (n/s)

Attività ( mCi )(*)

Sorgenti β/γ

Quadro sorgenti radioattive da utilizzare nei locali del Lab. Sincrotrone

(*) 1 mCi = 37 MBq

(**) Distanza alla quale il rateo di dose equivalente è pari a 25 µSv/h

(***) Sorgente a energia X variabile

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Misure di dose ambientale in prossimità ( 0.5 metri ) dei pozzi e delle casseforti contenenti le sorgenti

0.05 µSv/h Sorg β/γCassaforte 4

0.05 µSv/h Sorg β/γCassaforte 3

0.05 µSv/h Sorg. γ intensePb + cls

Pozzo 5

0.4 µSv/h – n –0.1 µSv/h – γ -

Sorg. Neut.Pb + paraff.

Pozzo 1

Dose oraria ambientale

Sorg/schermature

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RADIAZIONI DIRETTAMENTE IONIZZANTI

•Percorso ( range ) definito (almeno come valore massimo )

•Perdita di energia ( ionizzazione ) dipendente dalla massa e dal quadrato della carica

•Particelle leggere ( elettroni o particelle beta ) – Distribuz. di energia ( Fermi plot )

•Particelle pesanti ( protoni, particelle alfa ) – Energia definita ( MeV )

RADIAZIONI INDIRETTAMENTE IONIZZANTI

•Attenuazione esponenziale dell’intensità ( o della dose oraria )

•Valori elevati della lunghezza di attenuazione a ½ ( spessore emivalente ) o a 1/e

•Raggi gamma, X ( prod. elettroni ) e neutroni ( prod. protoni, alfa, nuclei di rinculo )

•Energia definita ( gamma, X caratteristici ) o distribuita ( raggi X da frenamento )

•Larghe distribuzioni di energia ( neutroni ) – Effetto della moderazione ( mat. idrogenato )

•Basso LET ( gamma, X ), alto LET ( neutroni ) ( LET = Linear Energy Transfer, trasferimento di energia per unità di percorso )

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Comportamento delle particelle pesanti ( ad es. alfa )

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Comportamento delle particelle pesanti

Picco diBragg

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Spettri energetici dei raggi beta

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Range o percorso massimo ed estrapolato

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Schemi di decadimenti beta con emissioni gamma

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Esempio costruttivo di una sorgente

gamma

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Spettro energetico del Co-60

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Ra-226

Il Radio 226 appartiene alla

catena radioattiva dell’Uranio-238 e

nello spettro di emissione

compaiono tutti iradionuclidi con

cui si trova in equilibrio ( i

cosiddetti “figli “ )

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Esempio costruttivo di una

sorgente beta

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SPECIFIC GAMMA RAY EMISSIONRadionuclide µGy/h at 1 m from 1 MBq

Americium - 241 0.0043Chromium - 51 0.0043x-rays (5 keV) 0.1973Cobalt - 60 0.3568Copper - 64 0.0324Gallium - 67 0.0270Gold - 198 0.0622x-rays (70 keV 2.7% + 9 keV 1.3%) 0.0038Iodine - 125 0.1351Iodine - 131 0.0595x-rays (5 kev 0.6% + 30 keV 5%) 0.0068Iron-59 0.1676Manganese - 54 0.1270x-ray (5 keV 24%) 0.1946Molybdenum - 99 0.0351Radium - 226 0.2270Rubidium - 86 0.1324Ruthenium - 106 0.0459Scandium - 46 0.2973Selenium - 75 0.0541Sodium - 22 0.3243Technetium - 99(x-ray 18 keV) 0.0049gamma ray (140 keV 90%) 0.0162Xenon - 133 0.0197Zinc - 65 0.0811

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Stima dell’esposizione oraria a distanza per sorgenti gamma

I valori della costante Γ variano tra 0.04 e 1 R/h per Ci @ 1 m

le sorgenti di taratura sono tipicamente di 1 µCi : quindi @ 1 m al massimo abbiamo 1 µR/h di esposizione oraria

@ 10 cm ( distanza delle mani ) avremo 100 µR/h ossia 1 µGy/h

quindi al massimo una sorgente da 1 µCi o 37 KBq fornisce un’esposizione oraria di

1 µGy/h alla distanza di 10 cm ( 1 R ~1 rad ~10 mGy ~10 mSv )

immaginando che il corpo si trovi a 10 cm di distanza, ci vorranno 1000 ore/ anno per raggiungere il limite massimo per la popolazione ( 1 mSv )

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Generatori di raggi X

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Stima dell’esposizione oraria per generatori di raggi X

Dalla figura precedente abbiamo 10 mGy/(mAxmin) di esposizione sul fascio X @ 1 m a 100 kV di accelerazione degli elettroni con 2 mm Al di filtrazione

• Radiazione diretta : una lastra di 1 s scattata a 50 cm fornisce una dose di

10x4/60 = 0.66 mGy e quindi 0.66 mSv

con 2 lastre di questo tipo si supera il limite di dose annua per la popolazione ( ma gli esami radiografici non sono conteggiati )

• Radiazione diffusa da un oggetto ( o dai muri o dal pavimento ) : per una diffusione a 90° da un oggetto di 400 cm2 si ha una dose ( o meglio un kerma in aria ) di circa 0.1 % a 1 m dall’oggetto rispetto alla radiazione diretta sempre alla distanza di 1 m dal generatore

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Attenuazione della radiazione X/gamma - Schermature

L’attenuazione – che varia con lo spessore secondo exp(-µx ) - avviene tramite generazione/diffusione di elettroni per effetto

• fotoelettrico (è un effettivo assorbimento, domina alle basse energie, cresce fortemente con il numero atomico )

• Compton ( è una diffusione con assorbimento parziale, domina ad energieintermedie, cresce solo linearmente con il numero atomico )

• creazione di coppie ( è un effettivo assorbimento, ma la generazione di un positrone fornisce un gamma da 0.5 MeV, domina alle alte energie, cresce con il quadrato del numero atomico )

• quindi conviene usare materiali a più elevato numero atomico ( o a più elevato numero di elettroni per unità di volume )

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Fotoelettrico

Compton

Coppie

I coefficienti di attenuazionemassica sono espressi in

relazione alla densità e sono simili tra loro per numeri di

massa simili

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Ioduro di sodio

Piombo

Alluminio

Coefficienti di assorbimento massico

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Andamento dello spessore emivalente

in piombo in fz. dell’energia

D = Do 2-n

n = numero di spessoriemivalenti ( SEV o HVL )

80 KeV

0.5 mm

0.06 mm

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VALORI DEL SEV O HVL ( STRATO EMIVALENTE ) E DEL DVL (STRATO DECIVALENTE) PER DIVERSE RADIAZIONI GAMMA

Il SEV ( HVL) o strato emivalente è dato dallo spessore (in mm o in cm) di un determinato materiale che riduce a metà il rateo d'esposizione o di dose assorbita del fascio incidente. Il DVL o strato decivalente è dato dallo spessore (in mm o in cm) di un determinato materiale che riduce di un fattore 10 il rateo d'esposizione o di dose assorbita del fascio incidente. RADIONUCLIDE HVL (Pb) DVL (Pb) HVL (acqua) DVL (acqua)

I-125 30 µm 100 µm 2 cm 6.6 cm I-131 0.25 cm 0.83 cm 19.5 cm 65 cm Fe-59 1.2 cm 4 cm 23 cm 76 cm Cr-51 0.19 cm 0.63 cm 22 cm 73 cm Zn-65 1 cm 3.3 cm 23 cm 76 cm

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Attenuazione dei raggi X in piombo ( radiologici )

Potenziali di accelerazione ~ doppio dell’energia media o efficace

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Attenuazione dei raggi gamma in piomboPer avere un’attenuazione di un fattore 1000 con il Cs-137 ( 661.5 KeV ) sono necessari quasi 7 cm di Pb

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Attenuazione dei raggi gamma in calcestruzzo

Per avere un’attenuazione di un fattore 1000 per ilCs-137 ( 661.5 KeV ) in clssono necessari quasi 60 cm di spessore

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Percorsi in acqua ed in aria delle particelle direttamente ionizzanti

1 mm

Acqua

1 µm

100 KeV

elettroni

100 µm

Non è sbagliato supporre in acqua 1 mm per MeV ed in aria ( 1000 volte meno densa ) 1 m per MeV

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Percorsi massimi per gli elettroni

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PERCORSI DEGLI ELETTRONI DI ENERGIA MASSIMA EMESSI DA VARI RADIONUCLIDI IN ARIA ED ACQUA

( RELAZIONE DI KATZ-PENFOLD )

PERCORSO MASSIMO DEI RAGGI BETA (ELETTRONI)

RADIONUCLIDE IN ARIA IN ACQUA H-3 4.4 mm 5.8 µm C-14 22 cm 0.28 mm Ca-45 48 cm 0.62 mm S-35 24.5 cm 0.32 mm P-32 600 cm 7.8 mm P-33 45 cm 0.59 mm Fe-59 115 cm 1.5 mm I-131 150 cm 1.7 mm

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Schermature per raggi beta o elettroni

• Usare una schermatura di spessore pari al range massimo dei raggi beta ( di energia media o anche massima )

•Il materiale dev’essere di basso numero atomico : a causa dell’emissione della radiazione di frenamento ( Bremsstrahlung ) che cresce con Z ( numero atomico ) e con l’energia dei beta, i materiali ad alto Z generano radiazione X più difficile da schermare

•Mettere dopo la schermatura un materiale ad alto Z per attenuare la radiazione di frenamento

•Porsi ad una distanza maggiore del range degli elettroni in aria

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Interazione dei neutroni con la materia

Problemi :

•Ampio intervallo di energie

Neutroni termici, epitermici, veloci ( 0.026 eV – 20 MeV )

•Grande numero di reazioni possibili

Diffusione elastica, anelastica , reazioni (n,2n ), cattura radiativa ( n, γ ), produzione di particelle cariche ( n,p ), fissione ( n, f ), spallazione (n, sciame di nucleoni )

•Comportamento diverso nei vari materiali ( numero di massa )

Elementi leggeri ( moderazione, risonanze con cattura radiativa o produzione di particelle pesanti ), elementi medi ( diffusione elastica ), elementi pesanti ( diffusione elastica, diffusione anelastica – Fe, W -, cattura – Cd 7200 barn @0.18 eV )

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Fattori relativi all’attenuazione dei neutroni nella materia

•Lunghezza di rallentamento o di rilassamento ( riduzione dell’energia del neutrone di un fattore 1/e )

•Calcolo con la teoria del trasporto o con il metodo Monte Carlo (MCNP)

•Presenza quasi inevitabile di gamma di cattura ( anche più penetranti dei neutroni in materiali a basso Z )

•Attenuazione da esprimersi come andamento dell’indice di equivalente di dose per unità di fluenza ( Sv cm2 ) per tener conto del diverso fattore di qualità alle varie energie del neutrone

•Uso di materiali idrogenati ( 30 % di perdita di energia per urto su H ), ma l’energia media per neutroni veloci cambia poco

•Accoppiamento materiali pesanti – materiali idrogenati per avere assorbimento e moderazione o rallentamento ( Fe-politene ) e per attenuare i gamma di cattura ( politene-Pb )

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Attenuazione dei neutroni in materiali idrogenati

Politene Cls

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Sorgenti : Am-Be e Cf-252 Variazione dell’energia media in fz. dello spessore

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Esempio di calcolo di una schermatura per una sorgente di Am-Be

•Sorgente da 107 n/s : @ 1 mt ( angolo solido ) abbiamo circa 80 n/cm2s, che ad un’energia media di 4 MeV equivalgono a circa 0.1 mSv/h ( da tabella o anche dalla Fig. 10.12 successiva : da 26000 – per neutroni termici a 580 n/cm2s per avere 1 mSv/h )

•Con 20 cm di acqua o politene si ottiene un’attenuazione di un fattore 10 : si scende quindi a 10 µSv/h

•Alla distanza di 1 m in queste condizioni si può rimanere per 100 ore/anno

senza superare il limite annuo per la popolazione ( 1 mSv )

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Le sorgenti di neutroni sono costituite da una sorgente radioattiva ( in genere alfa )circondata da un materiale caratterizzato da una elevata sezione d’urto per la produzione di neutroni.

Ad esempio, l’Am-241 emette alfa di qualche MeV e con il Be-9 si ha la reazione ( α, n )

Ad esempio 1 mCi ( 37 MBq ) diAm-241 fornisce 2.2 103 n/s

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Produzione di raggi γ in cls

•basse energie, grandi spessori

Schermi misti per neutroni Fe-politene

A 3 MeV per 1 mtdi cls il rapporto γ/n è 1

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Fattore di qualità per i fotoni

Fattore di qualità in funzione del potere frenante

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Fattori di qualità per la radiazione neutronica

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La problematica radon e delle sorgenti naturali

Distinzione tra pratica ed intervento :

•Pratica : principio di giustificazione, di ottimizzazione della protezione e di limite della dose individuale e del rischio

•Intervento : principio di miglioramento ( senza giustificazione per gli eventuali costi sociali ) e di massimizzazione del beneficio

ICRP 65 :

L’esposizione al radon, in quanto ubiquitaria, viene esclusa dal sistema delle esposizioni professionali. I lavoratori che non sonooccupazionalmente esposti sono considerati come persone del pubblico.

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RADON

•Si abbandona la distinzione tra edifici costruiti e da costruire

•Unico livello d’azione : 3 – 10 mSv/anno

•Nuovi fattori di conversione tra la concentrazione di radon e la dose individuale, per cui il livello d’azione per gli edifici scende a 200 –600 Bq/mc

•Applicazione dei nuovi livelli d’azione anche ai lavoratori nonoccupazionalmente esposti : per 2000 ore lavorative/anno, il livello d’azione nei luoghi di lavoro risulta di 500-1500 Bq/mc

Quindi :

•Azioni di rimedio per riportare il livello di radon al di sotto del limite fissato dai singoli Stati

•In caso negativo, si passa alla pratica, con definizione delle aree lavorative a rischio radon, monitoraggio ambientale e, se necessario personale.

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Legislazione italiana : art. 10 del DLgs. 241/2000

Differenziazione dei luoghi di lavoro :

•Cat. a : attività lavorative per lavoratori e persone del pubblico in ambienti sotterannei

•Cat. b: attività lavorative simili alle precedenti in luoghi diversi ma ben determinati e con caratteristiche specifiche

•Cat. c: attività lavorative con stoccaggio o uso di materiali non considerati radioattivi ma contenenti radionuclidi naturali

•Cat. d: attività lavorative che producono residui con radionuclidinaturali

•Cat. e: stabilimenti termali

•Cat. f : personale operativo su aerei o simili

34

67

68

Quadro operativo per il radon

Cat. lavorative a e b

Misure entro 2 anni

< 500 Bq/mc

Nessun obbligo

> 400 Bq/mc

1 anno per ripetere la misura

> 500 Bq/mc

3 anni per rimedio

Ripetere la misura

> 500 Bq/mcLavoratori espostiComunicaz. ARPA,.

< 500 Bq/mc

35

69

Quadro operativo per il radon

Categorie lavorative c, d, e

•Iter analogo al precedente

•Il livello di riferimento scende a 1 mSv/anno ( 150 Bq/mc )

70

FINE