rezumat teza a5

60
1 UNIVERSITATEA DIN BUCUREŞTI FACULTATEA DE FIZICĂ Contribuţii privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiaţii nucleare - Teză de doctorat - Fiz. Codruţ CHERESTEŞ Conducător Ştiinţific Prof. Dr. Livia Maria CONSTANTINESCU 2011

Upload: harabagiu-maria-loredana

Post on 05-Dec-2014

114 views

Category:

Documents


5 download

DESCRIPTION

fizica

TRANSCRIPT

Page 1: Rezumat Teza A5

1

UNIVERSITATEA DIN BUCUREŞTI

FACULTATEA DE FIZICĂ

Contribuţii privind utilizarea

sistemelor dozimetrice termoluminescente

în câmpuri mixte de radiaţii nucleare - Teză de doctorat -

Fiz. Codruţ CHERESTEŞ

Conducător Ştiinţific

Prof. Dr. Livia Maria CONSTANTINESCU

2011

Page 2: Rezumat Teza A5

2

Page 3: Rezumat Teza A5

3

UNIVERSITATEA DIN BUCUREŞTI - FACULTATEA DE FIZICĂ

Doamnei/Domnului .........................................................................

În data de ................................., ora ......................, în sala .........................,

a Facultăţii de Fizică din cadrul Universităţii din Bucureşti, domnul Codruţ

Cheresteş va susţine în şedinţă publică teza de doctorat intitulată:

"Contribuţii privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente

în câmpuri mixte de radiaţii nucleare"

pentru obţinerea titlului ştiinţific de doctor în fizică.

Comisia de doctorat are următoarea componenţă:

Preşedinte: ...............................................................

Conducător Ştiinţific: ...............................................................

Referenţi ştiinţifici: ...............................................................

...............................................................

...............................................................

Vă trimitem rezumatul tezei de doctorat şi vă invităm să participaţi la

susţinerea publică a tezei.

Page 4: Rezumat Teza A5

4

Page 5: Rezumat Teza A5

5

CUPRINS

INTRODUCERE ............................................................................................ 1

I. CONCEPTE FUNDAMENTALE ÎN DOZIMETRIA RADIAŢIILOR

NUCLEARE .................................................................................................... 7

I.1. Interacţia radiaţiilor nucleare cu materia ........................................... 7

I.1.1. Tipuri şi surse de radiaţii. Caracterizarea câmpului de radiaţii ...... 7

I.1.2. Dozimetria radiaţiilor X şi gamma ............................................... 10

I.1.2.1. Interacţia radiaţiilor X şi gamma cu materia ..................... 11

I.1.2.2. Mărimi dozimetrice ........................................................... 12

I.1.3. Dozimetria neutronilor ................................................................. 14

I.1.3.1. Interacţia neutronilor cu materia ....................................... 15

I.1.3.2. Formarea dozei de neutroni ............................................... 16

I.2. Dozimetria bazată pe termoluminescenţă ......................................... 18

I.2.1. Bazele teoretice ale fenomenului de termoluminescenţă ............. 18

I.2.1.1. Defecte de reţea. Centre F şi centre H ............................... 18

I.2.1.2. Emisia de termoluminescenţă. Cinetica fenomenului de

termoluminescenţă ............................................................. 19

I.2.2. Caracteristicile dozimetrice ale materialelor termoluminescente

utilizate în diverse aplicaţii dozimetrice ..................................... 21

I.2.3. Domenii de aplicare a dozimetriei prin termoluminescenţă ......... 22

I.2.3.1. Utilizarea dozimetriei termoluminescente pentru

monitorizarea personalului expus profesional la radiaţii .. 22

I.2.3.2. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în monitorizarea

mediului ............................................................................. 22

I.2.3.3. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în medicină ..... 23

II. DETECTORI TERMOLUMINESCENŢI FOLOSIŢI ÎN CÂMPURI

MIXTE GAMMA - NEUTRONI ............................................................... 25

Page 6: Rezumat Teza A5

6

II.1. Componentele dozei de neutroni într-un organism biologic ........... 25

II.2. Dozimetrul de albedo .......................................................................... 26

II.2.1. Neutroni de albedo .................................................................... 26

II.2.2. Principiul dozimetrului de albedo ............................................. 27

II.2.3. Mărimile de influenţă ale răspunsului dozimetrului de albedo . 27

II.3. Aplicaţii ale surselor de neutroni în industrie şi medicină .............. 28

II.3.1. Reactorul nuclear ...................................................................... 28

II.3.2. Analiza prin activare cu neutroni .............................................. 28

II.3.3. Carotajul radioactiv ................................................................... 28

II.3.4. Neutronografia (radiografia cu neutroni) .................................. 29

II.3.5. Aplicaţii în domeniul medical ................................................... 29

II.4. Detectori termoluminescenţi de albedo folosiţi în dozimetria de

neutroni ................................................................................................. 30

II.5. Evaluarea dozelor de neutroni în câmpuri mixte gamma-neutroni

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

II.5.1. Stabilirea răspunsului relativ la fotoni al sistemului dozimetric de

albedo ............................................................................................ 32

II.5.2. Algoritmul de calcul folosit pentru evaluarea dozelor de neutroni

........................................................................................................ 34

II.5.3. Verificarea algoritmului de calcul pentru evaluarea dozelor

........................................................................................................ 37

II.5.3.1. Determinarea răspunsului dozimetrului de albedo la

iradierea în condiţii de laborator standard primar, la o sursă

de 252Cf .............................................................................. 38

II.5.3.2. Determinarea răspunsului dozimetrului de albedo la

iradierea în condiţii de laborator standard primar, la o sursă

de 241Am-Be ....................................................................... 41

II.5.3.3. Corecţii aplicate rezultatelor furnizate de algoritmul de

calcul ................................................................................. 43

Page 7: Rezumat Teza A5

7

III. DETECTORI TERMOLUMINESCENŢI FOLOSIŢI PENTRU

DOZIMETRIA DE MEDIU ........................................................................ 46

III.1. Surse naturale de radiaţii ....................................................... 46

III.1.1. Radiaţia cosmică ....................................................................... 46

III.1.1.1. Radiaţiile cosmice galactice ..................................... 46

III.1.1.2. Radiaţiile cosmice solare .......................................... 48

III.1.1.3. Radiaţiile din centurile Van Allen ............................ 48

III.1.2. Radioactivitatea de origine terestră ........................................... 48

III.1.2.1. Expunerea externă la radiaţii .................................... 48

III.1.2.2. Expunerea internă ..................................................... 49

III.1.3. Expunerea la materiale natural radioactive ca urmare a

activităţilor industriale ................................................................... 51

III.2. Surse artificiale ........................................................................ 51

III.2.1. Utilizarea surselor de radiaţii în scopuri paşnice ..................... 51

III.2.1.1. Producerea energiei electrice .................................... 51

III.2.1.2. Transportul de materiale nucleare şi radioactive ...... 53

III.2.1.3. Alte aplicaţii .............................................................. 54

III.2.2. Aplicaţii militare ...................................................................... 55

III.2.3. Expunerea la radiaţii ca urmare a unor accidente nucleare

............................... 56

III.3. Expunerea populaţiei din România la surse naturale de

radiaţii ................................................................................................... 60

III.4. Proprietăţile detectorilor termoluminescenţi 7LiF:Mg,Cu,P

................................................................................................................ 61

III.4.1. Mărimi dozimetrice şi mărimi operaţionale folosite în dozimetria

de mediu ........................................................................................ 62

III.4.2. Evaluarea dozelor folosind detectori termoluminescenţi 7LiF:Mg,Cu,P ................................................................................ 63

Page 8: Rezumat Teza A5

8

III.4.2.1. Stabilirea răspunsului relativ la fotoni al sistemului

termoluminescent de mediu ................................................ 64

III.4.2.2. Algoritmul de calcul folosit pentru evaluarea dozei

ambientale ........................................................................... 64

III.4.3. Studiul dependenţei răspunsului dozimetrului de energia medie

de iradiere ...................................................................................... 65

III.4.4. Determinarea dozelor ambientale folosind detectori LiF:Mg,Cu,P

în incinta unor obiective nucleare ................................................. 71

IV. DETECTORI TERMOLUMINESCENŢI FOLOSIŢI PENTRU

EVALUAREA DOZELOR ÎN EXPUNEREA MEDICALĂ ................... 75

IV.1. Radiaţiile în medicină: sursa majoră a expunerii umane la radiaţiile

ionizante artificiale .............................................................................. 75

IV.2. Dozele implicate în procedurile radiologice: nivele de referinţă şi

tendinţe de evoluţie .............................................................................. 77

IV.2.1. Radiologia de diagnostic .......................................................... 78

IV.2.2. Medicina nucleară .................................................................... 80

IV.2.3. Tomografia computerizată ....................................................... 81

IV.3. Determinarea dozelor în radiologia pediatrică folosind dozimetre

termoluminescente ............................................................................... 82

IV.3.1. Nivele de referinţă ..................................................................... 82

IV.3.2. Sisteme de detecţie utilizate în studiu ....................................... 82

IV.3.2.1. Comparaţie între dozimetrul termoluminescent şi

dozimetrul electronic ......................................................... 83

IV.3.2.2. Comparaţie între dozimetrul termoluminescent şi

dispozitivul de măsurare a produsului doză-arie (DAP-

metru) ................................................................................ 87

IV.3.2.3. Comparaţie între dozimetrul termoluminescent şi

camera de ionizare ............................................................. 90

Page 9: Rezumat Teza A5

9

IV.4. Compararea dozelor cu nivelele de referinţă .................................... 93

CONCLUZII ........................................................................................................ 96

ANEXE ................................................................................................................. 99

BIBLIOGRAFIE ................................................................................................ 105

Page 10: Rezumat Teza A5

10

Page 11: Rezumat Teza A5

11

MULŢUMIRI

Doresc să aduc mulţumirile mele

Doamnei Profesoare Livia Maria Constantinescu

pentru îndrumarea ştiinţifică de calitate, pentru răbdarea şi

amabilitatea oferite cu profesionalism pe parcursul elaborării prezentei

teze.

Trebuie să mulţumesc pentru ajutorul acordat de German Research

Center for Environmental Health – HELMHOLTZ ZENTRUM, ai cărui

specialişti m-au încurajat şi sprijinit pe parcursul desfăşurării

experimentelor.

Îndrumări deosebit de utile am găsit şi în grupul specialiştilor din

European Dosimetry Group (EURADOS), a cărui activitate a ghidat şi

orientat într-o mare măsură însăşi tematica prezentei lucrări.

Numărul mare al experimentelor efectuate pe parcursul derulării acestei

lucrări nu ar fi putut fi însă realizat fără sprijinul permanent al

colegilor şi colaboratorilor mei, cărora le aduc, pe această cale,

călduroasele mele mulţumiri.

În mod special vreau să-i mulţumesc soţiei mele, Margareta, pentru

sprijinul şi suportul constant pe care mi le-a oferit în toţi aceşti ani.

Codruţ Cheresteş

Page 12: Rezumat Teza A5

12

Page 13: Rezumat Teza A5

13

INTRODUCERE

Lucrarea de faţă tratează problematica determinării dozelor de radiaţii în câmpuri mixte de radiaţii nucleare, folosind diverse sisteme dozimetrice termoluminescente şi se bazează pe rezultatele obţinute de autor în cadrul Laboratorului de Dozimetrie din cadrul companiei DOZIMED, laborator desemnat de Comisia Naţională pentru Controlul Activităţilor Nucleare ca Organism Dozimetric Acreditat. Pentru realizarea studiilor din această lucrare am beneficiat de colaborări cu laboratoare de calibrări din cadrul Czech Metrology Institute – Inspectorate for Ionizing Radiation din Praga, Nuclear&Vacuum S.A. Măgurele şi cu Spitalul Clinic de Urgenţă pentru Copii „Grigore Alexandrescu” din Bucureşti.

Evaluarea dozelor ca urmare a expunerii la radiaţii reprezintă o preocupare constantă atât în ţară cât şi în străinătate. Determinările de doză efectuate până în prezent sunt realizate cu trei tipuri de dozimetre: dozimetrul fotografic, dozimetrul termoluminescent şi dozimetrul electronic individual. În majoritatea cazurilor sunt evaluate doar dozele datorate expunerii la radiaţii X şi gamma.

Obiectivul principal al acestui studiu l-a constituit dezvoltarea şi caracterizarea detectorilor termoluminescenţi în câmpuri mixte de radiaţii nucleare. Au fost studiate caracteristicile şi performanţele detectorilor termoluminescenţi pe bază de LiF dopată cu diverşi activatori, în funcţie de domeniile de interes abordate în această lucrare: dozimetria de neutroni (determinarea dozelor datorate componentei de neutroni a câmpului mixt gamma – neutroni), dozimetria de mediu (determinarea dozei ambientale gamma în câmp mixt de radiaţii provenite de la sursele naturale) şi respectiv dozimetria pacientului (determinarea dozelor primite de pacienţi în câmpuri pulsatorii de radiaţii, caracteristice diverselor investigaţii medicale radiologice).

Domeniile mai sus-menţionate sunt domenii reglementate de legislaţia naţională şi de standardele internaţionale. Metodele folosite pentru evaluarea dozelor trebuie să îndeplinească o serie de criterii de performanţă, iar incertitudinea asociată rezultatelor trebuie să se încadreze în anumite limite tolerate ale erorilor, specifice domeniului de interes. Pentru dozele înregistrate în aceste domenii există valori maxime stabilite legislativ sau prin standarde internaţionale.

O parte însemnată a acestui studiu se referă la dozimetrele termoluminescente de tip 6LiF:Mg,Ti -7LiF:Mg,Ti folosite pentru evaluarea dozelor datorate componentei de neutroni a câmpului mixt gamma-neutroni în care îşi desfăşoară activitatea persoanele expuse profesional la radiaţii. În câmp mixt gamma-neutroni, corpul persoanei expuse acţionează ca moderator pentru neutronii

Page 14: Rezumat Teza A5

14

incidenţi de diverse energii. Neutronii incidenţi sunt termalizaţi în corpul uman şi părăsesc organismul, fiind detectaţi de dozimetrul termoluminescent de albedo.

O primă contribuţie este reprezentată de stabilirea dependenţelor răspunsului termoluminescent de doză şi de spectrul energetic al neutronilor. Pentru stabilirea acestor dependenţe, au fost iradiate 40 dozimetre termoluminescente de albedo de tipul 6LiF:Mg,Ti -7LiF:Mg,Ti la surse de 241Am-Be şi 252Cf, în condiţii de laborator standard primar.

Am stabilit dependenţa intensităţii semnalului termoluminescent de doza de neutroni în intervalul 0,10 mSv–10 mSv pentru iradierea la sursa de 252Cf. Pentru iradierea la sursa de 241Am-Be a fost studiată dependenţa intensităţii semnalului termoluminescent de doza de neutroni în intervalul 0,10 mSv – 5 mSv. Alegerea surselor de 241Am-Be şi 252Cf pentru iradierea dozimetrelor de albedo s-a datorat faptului că aceste surse sunt cel mai frecvent utilizate în activităţile din domeniul nuclear ce implică utilizarea surselor de neutroni. Acest studiu a confirmat dependenţa accentuată a răspunsului dozimetrului termoluminescent de spectrul energetic al neutronilor, chiar în condiţiile în care au fost efectuate iradieri la surse cu spectru energetic relativ apropiat (241Am-Be şi 252Cf).

Dozele de neutroni sunt determinate folosind un algoritm de calcul furnizat de producătorul echipamentelor. Algoritmul conţine trei variante de lucru: 252Cf nemoderat, 252Cf moderat şi câmp necunoscut. Aceste variante care nu pot însă acoperi toate particularităţile întâlnite în practică, referitor la activităţile desfăşurate de persoanele expuse profesional în câmpuri mixte gamma-neutroni. Pentru determinarea dozelor de neutroni primite de persoanele expuse profesional care lucrează cu surse de 241Am-Be, am folosit varianta „252Cf nemoderat” a algoritmului de calcul deoarece aceasta aproximează rezonabil câmpul real de radiaţii al unei surse de 241Am-Be. Valorile dozelor estimate rezultate din algoritmul de calcul sunt în mod constant subestimate comparativ cu valorile convenţional adevărate obţinute în condiţii de laborator standard primar. Contribuţiile autorului sunt reprezentate de determinarea incertitudinilor asociate rezultatelor obţinute după iradierea dozimetrelor în câmp de 241Am-Be şi 252Cf, folosind varianta „252Cf nemoderat” a algoritmului de calcul şi determinarea factorului de corecţie pentru îmbunătăţirea dozelor rezultate din algoritm, pentru iradierea la sursa de 241Am-Be. După corectarea rezultatelor obţinute din algoritmul de calcul, pentru dozimetrele iradiate la 241Am-Be, erorile au fost mai mici de 19%, ceea ce reprezintă o performanţă în condiţiile în care este unanim recunoscut gradul ridicat de dificultate al evaluărilor de doze în câmpuri mixte gamma – neutroni.

Page 15: Rezumat Teza A5

15

Rezultatele obţinute fac obiectul a două articole publicate în revista „Optoelectronics and Advanced Materials- Rapid Communications”: „New personal dosimetry services in Romania for mixed fields gamma-neutrons using 6LiF:Mg, Ti – 7LiF:Mg, Ti pairs detectors", Vol. 4, No. 11, November 2010, p. 1823-1825 şi „Calibration of Personal Albedo Neutron Dosemeter in mixed gamma-neutrons fields”, Vol. 5, No. 7, July 2011, p. 802 – 805.

Dozimetrul termoluminescent de albedo este un sistem dozimetric care are un răspuns stabil, cu o împrăştiere mică a rezultatelor. Precizia cu care sunt determinate dozele de neutroni poate fi îmbunătăţită prin determinarea factorilor de corecţie în funcţie de caracteristicile câmpului gamma-neutroni în care a avut loc iradierea.

Au fost studiate caracteristicile detectorilor termoluminescenţi de mediu 7LiF:Mg,Cu,P pentru evaluarea dozelor datorate expunerii la surse naturale de radiaţii. Sursele naturale de radiaţii includ radiaţia cosmică, radiaţia telurică şi expunerea la materiale natural radioactive ca urmare a activităţilor industriale (NORM - Naturally Occurring Radioactive Materials). Evaluarea expunerii la NORM este de interes crescut în statele Uniunii Europene, unde sunt dezvoltate strategii pentru rezolvarea situaţiilor ce conduc la expunerea populaţiei. Deşi dozele primite de populaţie sunt în general mici, raportul din 2010 al Comitetului Ştiinţific al Naţiunilor Unite asupra Efectelor Radiaţiilor Atomice (UNCEAR) precizează că unele grupuri critice pot primi doze semnificative.

Pentru realizarea studiilor privind dozimetria de mediu, am utilizat detectori termoluminescenţi de 7LiF:Mg, Cu, P, deosebit de sensibili. Pentru măsurarea dozei datorată componentei gamma a câmpului mixt de radiaţii, aceşti detectori termoluminescenţi asigură o limită de detecţie care porneşte de la 1µGy.

Contribuţiile autorului sunt reprezentate de stabilirea dependenţei răspunsului dozimetric termoluminescent de energia de iradiere. Pentru stabilirea acestei dependenţe au fost iradiate un număr de 60 dozimetre termoluminescente de mediu la aceeaşi valoare a lui kerma în aer, la 16 calităţi diferite ale radiaţiei fotonice. Am stabilit dependenţa intensităţii semnalului termoluminescent de energia medie de iradiere în intervalul 8 keV – 1250 MeV şi am evaluat modul în care algoritmul de calcul furnizat de producător poate compensa aceasta dependenţă.

Rezultatele obţinute au fost trimise spre publicare în revista Optoelectronics and Advanced Materials - Rapid Communications: „Estimation of Ambient Dose Equivalent from Environmental Radiation Using a 7LiF:Mg,Cu,P Thermoluminescence Dosemeter”.

Page 16: Rezumat Teza A5

16

După stabilirea metodologiei de lucru care asigură cele mai bune rezultate ale sistemului termoluminescent pentru dozimetria de mediu, am folosit sistemul pentru determinări de doză ambientală gamma în incinta unor obiective nucleare de la Piteşti. Datele obţinute au fost analizate comparativ cu datele actuale privind distribuţiile de doză externă ambientală în Romania. Rezultatele obţinute au fost apropiate de valoarea fondului natural de radiaţii, cu uşoare creşteri în zonele perimetrale aflate în spatele unor depozite, magazii şi platforme ce conţin deşeuri solide radioactive, aceste zone fiind zone supravegheate sau controlate, cu acces monitorizat.

Am folosit detectori termoluminescenţi de tip LiF:Mg,Ti pentru evaluarea dozelor primite de pacienţi în câmpul de radiaţii caracteristic diferitelor investigaţii medicale radiologice. Expunerile medicale la radiaţii ionizante reprezintă un subiect de interes crescut în condiţiile în care ultimul raport al Comitetului Ştiinţific al Naţiunilor Unite asupra Efectelor Radiaţiilor Atomice concluzionează că sursa majoră a expunerii umane la radiaţiile ionizante artificiale este reprezentată de expunerea medicală. Deşi dozele primite în procedurile de radiodiagnostic medical sunt relativ mici, creşterea numărului de proceduri radiologice aplicate populaţiei face ca riscurile asociate să devină tot mai ridicate. În prezent, pentru cunoaşterea dozelor primite de pacienţi în cadrul procedurilor de radiodiagnostic se folosesc dispozitive de măsură a produsului doză-arie (numite DAP-metre). Aceste dispozitive sunt montate foarte aproape de tubul roentgen al echipamentului de radiologie şi furnizează informaţii despre produsul dintre doza la poarta de intrare a organismului şi suprafaţa de iradiere.

Studiile din prezenta lucrare s-au concentrat pe domeniul radiologiei pediatrice, deoarece copiii au o sensibilitate mult mai mare decât adulţii la acţiunea radiaţiilor ionizante. Pentru evaluarea dozelor primite de copii în timpul investigaţiilor medicale radiologice au fost folosite patru sisteme de detecţie diferite: dozimetre termoluminescente, dispozitive de măsură a produsului doză-arie, dozimetre electronice individuale şi dozimetre cu cameră de ionizare.

Contribuţiile autorului constau în caracterizarea comportării diverselor sisteme de detecţie în câmpurile de radiaţii aferente investigaţiilor radiologice efectuate în cadrul spitalului. Au fost analizate rezultatele raportate de fiecare sistem de detecţie şi au fost identificate avantajele şi dezavantajele utilizării fiecărui sistem în parte. Investigaţiile efectuate au pus în evidenţă avantajele net superioare oferite de metoda termoluminescentă pentru evaluarea dozelor la pacient: aria de aplicabilitate a determinărilor efectuate cu detectori termoluminescenţi este mult mai mare, datorită dimensiunilor reduse, doza înregistrată de detectorii termoluminescenţi conţine şi contribuţia de doză datorată

Page 17: Rezumat Teza A5

17

radiaţiei retroîmprăştiate iar erorile asociate rezultatelor sunt mai mici decât în cazul celorlalte sisteme dozimetrice utilizate în studiu. Dozele determinate prin metoda termoluminescentă reprezintă date de intrare în procesul de stabilire a nivelelor de referinţă pe tip de practică radiologică. Cunoaşterea valorilor dozelor primite de pacienţi conduce la reducerea dozelor datorate expunerilor medicale, ca urmare a îmbunătăţirii practicilor radiologice şi a tehnicilor de lucru.

Rezultatele obţinute au fost prezentate în cadrul Conferinţei Internaţionale „The IXth Balkan Congress of Radiology”, desfăşurată la Cluj Napoca în perioada 07-09 octombrie 2011.

Lucrarea de faţă este structurată în patru capitole. Primul capitol, intitulat „Concepte fundamentale în dozimetria radiaţiilor

nucleare” este dedicat caracterizării câmpului de radiaţii şi a dozimetriei radiaţiilor. Sunt prezentate tipurile de interacţie cu materia pentru radiaţiile X, gamma şi neutroni. Sunt prezentate bazele teoretice ale fenomenului de termoluminescenţă şi caracteristicile dozimetrice ale materialelor termoluminescente pe bază de LiF folosite în aplicaţiile de interes din această lucrare: dozimetria de neutroni, dozimetria de mediu şi dozimetria pacientului.

Capitolul II, intitulat „Detectori termoluminescenţi folosiţi în câmpuri mixte gamma - neutroni” prezintă caracteristicile dozimetrului termoluminescent de albedo utilizat pentru determinarea dozelor datorate componentei de neutroni a câmpului mixt gamma-neutroni. Sunt prezentate mărimile de influenţă ale răspunsului dozimetrului de albedo şi etapele parcurse în procesul de evaluare a dozelor de neutroni. Acurateţea dozelor obţinute folosind algoritmul de calcul furnizat de producătorul echipamentelor este verificată prin iradierea dozimetrelor de albedo la surse cunoscute de neutroni, în condiţii de laborator standard primar. Rezultatele obţinute din algoritmul de calcul sunt îmbunătăţite prin aplicarea unor factori de corecţie, determinaţi în funcţie de caracteristicile câmpului real de radiaţii.

În capitolul III, intitulat „Detectori termoluminescenţi folosiţi pentru dozimetria de mediu” au fost prezentate pe larg sursele naturale şi sursele artificiale de radiaţii şi modul în care acestea contribuie la expunerea populaţiei. Au fost caracterizaţi detectorii termoluminescenţi de mediu şi modul în care variantele de lucru ale algoritmului de calcul influenţează calitatea rezultatelor. Pentru compensarea dependenţei răspunsului dozimetric termoluminescent de energia medie de iradiere au fost efectuate calibrări în condiţii de laborator standard secundar, la 16 calităţi ale radiaţiei fotonice. Au fost efectuate determinări de doză ambientală gamma în jurul unui obiectiv nuclear din România

Page 18: Rezumat Teza A5

18

(Fabrica de Combustibil Nuclear de la Piteşti) şi datele au fost analizate în funcţie de distribuţiile de doză externă ambientală în România.

Capitolul IV, intitulat „Detectori termoluminescenţi folosiţi pentru evaluarea dozelor în expunerea medicală” prezintă studiile efectuate pentru determinarea dozelor în radiologia pediatrică. Sunt prezentate rezultatele cercetărilor actuale privind tendinţele de evoluţie ale dozelor implicate în procedurile de radiodiagnostic şi ponderea de creştere a dozei colective anuale la nivelul întregului glob. În studiile de evaluare a dozelor înregistrate în radiologia pediatrică au fost folosite patru sisteme de detecţie diferite şi au fost prezentate avantajele şi dezavantajele folosirii fiecărui sistem în parte. Valorile de doză au fost analizate comparativ cu nivelele de referinţă stabilite legislativ.

Cercetările efectuate în prezenta teză de doctorat au condus la implementarea în activitatea laboratorului de dozimetrie individuală DOZIMED a unor metodologii noi de lucru, ce au condus la efectuarea unor determinări sistematice ale dozelor înregistrate în domeniile de interes: dozimetrie de neutroni, dozimetrie de mediu şi dozimetria pacientului. Acurateţea determinărilor de doză efectuate în câmp mixt gamma-neutroni va fi verificată la exerciţiul de intercomparare organizat de European Radiation Dosimetry Group (EURADOS) în anul 2012.

Studiile efectuate în domeniul radiologiei pediatrice stau la baza derulării unui parteneriat cu Spitalul Clinic de Urgenţă pentru Copii „Grigore Alexandrescu” din Bucureşti în vederea dezvoltării unei strategii pentru reducerea dozelor primite de copii în timpul tratamentelor radiologice şi determinarea nivelelor de referinţă pentru tipurile de investigaţii efectuate în cadrul spitalului. V. CONCEPTE FUNDAMENTALE ÎN DOZIMETRIA RADIAŢIILOR

NUCLEARE V.1. Interacţia radiaţiilor nucleare cu materia

V.1.1. Tipuri şi surse de radiaţii. Caracterizarea câmpului de radiaţii. Radiaţiile ionizante sunt radiaţii electromagnetice penetrante care produc,

prin interacţiune cu atomii substanţei iradiate, fenomenul de ionizare. O caracterizare completă a câmpului de radiaţii necesită specificarea: naturii particulelor, a distribuţiei spaţiale a particulelor, a energiei şi direcţiei particulelor, fapt pentru care se face distincţia între mărimile bazate pe numărul de particule şi mărimile bazate pe energia particulelor [1].

Page 19: Rezumat Teza A5

19

V.1.2. Dozimetria radiaţiilor X şi gamma În lucrare am folosit metoda dozimetrică termoluminescentă, pentru

determinarea mărimilor de interes: doza ambientală – pentru determinări de mediu, echivalentul de doză individual – pentru dozimetria de personal, doza la poarta de intrare – pentru dozimetria clinică. Pentru calibrarea sistemelor termoluminescente dozimetrice folosite, am utilizat surse izotopice punctuale, monoenergetice (Cs-137, Am-241, Co-60) şi generatori de radiaţii X, în spectru ISO-Narrow, în condiţiile cerute de standardele şi reglementările în vigoare [3, 4, 5, 6].

V.1.2.1. Interacţia radiaţiilor X şi gamma cu materia Datorită fenomenelor de interacţie cu substanţa, un fascicul de radiaţii X

şi/sau gamma se atenuează pe măsură ce pătrunde în substanţă. Atenuarea fasciculului de datorează faptului că fotonii dispar din fascicul prin două tipuri de procese: procese de împrăştiere şi procese de absorbţie. Principalele tipuri de interacţie ale radiaţiilor X şi gamma cu substanţa sunt: efectul fotoelectric, efectul Compton şi generarea-anihilarea de perechi.

V.1.2.2. Mărimi dozimetrice Mărimile dozimetrice legate de transferul energiei de la fasciculul primar

de radiaţii către mediul iradiat sunt kerma K, şi doza absorbită, D. Kerma (kinetic energy released in material) se referă la energia cedată de fascicul, dEtr, în elementul de masă considerat, 𝑑𝑑𝑑𝑑, ca energie cinetică a electronilor secundari. Doza absorbită este mărimea ce reprezintă energia cedată de radiaţia ionizantă, 𝑑𝑑𝑑𝑑, în unitatea de masă. Ambele mărimi au unitatea de măsură J/kg care a primit numele de gray (Gy).

V.1.3. Dozimetria neutronilor Neutronii interacţionează numai cu nucleele atomilor, printr-o interacţie

tare, specifică forţelor nucleare. Neavând sarcină electrică, nu este necesar să aibă o energie cinetică ridicată pentru a străbate câmpul coulombian al atomului şi a ajunge la nucleu. Pătrunderea neutronilor în nucleu are loc cu o probabilitate ridicată, îndeosebi când energia lor cinetică este scăzută.

V.1.3.1. Interacţia neutronilor cu materia La trecerea neutronilor prin substanţă sunt posibile următoarele tipuri de

interacţii: împrăştierea elastică, împrăştierea inelastică, captura radiativă, reacţii nucleare cu producere de particule încărcate, reacţii de fisiune.

Page 20: Rezumat Teza A5

20

V.1.3.2. Formarea dozei de neutroni Doza de neutroni a ţesutului uman se datorează energiei radiaţiei

secundare care apare la interacţia neutronilor cu ţesutul organismului. În cazul iradierii cu flux extern de neutroni, doza de neutroni se distribuie neuniform în interiorul organismului. Distribuţia de doză depinde de energia neutronilor, de dimensiunile geometrice ale organismului şi de distribuţia elementelor în ţesut. Preponderenţa unuia sau altuia dintre procesele de interacţie a neutronilor cu substanţa este determinată în totalitate de energia neutronilor. Singurul proces de interacţie care nu este caracteristic pentru ţesutul viu este reacţia de fisiune care se poate observa numai în prezenţa substanţelor fisionabile ca: uraniu, toriu, plutoniu etc. Toate celelalte procese pot avea loc la interacţia neutronilor cu ţesutul, deşi rolul lor va fi diferit în funcţie de energia neutronilor.

V.2. Dozimetria bazată pe termoluminescenţă Printre metodele dozimetriei cu corp solid locul cel mai important îl ocupă metodele bazate pe fenomenul de luminescenţă în diverse variante (luminescenţă stimulată termic, luminescenţă stimulată optic).

V.2.1. Bazele teoretice ale fenomenului de termoluminescenţă V.2.1.1. Defecte de reţea. Centre F şi centre H

Sub acţiunea radiaţiei au loc ionizări şi excitări ale atomilor, de aceea în structura materialului vor apărea defecte. Datorită defectelor, în interiorul benzii interzise apar nivele de energie noi, numite capcane. Câmpul coulombian al defectelor atrage şi capturează în aceste capcane electroni sau goluri, formând centre active. Centrul activ care capturează un electron se numeşte centru F (de la termenul german „Farbzentrum” sau centru de culoare) iar centrul activ care a captat un gol se numeşte centru H [14, 15].

Fenomenul de termoluminescenţă constă în popularea, prin iradiere cu radiaţii ionizante a unor centre active şi depopularea lor ulterioară, prin încălzire, cu eliberarea energiei acumulate în cristal sub formă de radiaţii luminoase. Energia de activare este energia radiaţiilor, iar cea de stimulare este energia termică.

V.2.1.2. Emisia de termoluminescenţă. Cinetica fenomenului de termoluminescenţă În urma iradierii, capcanele de electroni şi goluri se populează datorită

purtătorilor de sarcină mobili eliberaţi prin ionizare. În etapa de încălzire, depopularea capcanelor se poate produce prin două mecanisme, depinzând de stabilitatea centrelor active formate: fie capcana de electroni se depopulează şi fotonul TL este emis de către centrul V, fie capcana de goluri se depopulează şi

Page 21: Rezumat Teza A5

21

fotonul este emis către centrul F. În realitate, fenomenele sunt mult mai complexe şi cercetările sunt încă în curs [16, 17, 18, 19].

În presupunerea simplificatoare că recapturarea este neglijabilă, rezultă că fluxul luminos emis în funcţie de temperatură este:

Φ𝑇𝑇𝑇𝑇 = −𝑛𝑛0 ∙ 𝑝𝑝 ∙ 𝑒𝑒− 𝜀𝜀𝑘𝑘𝐵𝐵𝑇𝑇 ∙ 𝑒𝑒−

𝑝𝑝𝛽𝛽 ∫ 𝑒𝑒

− 𝜀𝜀𝑘𝑘𝐵𝐵𝑇𝑇

𝑑𝑑𝑇𝑇𝑇𝑇𝑇𝑇0 (I.26)

p – probabilitatea depopulării unei capcane 𝜀𝜀 - energia capcanei s – factor corelat cu frecvenţa de vibraţie a reţelei (reprezintă probabilitatea de evadare) kB – constanta lui Boltzmann T – temperatura τ – este durata medie de viaţă a centrului activ

Ecuaţia (I.26) este cunoscută sub numele de “ecuaţia Randall - Wilkins” pentru cinetica de termoluminescenţă de ordinul I, adică pentru cazul în care se consideră că recapturarea electronilor este neglijabilă. Modelul propus de Garlick şi Gibson descrie cinetica de termoluminescenţă de ordinul II şi se bazează pe o altă ipoteză: recapturarea electronilor nu este neglijabilă, ci are loc cu o probabilitate egală cu probabilitatea de recombinare a acestora.

V.2.2. Caracteristicile dozimetrice ale materialelor termoluminescente utilizate în diverse aplicaţii dozimetrice Materialele termoluminescente utilizate în dozimetrie trebuie să

îndeplinească următoarele cerinţe: sensibilitate crescută, o poziţie convenabilă a maximelor de emisie, deci o adâncime convenabilă a capcanelor, proprietatea de revenire a materialului la starea iniţială, cu aceleaşi caracteristici dozimetrice, după aplicarea unui tratament termic, liniaritatea răspunsului, echivalenţa cu ţesutul sau aerul, independenţa de debit, reproductibilitatea, domeniu extins de măsurarea a dozelor, precizie bună a măsurătorilor etc.

V.2.3. Domenii de aplicare a dozimetriei prin termoluminescenţă V.2.3.1. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în monitorizarea

personalului expus profesional la radiaţii Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la

radiaţii ionizante reprezintă procesul prin care sunt evaluate şi interpretate dozele de radiaţii primite de persoanele care desfăşoară activităţi în domeniul nuclear [20, 21, 22, 23]. În prezent, în ţara noastră se folosesc dozimetre fotografice şi

Page 22: Rezumat Teza A5

22

dozimetre termoluminescente pentru evaluarea dozelor datorate doar expunerii la radiaţii X şi gamma [24, 25, 26].

Pentru evaluarea dozelor datorate neutronilor, am întreprins, în premieră, studii pentru caracterizarea dozimetrului termoluminescent în câmpuri mixte gamma-neutroni [27, 28]. Stabilirea răspunsului detectorilor în câmp mixt gamma – neutroni s-a realizat în urma iradierilor efectuate în condiţii de laborator standard primar, la Institutul de Metrologie din Cehia – Inspectoratul pentru Radiaţii Ionizante la surse de 241Am-Be şi 252Cf.

V.2.3.2. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în monitorizarea mediului Activităţi industriale precum extracţia şi prelucrarea minereului de uraniu,

mineritul metalelor, industria fosfaţilor, mineritul cărbunelui, extracţia petrolului şi a gazelor naturale pot conduce la expunerea la material radioactiv natural (NORM - Normally Occuring Radioactive Material). La nivel internaţional şi la nivel naţional se depun eforturi serioase pentru evaluarea expunerii la NORM şi pentru dezvoltarea strategiilor de rezolvare a situaţiilor ce conduc la expunerea populaţiei.

Pentru evaluarea dozelor de mediu am utilizat detectori de 7LiF:Mg, Cu, P, deosebit de sensibili, care asigură o limită de detecţie pornind de la 1µGy. Studiile efectuate au urmărit evaluarea dependenţei energetice a răspunsului detectorului termoluminescent de mediu. Au fost efectuate iradieri la 16 calităţi ale radiaţiei fotonice şi au fost folosite diverse variante de lucru ale algoritmului de calcul furnizat de producătorul echipamentelor.

Rezultatele obţinute sunt analizate comparativ cu valorile convenţional adevărate, obţinute în condiţii de laborator standard secundar [29]. După stabilirea metodologiei de lucru care asigură cele mai bune rezultate ale sistemului termoluminescent pentru dozimetria de mediu, am folosit sistemul pentru determinări de doză ambientală în jurul unor obiective nucleare din România. Datele obţinute au fost analizate comparativ cu datele actuale privind distribuţiile de doză externă ambientală în Romania şi cu harta radioactivităţii la nivel european [62].

V.2.3.3. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în medicină Expunerea medicală la radiaţii constituie cea mai mare sursă de expunere

a populaţiei, iar ponderea ei continuă să crească cu o rată considerabilă. Pentru realizarea acestor studii am folosit în paralel patru sisteme de detecţie diferite: dozimetre termoluminescente, dozimetre electronice individuale, dozimetru cu cameră de ionizare şi dispozitive de măsurare a dozei la pacient (DAP-metre – Dose-Area Product).

Page 23: Rezumat Teza A5

23

Au fost analizate rezultatele obţinute folosind cele patru sisteme de detecţie şi modul în care acestea răspund în câmp pulsatoriu de radiaţii. Investigaţiile efectuate au pus în evidenţă avantajele net superioare oferite de metoda termoluminescentă pentru evaluarea dozelor la pacient: aria de aplicabilitate a determinărilor efectuate cu detectori termoluminescenţi este mult mai mare, datorită dimensiunilor reduse, doza înregistrată de detectorii termoluminescenţi conţine şi contribuţia de doză datorată radiaţiei retroîmprăştiate iar erorile asociate rezultatelor sunt mai mici decât în cazul celorlalte sisteme dozimetrice utilizate în studiu.

VI. DETECTORI TERMOLUMINESCENŢI FOLOSIŢI ÎN CÂMPURI MIXTE GAMMA - NEUTRONI

O aplicaţie importantă a metodei de termoluminescenţă o constituie

dozimetria de albedo, care constă în detecţia neutronilor de energie joasă ce sunt împrăştiaţi de corpul unei persoane ce se află într-un câmp mixt gamma-neutroni. În acest capitol sunt analizate caracteristicile detectorilor termoluminescenţi de albedo folosiţi pentru evaluarea dozelor datorate expunerii la surse de neutroni.

Pentru prima oară în ţara noastră a fost iniţiat un studiu pentru evaluarea dozelor de neutroni primite de personalul expus profesional ce desfăşoară activităţi în câmpuri mixte gamma-neutroni [27]. Pentru realizarea acestor studii am utilizat detectori de 6LiF:Mg,Ti -7LiF:Mg,Ti care au fost iradiaţi în condiţii de laborator standard primar. Au fost analizate dependenţele răspunsului termoluminescent de doza de iradiere şi de spectrul energetic al neutronilor, pentru verificarea algoritmului de calcul şi identificarea corecţiilor necesare îmbunătăţirii preciziei determinărilor de doză [28].

VI.1. Componentele dozei de neutroni într-un organism biologic Problematica determinării dozelor primite de un organism biologic este cu

mult mai complicată în cazul iradierii cu neutroni comparativ cu iradierea la fotoni. La iradierea cu flux extern de neutroni, doza se distribuie neuniform în interiorul organismului biologic. Ca urmare a împrăştierilor multiple şi a creşterii numărului de neutroni cu energii joase, doza datorată neutronilor atinge valoarea maximă la o anumită adâncime faţă de suprafaţă. Modificarea energiei neutronilor conduce la deplasarea poziţiei maximului la adâncimi diferite faţă de suprafaţa organismului.

Page 24: Rezumat Teza A5

24

VI.2. Dozimetrul de albedo Pentru evaluarea dozelor în câmpuri mixte de radiaţii gamma-neutroni se

folosesc detectori termoluminescenţi de albedo.

VI.2.1. Neutroni de albedo Neutronii de albedo sunt neutroni de energie joasă care provin din

retroîmprăştierea în corpul persoanei care poartă dozimetrul. Aceşti neutroni apar ca urmare a interacţiei neutronilor incidenţi cu elementele uşoare din celulele organismului. Neutronii împrăştiaţi în urma proceselor de interacţie pot părăsi organismul, fără a-şi consuma complet energia. Aceştia sunt neutronii de albedo ce sunt detectaţi de detectorul termoluminescent de albedo.

VI.2.2. Principiul dozimetrului de albedo Detectorii termoluminescenţi folosiţi ca dozimetre de albedo sunt formaţi

din patru cristale termoluminescente de LiF – două conţinând izotopul 6Li, sensibil la neutroni şi fotoni şi alte două conţinând izotopul 7Li, sensibil doar la fotoni. Corpul persoanei expuse acţionează ca moderator pentru neutronii incidenţi de diverse energii. Neutronii incidenţi sunt termalizaţi în corpul uman şi vor părăsi organismul fiind detectaţi de dozimetrul de albedo. Diferenţierea între neutronii termici incidenţi şi neutronii de albedo se face cu ajutorul a două elemente de 6LiF:Mg,Ti, unul plasat sub un filtru de cadmiu (care elimină neutronii termici incidenţi) iar celălalt care înregistrează contribuţiile neutronilor termici incidenţi şi neutronilor de albedo. Deoarece elementele 6LiF:Mg,Ti şi 7LiF:Mg,Ti răspund identic la iradierea gamma, contribuţia datorată radiaţiei gamma pe elementul 6LiF:Mg,Ti va fi înlăturată prin scăderea semnalului înregistrat de 7LiF:Mg,Ti, astfel încât pe elementul 6LiF:Mg,Ti rămâne doar contribuţia neutronilor.

VI.2.3. Mărimile de influenţă ale răspunsului dozimetrului de albedo Principalele mărimi de influenţă ale răspunsului dozimetrului de albedo

sunt: spectrul energetic al neutronilor şi distanţa dintre dozimetru şi corpul persoanei care îl poartă. Indicaţia dozimetrului de albedo depinde de distanţa dintre detector şi suprafaţa corpului datorită faptului că dozimetrul măsoară neutronii împrăştiaţi de corp [31].

VI.3. Aplicaţii ale surselor de neutroni în industrie şi medicină VI.3.1. Reactorul nuclear

Reactorul nuclear este sursa de neutroni cu cele mai variate spectre şi debite de fluenţă a neutronilor şi reprezintă ansamblul de material fisionabil (combustibilul nuclear) şi alte materiale (moderator, elemente de răcire, reflectori

Page 25: Rezumat Teza A5

25

de neutroni, bare de control etc.) care împreună asigură desfăşurarea unei reacţii nucleare de fisiune în lanţ în regim staţionar.

VI.3.2. Analiza prin activare cu neutroni Metoda de analiză prin activare cu neutroni se foloseşte în industrie pentru

analize in-situ în exploatări carbonifere dar se poate folosi şi în agricultură, biologie şi criminalistică. Este o metodă nucleară extrem de sensibilă, bazată pe identificarea unui element după spectrul γ al descendenţilor radioactivi produşi în urma iradierii cu neutroni.

VI.3.3. Carotajul radioactiv Carotajul radioactiv reprezintă o metodă modernă de investigare a

puţurilor de foraj. Metoda se foloseşte pentru forajele prospective de identificare a zăcămintelor de minereuri neferoase, cărbune, petrol şi pentru localizarea pânzelor de apă freatică. Informaţiile obţinute din studiul neutronilor se referă la porozitatea rocilor şi la gradul în care apa impregnează aceste roci. Porozitatea rocilor este un parametru important în cazul formaţiunilor geologice susceptibile a conţine petrol.

VI.3.4. Neutronografia (radiografia cu neutroni) Neutronografia are aplicaţii în industrie şi în cercetarea materialelor.

Principala aplicaţie o constituie identificarea elementelor uşoare în probe solide (matrici metalice). Prin neutronografie sunt puse în evidenţă detalii de structură datorate unor elemente uşoare dar puternic absorbante de neutroni, imposibil de vizualizat prin radiografia clasică. Se foloseşte în principal pentru examinarea fasciculelor de combustibil nuclear, a explozibililor, a turbinelor motoarelor.

VI.3.5. Aplicaţii în domeniul medical Deşi în prezent pentru aproximativ 95% din cazurile de cancer se

foloseşte terapia cu fotoni, studii medicale au dovedit că terapia prin iradiere cu neutroni este eficientă în tratarea tumorilor în faze avansate. Spre deosebire de terapia cu fotoni, neutronii interacţionează cu nucleele şi împiedică reconstrucţia ADN-ului şi creşterea tumorii canceroase [32].

VI.4. Detectori termoluminescenţi de albedo folosiţi în dozimetria de neutroni Dozimetrul folosit pentru determinarea dozelor datorate componentei de

neutroni a câmpului mixt gamma – neutroni este un dozimetru termoluminescent de albedo [27]. Pentru interpretarea semnalului se foloseşte cititorul Harshaw 4500. Dozimetrul de albedo şi cititorul Harshaw 4500 alcătuiesc sistemul dozimetric utilizat pentru determinarea dozelor în câmpuri mixte gamma – neutroni (fig. II.8.).

Page 26: Rezumat Teza A5

26

Dozimetru de albedo

Cititor Harshaw 4500

Fig. II.8. Dozimetrul termoluminescent de albedo şi cititorul Harshaw 4500 Deoarece corpul persoanei expuse acţionează ca moderator, neutronii

rapizi sunt termalizaţi şi părăsesc corpul uman interacţionând cu dozimetrul de albedo. Diferenţierea între neutronii termici incidenţi şi neutronii de albedo se realizează prin plasarea celor două elemente de 6LiF:Mg,Ti faţă de filtrul de cadmiu (sub filtru se elimină contribuţia neutronilor termici incidenţi).

VI.5. Evaluarea dozelor de neutroni în câmpuri mixte gamma – neutroni Pentru evaluarea dozelor datorate neutronilor de albedo sunt efectuate

calibrări ale dozimetrelor în condiţii cunoscute pentru: • stabilirea răspunsului dozimetrului relativ la fotoni • cuantificarea contribuţiilor neutronilor termici incidenţi şi a celor de albedo • studiul influenţei energiei neutronilor asupra răspunsului dozimetrului • verificarea corectitudinii rezultatelor furnizate de algoritmul de calcul

VI.5.1. Stabilirea răspunsului relativ la fotoni a sistemului dozimetric de albedo

Primul pas în procesul de evaluare a dozei datorate componentei de neutroni a câmpului de radiaţii îl constituie stabilirea răspunsului relativ la fotoni a sistemului de albedo [27, 28]. Răspunsul relativ la fotoni se obţine în urma iradierii dozimetrelor de albedo la o sursă gamma – 137Cs – la o doză cunoscută, pentru cuantificarea intensităţii semnalului termoluminescent din unităţi arbitrare – gU (general units) – în unităţi de doză gamma. Pentru aceasta am iradiat 5 dozimetre de albedo la o sursă de 137Cs, în cadrul laboratorului Nuclear & Vacuum Măgurele (doza: 5mSv). Aceste 5 dozimetre au fost însoţite de alte 5 dozimetre pentru înregistrarea valorilor fondului natural de radiaţii. După iradiere, am determinat curbele de strălucire pentru fiecare element al dozimetrelor de albedo, folosind următorul profil timp – temperatură:

Preîncălzire până la 1750C; Achiziţie de date până la 3000C, viteza de încălzire 150C/secundă; Ştergere timp de 10 secunde la o temperatură de 3000C.

Page 27: Rezumat Teza A5

27

În urma iradierii dozimetrelor la 5mSv, am stabilit intensitatea semnalului termoluminescent datorată exclusiv iradierii, în unităţi gU. Prin raportarea semnalului termoluminescent la doza de iradiere primită de dozimetrele expuse am stabilit răspunsul relativ la fotoni a sistemului termoluminescent de albedo. Datele care prezintă răspunsul relativ la 137Cs a sistemului termoluminescent de albedo sunt prezentate în tabelul II.5. [28].

Tabelul II.5. Răspunsul relativ la 137Cs al sistemului termoluminescent de albedo Elem.i,

6LiF:Mg,Ti Elem.ii

LiF:Mg,Ti Elem.iii

7LiF:Mg,Ti Elem.iv,

6LiF:Mg,Ti Doza raportată în gU 743,029 709,388 771,614 769,185 Doza reală în mSv 5 5 5 5 Răspunsul relativ (gU/mSv) 145,202 138,628 150,788 150,313

VI.5.2. Algoritmul de calcul folosit pentru evaluarea dozelor de neutroni După stabilirea răspunsului relativ la fotoni a sistemului termoluminescent

de albedo, cel mai important aspect ale evaluărilor de doză îl constituie analiza influenţei energiei neutronilor asupra răspunsului dozimetrului [28]. Pentru calcularea dozelor de neutroni se foloseşte un algoritm de calcul, furnizat de Thermo Scientific. Algoritmul utilizat – WinAlgorithms: Dose Calculation Algorithm for Type 8806 Dosimeters – conţine următoarele variante, corespunzătoare spectrelor energetice ale neutronilor: 252Cf nemoderat, 252Cf moderat, câmp necunoscut.

Cele trei opţiuni ale algoritmului nu pot acoperi toate particularităţile întâlnite în practică, referitor la activităţile desfăşurate de persoanele expuse profesional în câmpuri mixte gamma-neutroni. Pentru aceasta sunt necesare teste de verificare a rezultatelor furnizate de algoritm prin iradierea unor dozimetre de albedo în câmp cunoscut de radiaţii - de preferinţă în condiţii de laborator standard primar sau standard secundar - pentru compararea rezultatelor convenţional adevărate cu valorile rezultate din algoritmul de calcul.

VI.5.3. Verificarea algoritmului de calcul pentru evaluarea dozelor Pentru verificarea algoritmului de calcul folosit pentru evaluarea dozelor,

am iradiat un număr de 40 dozimetre de albedo în câmpuri cunoscute de radiaţii, în condiţii de laborator standard primar şi am comparat rezultatele obţinute cu valorile furnizate de algoritmul de calcul [28]. Iradierile au fost efectuate în cadrul Institutului de Metrologie din Cehia – Inspectoratul pentru Radiaţii Ionizante, la surse de 241Am-Be şi 252Cf.

Page 28: Rezumat Teza A5

28

VI.5.3.1. Determinarea răspunsului dozimetrului de albedo la iradierea în condiţii de laborator standard primar, la o sursă de 252Cf Pentru verificarea corectitudinii dozelor rezultate din algoritm - varianta

„252Cf nemoderat”, am iradiat 20 dozimetre de albedo la o sursă de 252Cf nemoderat, la doze cuprinse în intervalul 0,20mSv–10mSv, pe un fantom realizat din material echivalent ţesut. Introducând în algoritm valorile intensităţii semnalului termoluminescent obţinute în urma iradierii, am calculat valorile dozelor şi am comparat aceste valori cu valorile convenţional adevărate furnizate de laboratorul de calibrări. Rezultatele sunt prezentate în tabelul II.8.

Tabelul II.8. Valorile obţinute prin algoritm comparativ cu valoarea convenţional adevărată furnizată laboratorul de calibrări, pentru iradierea la 252Cf.

Nr. crt.

Cod dozimetru

Valoarea Conv. adevărată Hp(10) c.a, mSv

Incertitudinea U

(k=2)

Valoarea măsurată prin algoritm,

Hp(10) măs, mSv

Raportul Hp(10) măs / Hp(10) c.a

1

517376 0,200 0,005 0,163 0,82 517384 0,200 0,005 0,175 0,88 517443 0,200 0,005 0,142 0,71 517780 0,200 0,005 0,154 0,77

Valoare mediată: 0,159 ± 0,012 2

517387 0,500 0,013 0,377 0,75 517487 0,500 0,013 0,320 0,64 517739 0,500 0,013 0,361 0,72 517745 0,500 0,013 0,407 0,81

Valoare mediată: 0,366 ± 0,031 3

517377 1,008 0,027 0,801 0,80 517382 1,008 0,027 0,797 0,80 517747 1,008 0,027 0,824 0,82 517767 1,008 0,027 0,824 0,82

Valoare mediată: 0,812 ± 0,064 4

517730 5,011 0,132 3,763 0,75 517389 5,011 0,132 3,415 0,68 517772 5,011 0,132 3,837 0,77 517775 5,011 0,132 3,924 0,78

Valoare mediată: 3,735 ± 0,193 5

517420 10,018 0,264 8,321 0,83 517428 10,018 0,264 7,584 0,76 517716 10,018 0,264 7,736 0,77 517829 10,018 0,264 8,463 0,85

Valoare mediată: 8,026 ± 0,373 - Hpc.a: valoarea convenţional adevărată pentru Hp(10), incertitudine sub 5% - Hp(10)măs: valoarea obţinută prin algoritmul de calcul

Page 29: Rezumat Teza A5

29

- U (k=2): incertitudinea standard pentru factorul de extindere k=2 (nivel de încredere 95%)

VI.5.3.2. Determinarea răspunsului dozimetrului de albedo la iradierea în condiţii de laborator standard primar, la o sursă de 241Am-Be Pentru verificarea algoritmului de calcul am iradiat 20 dozimetre de

albedo la o sursă de 241Am-Be, pe fantom realizat din material echivalent ţesut. Valorile intensităţii semnalului termoluminescent, introduse în algoritmul de calcul au condus la valorile Hp(10) măsurate şi au fost analizate comparativ cu valorile convenţional adevărate. Rezultatele sunt prezentate în tabelul II.11.

Tabelul II.11. Valorile obţinute prin algoritm comparativ cu valoarea convenţional adevărată furnizată laboratorul de calibrări, pentru iradierea la 241Am-Be

Nr. crt.

Cod dozimetru

Valoarea Conv. adevărată Hp(10) c.a, mSv

Incertitudinea U

(. k=2)

Valoarea măsurată prin algoritm,

Hp(10) măs, mSv

Raportul Hp(10) măs / Hp.(10) c.a

1

517447 0,200 0,005 0,125 0,63 517471 0,200 0,005 0,130 0,65 517769 0,200 0,005 0,128 0,64 517771 0,200 0,005 0,113 0,57

Valoare mediată: 0,124 ± 0,007

2 517393 0,500 0,013 0,292 0,58 517394 0,500 0,013 0,282 0,56 517396 0,500 0,013 0,301 0,60 517449 0,500 0,013 0,219 0,44

Valoare mediată: 0,274 ± 0,032

3 517319 1,000 0,026 0,436 0,44 517450 1,000 0,026 0,617 0,62 517768 1,000 0,026 0,617 0,62 517781 1,000 0,026 0,564 0,56

Valoare mediată: 0,559 ± 0,074

4 517730 2,000 0,052 1,233 0,62 517389 2,000 0,052 1,047 0,52 517772 2,000 0,052 1,158 0,58 517775 2,000 0,052 1,056 0,53

Valoare mediată: 1,124 ± 0,077

5 517420 5,001 0,131 2,705 0,54 517428 5,001 0,131 2,765 0,55 517716 5,001 0,131 2,721 0,54 517829 5,001 0,131 2,592 0,52

Valoare mediată: 2,696 ± 0,064

- Hpc.a: valoarea convenţional adevărată pentru Hp(10), incertitudine sub 5%

Page 30: Rezumat Teza A5

30

- Hp(10)măs: valoarea obţinută prin algoritmul de calcul - U (k=2): incertitudinea standard pentru factorul de extindere k=2 (nivel de

încredere 95%)

VI.5.3.3. Corecţii aplicate rezultatelor furnizate de algoritmul de calcul Pentru dozimetrele de albedo iradiate la surse de 241Am-Be, dozele

datorate componentei de neutroni a câmpului mixt gamma-neutroni sunt evaluate folosind varianta „252Cf nemoderat”. Această variantă aproximează în mod rezonabil câmpul real de radiaţii, datorat sursei de 241Am-Be cu unul dintre câmpurile existente în algoritmul de calcul. Pentru dozimetrele de albedo iradiate la sursa de 241Am-Be, valorile dozelor estimate rezultate din algoritmul de calcul sunt în mod constant subestimate. Pentru corectarea răspunsului am stabilit un factor de 1,5 care se înmulţeşte cu valoarea dozei rezultate din algoritm. Rezultatele corectate sunt prezentate în tabelul II.13. Se observă că răspunsul corectat este apropiat de unitate, erorile situându-se între 7 - 19%. Tabelul II.13. Rezultatele corectate pentru valorile dozelor înregistrate de dozimetrele de albedo iradiate la 241Am-Be

Nr. Crt.

Hp (10)c.a mSv

Hp(10)măs mSv

Raport Hp(10)măs./ Hp(10)c.a.

Hp(10) corectat,

mSv

Raport Hp(10)măs./ Hp(10)c.a.

după aplicarea factorului de corecţie

1 0,20 0,124 0,62 0,186 0,93 2 0,50 0,274 0,55 0,410 0,82 3 1,00 0,559 0,56 0,838 0,84 4 2,00 1,124 0,56 1,685 0,84 5 5,00 2,696 0,54 4,044 0,81

Aceste studii au confirmat dependenţa puternică a răspunsului dozimetrului de albedo de spectrul energetic al neutronilor, chiar în condiţiile în care au fost efectuate iradieri la surse de neutroni cu spectru energetic relativ apropiat. Utilizarea algoritmului de calcul – varianta „252Cf nemoderat” – pentru evaluarea dozelor de neutroni în urma iradierii la o sursă de 252Cf nemoderat a condus la erori asociate rezultatelor mai mici de 27%. Aceste rezultate reprezintă o performanţă în condiţiile în care este unanim recunoscut gradul ridicat de dificultate al evaluărilor de doze în câmpuri mixte gamma – neutroni. Utilizarea algoritmului de calcul – varianta „252Cf nemoderat” – pentru evaluarea dozelor de neutroni în urma iradierii la o sursă de 241Am-Be a condus la erori de până la 46%,

Page 31: Rezumat Teza A5

31

în condiţiile în care spectrele energetice ale neutronilor emişi de cele două surse sunt relativ apropiate, fiind necesară corecţia rezultatelor furnizate de algoritm. Dozimetrul termoluminescent de albedo este un sistem dozimetric care are un răspuns stabil, cu o împrăştiere mică a rezultatelor. Precizia cu care sunt determinate dozele de neutroni poate fi îmbunătăţită prin corelarea datelor rezultate din algoritmul de calcul cu caracteristicile câmpului gamma-neutroni în care a avut loc iradierea.

III. DETECTORI TERMOLUMINESCENŢI FOLOSIŢI PENTRU DOZIMETRIA DE MEDIU

În acest capitol sunt studiate caracteristicile detectorilor

termoluminescenţi folosiţi pentru evaluarea dozelor datorate expunerii la surse naturale de radiaţii. Pentru realizarea acestor studii am utilizat detectori de 7LiF:Mg, Cu, P, deosebit de sensibili, care asigură o limită de detecţie pornind de la 1µGy. Dependenţa răspunsului detectorului termoluminescent de mediu de energia medie de iradiere a fost studiată pentru 16 calităţi ale radiaţiei fotonice, în condiţii de iradiere în laborator standard secundar [29].

După stabilirea metodologiei de lucru care asigură cele mai bune rezultate ale sistemului termoluminescent pentru dozimetria de mediu, am efectuat determinări de doză ambientală gamma în incinta unor obiective nucleare de la Piteşti. Datele au fost analizate comparativ cu datele actuale privind distribuţiile de doză externă ambientală în Romania.

III.1. Surse naturale de radiaţii III.1.1. Radiaţia cosmică

Radiaţiile cosmice sunt împărţite în funcţie de origine, energie şi densitatea de flux. Din punct de vedere al originii, categoriile importante pentru expunerea populaţiei sunt: radiaţiile cosmice galactice, radiaţiile cosmice solare şi radiaţiile provenite din centurile de radiaţii ale pământului (centurile Van Allen).

III.1.1.1. Radiaţiile cosmice galactice Radiaţiile cosmice galactice îşi au originea în afara sistemului solar. La

incidenţa pe atmosfera superioară, radiaţiile cosmice galactice au o componentă nucleonică (aproximativ 98%) şi o componentă electronică, 2%.

III.1.1.2. Radiaţiile cosmice solare

Page 32: Rezumat Teza A5

32

Radiaţia cosmică solară îşi are originea în exploziile solare, moment în care particulele produse sunt proiectate direct către pământ. Particulele din radiaţia solară pot induce perturbaţii la nivelul câmpului magnetic terestru ce pot afecta intensitatea radiaţiei cosmice galactice.

III.1.1.3. Radiaţiile din centurile Van Allen Centurile de radiaţii Van Allen sunt formate prin captura protonilor (în

special) şi a electronilor de către câmpul magnetic terestru. Centura internă de radiaţii coboară până relativ aproape de suprafaţa pământului în regiunea cunoscută sub numele de Anomalia Atlanticului de Sud, centrată la aproximativ 800 km est de Porto Alegre, Brazilia [40].

III.1.2. Radioactivitatea de origine terestră III.1.2.1. Expunerea externă la radiaţii

Principalele contribuţii la expunerea externă provin de la radionuclizii gamma prezenţi în sol, în special 40K şi seriile natural radioactive ale 238U şi 232Th. Informaţiile privind expunerea provin din măsurători directe ale concentraţiilor radionuclizilor în sol.

III.1.2.2. Expunerea internă Expunerea internă apare ca urmare a incorporării radionuclizilor de

origine terestră prin inhalare şi ingestie. Componenta dominantă a expunerii este datorată produşilor de dezintegrare cu viaţă scurtă ai radonului. Inhalarea altor radionuclizi are doar o mică contribuţie la expunerea internă.

III.1.3. Expunerea la materiale natural radioactive ca urmare a activităţilor industriale Activităţile legate de extracţia şi procesarea minereurilor pot conduce la

nivele crescute de material radioactiv natural (NORM - Naturally Occurring Radioactive Materials) în produsele finale, produsele secundare şi deşeuri. La nivel internaţional şi la nivel naţional se depun eforturi serioase pentru evaluarea expunerii la NORM şi pentru dezvoltarea strategiilor de rezolvare a situaţiilor existente ce conduc la expunerea populaţiei.

III.2. Surse artificiale III.2.1. Utilizarea surselor de radiaţii în scopuri paşnice III.2.1.1 Producerea energiei electrice

Producerea de energie electrică din surse nucleare a crescut în mod constant încă de la debutul din 1956. Expansiunea rapidă dintre anii 1970 şi 1985,

Page 33: Rezumat Teza A5

33

cu o creştere medie de peste 20% pe an, a fost urmată de o încetinire de doar puţin peste 2% pe an între 1990 şi 1995.

III.2.1.2 Transportul de materiale nucleare şi radioactive Transportul normal de materiale radioactive se referă la operaţiunile de

transport ce au loc fără incidente de pierdere/deteriorare a containerelor. IAEA estimează că anual sunt efectuate 10 milioane de expedieri de material radioactiv. Este un fapt verificabil că dozele către populaţie datorate transportului în condiţii normale a materialului radioactiv sunt foarte scăzute [40, 48].

III.2.1.3 Alte aplicaţii Producţia de radioizotopi: radioizotopii au numeroase aplicaţii în

industrie, medicină şi cercetare. Expunerea la radiaţii poate să apară datorită unor neconformităţi în procesul de producţie sau etapele de depozitare a produsului conţinând radionuclizi. Una dintre cele mai importante utilizări a radionuclizilor este în radiodiagnostic şi terapie.

Reactorii de cercetare: reactorii de cercetare sunt utilizaţi pentru testarea combustibilului nuclear şi a diverse alte materiale, pentru experimente de fizică nucleară şi neutronică, biologie şi medicină şi pentru producţia de radioizotopi.

Produse de consum: există o serie de produse de larg consum ce conţin nivele scăzute de radioactivitate. Unele persoane din populaţie colecţionează fosile, roci sau minerale. În unele zone ale Marii Britanii rocile native conţin concentraţii semnificative de uraniu şi produşii săi de dezintegrare.

III.2.2 Aplicaţii militare Între anii 1945 şi 1980, pe o serie de amplasamente situate în emisfera

nordică, au avut loc teste nucleare explozive în atmosferă. Perioadele cele mai active au fost între 1952 - 1958 şi între 1961-1962. După semnarea în 1963 a Tratatului de Interzicere a Testelor Nucleare în Atmosferă, sub Apă şi în Spaţiul Cosmic, testele nucleare s-au efectuat majoritar sub pământ.

III.2.3 Expunerea la radiaţii ca urmare a unor accidente nucleare Accidentul de la Cernobîl: pe data 26 aprilie 1986 avea loc cea mai mare

catastrofă din istoria exploatării civile a energiei nucleare. În urma unui experiment greşit conceput, reactorul unităţii 4 al centralei nuclearo– electrice de la Cernobîl, a explodat. Explozia a expus zona activă a reactorului, trimiţând în atmosferă un nor de fum, produşi de fisiune şi fragmente de materiale până la o înălţime de aproximativ 1 km. În timp ce fragmentele grele au căzut şi s-au acumulat pe terenul din jurul reactorului, cele mai uşoare, incluzând produşii de fisiune şi

Page 34: Rezumat Teza A5

34

practic întreg inventarul de gaze nobile, au fost purtate de vântul predominant pe direcţia nord – vest faţă de centrală. În primele 10 zile de la accident, perioada în care au avut loc emisiile cele mai importante, condiţiile meteorologice au variat foarte puternic. Deşi norul radioactiv a ajuns deasupra României relativ târziu, au existat totuşi zone cu depuneri relativ importante [50, 51]. În primele zile după accident, 131I a avut cea mai importantă contribuţie la doza internă angajată de populaţie, după dispariţia sa principalul factor fiind 137Cs şi, într-o mai mică măsură, 90Sr.

Accidentul de la Fukushima: deşi a fost clasificat cu gradul 7 pe scara INES – International Nuclear and Radiological Event Scale – accidentul de la Fukushima a fost mult mai puţin sever decât cel de la Cernobîl. În data de 11 martie 2011, un cutremur de 9 grade pe scara Richter a generat un tsunami care a lovit coasta de est a Japoniei, cel mai înalt val ajungând până la 38,9m în Aneyoshi, Miyako. Cutremurul şi tsunami-ul au condus la peste 14.000 victime omeneşti şi peste 10.000 persoane dispărute. Fukushima Dai-ichi a fost proiectată să reziste la valuri de maxim 5,7 m şi a fost lovită de valuri având o înălţime mai mare de 14 m, ceea ce a condus la pierderea sistemelor de control asupra reactoarelor 1 – 4 şi apariţia unor explozii care au condus la împrăştierea în atmosferă a radionuclizilor. Acest fapt a determinat clasificarea accidentului ca fiind de gradul 7, cel mai înalt pe scara INES (International Nuclear Event Scale). Au fost evacuate persoanele de pe o rază de 20 km în jurul centralei Fukushima Daiichi iar pentru cei ce locuiesc între 20 şi 30 km de centrală evacuările s-au făcut pe bază de voluntariat. Au fost monitorizate depunerile pe sol şi contaminarea alimentelor. Peste 93% dintre probele alimentelor analizate au indicat Cs-134 / Cs-137 şi I-131 ca având valori sub limitele admise în Japonia iar 7% dintre probe au indicat valori ce depăşesc aceste limite. În colaborare cu guvernul Japoniei, experţi IAEA au avut misiunea de identificare a lecţiilor ce trebuie învăţate din accident şi de comunicare a acestor informaţii către întreaga comunitate nucleară din lume.

III.3. Expunerea populaţiei din România la surse naturale de radiaţii Deşi în România nu sunt disponibile hărţi de distribuţie ale radonului şi

ale debitelor de doză externă, până în prezent au fost efectuate studii cu privire la expunerea populaţiei la surse naturale de radiaţii [56].

Radonul (222Rn) şi descendenţii lui sunt principalii contribuitori la doza efectivă totală datorată expunerii la surse naturale de radiaţii (53%), după care urmează radiaţia terestră (16,2%), radiaţia cosmică (11,2%), thoronul (220Rn) şi descendenţii lui (10,5%) şi ingestia radionuclizilor 40K, 238U, 232Th (9,1%).

Page 35: Rezumat Teza A5

35

Contribuţiile fiecărui tip de expunere la doza efectivă anuală totală primită de o persoană din populaţie sunt prezentate în figura III.10.

Fig. III.10. Contribuţia fiecărui tip de expunere la

doza efectivă anuală primită de o persoană din populaţie

[56]

III.4. Proprietăţile detectorilor termoluminescenţi 7LiF:Mg,Cu,P Pentru măsurători de doză ambientală au fost utilizaţi detectori

termoluminescenţi cu cristale de 7LiF:Mg,Cu,P. LiF:Mg,Cu,P este un material de 30 ori mai sensibil la radiaţii γ comparativ cu LiF:Mg,Ti, din acest motiv fiind materialul ideal pentru determinarea dozelor de mediu [58].

Dozimetrul folosit pentru determinări de doză ambientală este alcătuit din patru detectori 7LiF:Mg,Cu,P (elemente numite TLD-700H) şi caseta dozimetrică cu filtrare specifică determinărilor de mediu (casetă tip 8855). Modul de dispunere a elementelor TLD-700H şi rolul acestora sunt prezentate în figura III.11: • elementul 1 furnizează informaţii despre fotonii de energie joasă; • elementul 2 are filtrarea corespunzătoare pentru determinarea dozei ambientale; • elementul 3 are filtrarea pentru determinarea dozei direcţionale; • elementul 4 furnizează informaţii despre fotonii de energie medie.

Fig. III.11. Modul de dispunere a elementelor TLD-700H în caseta dozimetrică

III.4.1. Mărimi dozimetrice şi mărimi operaţionale folosite în dozimetria de mediu Pentru scopul monitorizării de mediu, Comisia Internaţională de Protecţie

Radiologică (ICRU) a introdus două mărimi care leagă câmpul de radiaţie extern de doza efectivă şi de doza echivalentă în piele: echivalentul de doză ambiental

Page 36: Rezumat Teza A5

36

H*(d), adecvat radiaţiei puternic penetrante şi echivalentul de doză direcţional H’(d), adecvat pentru radiaţia slab penetrantă.

III.4.2. Evaluarea dozelor folosind detectori termoluminescenţi 7LiF:Mg,Cu,P

Pentru evaluarea dozelor ambientale am efectuat calibrări ale dozimetrelor termoluminescente de mediu 7LiF:Mg,Cu,P, pentru: stabilirea răspunsului dozimetrului relativ la fotoni, studiul influenţei energiei radiaţiei asupra răspunsului dozimetrului şi stabilirea variantei optime de lucru a algoritmului pentru minimizarea erorilor asociate rezultatelor

III.4.2.1. Stabilirea răspunsului relativ la fotoni al sistemului termoluminescent de mediu

Răspunsul relativ la fotoni a fost stabilit respectând aceleaşi etape descrise la paragraful II.4.1. Am iradiat 5 dozimetre termoluminescente de mediu la sursa de 137Cs, la 5 mSv. Aceste 5 dozimetre au fost însoţite de alte 5 dozimetre de mediu pentru înregistrarea valorilor de fond natural de radiaţii. Profilul timp-temperatură utilizat este diferit, adaptat materialului 7LiF:Mg,Cu,P:

Preîncălzire până la 1650C; Achiziţie de date până la 2600C, viteza de încălzire 150C/secundă Ştergere timp de 10 secunde la o temperatură de 2600C.

După stabilirea răspunsului relativ la fotoni a dozimetrelor de mediu am folosit algoritmul de calcul pentru dozimetria de mediu, pentru determinarea echivalentului de doză ambiental şi a echivalentului de doză direcţional.

III.4.2.2. Algoritmul de calcul folosit pentru evaluarea dozei ambientale Algoritmul utilizat pentru evaluarea dozelor ambientale, numit „Harshaw

MCP environmental dosemeter”, conţine următoarele variante care aproximează câmpul în care au fost iradiate dozimetrele cu unul din următoarele câmpuri:

General („General”), Câmp de energii joase („Low energy”) Câmp de energii ridicate („High energy”) Câmp de Cs-137 („Cs137 only”).

Opţiunile se aleg în funcţie de câmpul în care a fost determinat răspunsul relativ la fotoni. Deoarece stabilirea răspunsului relativ la fotoni s-a realizat la o sursă de Cs-137, pentru evaluarea dozelor am folosit varianta „Cs137 only”. Varianta „General” se alege dacă se lucrează într-un câmp de energii cuprinse în intervalul 20-1250 keV. În funcţie de opţiunea selectată, algoritmul aplică factorii de calibrare adecvaţi pentru determinarea dozelor de mediu.

Page 37: Rezumat Teza A5

37

III.4.3. Studiul dependenţei răspunsului de energia medie de iradiere a dozimetrului

Studiile efectuate au urmărit evaluarea dependenţei energetice a detectorului şi modul în care algoritmul de calcul furnizat de producător poate compensa aceasta dependenţă [29].

Pentru studiul dependenţei răspunsului de energia medie de iradiere a dozimetrului au fost iradiate 60 dozimetre la aceeaşi valoare a lui Ka (kerma în aer), la 16 calităţi ale radiaţiei fotonice. Dozimetrele au fost iradiate în condiţii de laborator standard secundar, la Czech Metrology Institute – Inspectorate for Ionizing Radiation.

Deoarece iradierea dozimetrelor s-a realizat în unităţi de kerma în aer, am folosit factorii de conversie pentru calitatea radiaţiilor (standardizaţi), pentru trecerea de la kerma în aer la mărimile operaţionale H*(10) şi H’(0,07) [5, 6]. Pentru determinarea dozelor ambientale folosind algoritmul de calcul am folosit varianta „Cs137only”.

În tabelul III.5 sunt prezentate datele referitoare la condiţiile în care a avut loc iradierea dozimetrelor, factorii de conversie corespunzători calităţii radiaţiilor şi valorile convenţional adevărate pentru mărimile operaţionale H*(10) şi H’(0,07) (incertitudine asociată rezultatelor sub 5%).

Tabel III.5. Valorile convenţional adevărate ale dozimetrelor TL de mediu

Nr crt

Kerma în aer, mGy

Calitatea radiaţiei,

energia, keV

Factor conversie 𝐻𝐻′(0,07)

𝐾𝐾𝑎𝑎

mSv/mGy

Factor conversie 𝐻𝐻∗(10)𝐾𝐾𝑎𝑎

mSv/mGy

H’(0,07)

c.a. mSv

H*(10)

c.a. mSv

1 2,00 N-10, 8 keV 0,91 --- 1,82 ---

2 2,00 N-15, 12 keV 0,96 --- 1,92 ---

3 2,01 N-20, 16 keV 1,00 --- 2,01 ---

4 1,99 N-25, 20 keV 1,03 0,52 ! 2,04 ---

5 2,00 N-30, 24 keV 1,10 0,80 ! 2,20 ---

6 2,00 N-40, 33 keV 1,25 1,25 2,50 2,36

7 2,00 N-60, 48 keV 1,48 1,59 2,96 3,18

8 1,99 N-80, 65 keV 1,60 1,73 3,18 3,44

Page 38: Rezumat Teza A5

38

Nr crt

Kerma în aer, mGy

Calitatea radiaţiei,

energia, keV

Factor conversie 𝐻𝐻′(0,07)

𝐾𝐾𝑎𝑎

mSv/mGy

Factor conversie 𝐻𝐻∗(10)𝐾𝐾𝑎𝑎

mSv/mGy

H’(0,07)

c.a. mSv

H*(10)

c.a. mSv

9 2,00 N-100, 83 keV 1,60 1,71 3,20 3,42

10 2,00 N-120, 100 keV 1,55 1,64 3,10 3,28

11 2,00 N-150, 118 keV 1,50 1,58 3,00 3,16

12 1,99 N-200, 164 keV 1,39 1,46 2,77 2,90

13 2,00 N-250, 208 keV 1,34 1,39 2,68 2,78

14 2,00 N-300, 250 keV 1,31 1,35 2,62 2,70

15 2,00 Cs-137, 661 keV --- 1,20 --- 2,42

16 Co-60, 1250 keV --- 1,16 --- 2,32

În tabelul III.6. sunt prezentate rezultatele obţinute privind răspunsul dozimetrului în funcţie de energia medie de iradiere. Răspunsul dozimetrului reprezintă raportul dintre valoarea măsurată şi valoarea convenţional adevărată.

Tabelul III.6. Răspunsul dozimetrului în funcţie de energie ( „Cs-137only”) Calitatea radiaţiei

Energia medie (keV)

H’(0,07) c.a. .mSv

H’(0,07) măs. .mSv

Raport 𝐻𝐻’(10)𝑑𝑑ă𝑠𝑠.𝐻𝐻’(10)𝑐𝑐. 𝑎𝑎.

H*(10) c.a. mSv

H*(10) măs. mSv

Raport 𝐻𝐻∗(10)𝑑𝑑ă𝑠𝑠.𝐻𝐻∗(10)𝑐𝑐. 𝑎𝑎.

N-10 8 1,82 1,19 0,66 --- --- --- N-15 12 1,92 1,81 0,95 --- --- --- N-20 16 2,01 2,21 1,82 --- --- --- N-25 20 2,04 2,46 1,99 --- --- --- N-30 24 2,20 2,68 2,02 --- --- --- N-40 33 2,50 2,87 1,17 2,36 2,41 1,02 N-60 48 2,96 2,79 1,18 3,18 2,52 0,79 N-80 65 3,18 2,49 1,14 3,44 2,33 0,68

N-100 83 3,20 2,23 0,97 3,42 2,06 0,60 N-120 100 3,10 2,19 0,91 3,28 2,05 0,62 N-150 118 3,00 2,16 0,90 3,16 2,03 0,64 N-200 164 2,76 2,24 1,07 2,90 2,13 0,73 N-250 208 2,68 2,28 1,00 2,78 2,20 0,79 N-300 250 2,62 2,38 1,00 2,70 2,26 0,84

Page 39: Rezumat Teza A5

39

S-Cs 661 --- 2,52 --- 2,42 2,42 1,01 S-Co 1250 --- 1,93 --- 2,32 2,61 1,12

Răspunsul detectorului de mediu este apropiat de unitate la capetele intervalului energetic studiat: 33 keV şi respectiv 661 keV şi se încadrează în intervalul (0,60 – 1,12), cu o subevaluare constantă a rezultatelor la valori intermediare ale energiilor.

Pentru verificarea modului în care algoritmul de calcul influenţează rezultatele raportate de detectorul TL de mediu, am evaluat dozele înregistrate folosind varianta „General” a algoritmului. În tabelul III.7. sunt prezentate valorile măsurate evaluate cu varianta „General” – comparativ cu valorile convenţional adevărate raportate de laboratorul de calibrări.

Tabelul III.7. Răspunsul dozimetrului în funcţie de energia de iradiere („General”) Calitatea radiaţiei

Energia medie (keV)

H’(0,07) c.a. .mSv

H’(0,07) măs. .mSv

Raport 𝐻𝐻’(10)𝑑𝑑ă𝑠𝑠.𝐻𝐻’(10)𝑐𝑐. 𝑎𝑎.

H*(10) c.a. mSv

H*(10) măs. mSv

Raport 𝐻𝐻∗(10)𝑑𝑑ă𝑠𝑠.𝐻𝐻∗(10)𝑐𝑐. 𝑎𝑎.

N-10 8 1,82 1,20 0,66 --- --- ---

N-15 12 1,92 1,82 0,95 --- --- ---

N-20 16 2,01 3,66 1,82 --- --- ---

N-25 20 2,04 4,01 1,99 --- --- ---

N-30 24 2,20 4,45 2,02 --- --- ---

N-40 33 2,50 2,94 1,17 2,36 2,72 1,15 N-60 48 2,96 3,49 1,18 3,18 3,66 1,15 N-80 65 3,18 3,63 1,14 3,44 3,87 1,12

N-100 83 3,20 3,11 0,97 3,42 3,28 0,96 N-120 100 3,10 2,83 0,91 3,28 2,95 0,90 N-150 118 3,00 2,70 0,90 3,16 2,82 0,89 N-200 164 2,76 2,96 1,07 2,90 3,10 1,07 N-250 208 2,68 2,69 1,00 2,78 2,78 1,00 N-300 250 2,62 2,62 1,00 2,70 2,69 1,00 S-Cs 661 --- --- --- 2,42 2,31 0,96 S-Co 1250 --- --- --- 2,32 3,08 1,33

În figurile III.13 este prezentat răspunsul dozimetrului termoluminescent de mediu în funcţie de energia de iradiere (dozele sunt calculate cu varianta

Page 40: Rezumat Teza A5

40

„Cs137only”) iar în figura III.14 este prezentat modul în care răspunsul dozimetrului depinde de energia medie de iradiere dozele sunt calculate cu varianta „General”).

Fig. III.13. Răspunsul dozimetrului termoluminescent de mediu în funcţie de energia medie de iradiere (dozele sunt calculate cu varianta „Cs137only”).

Fig. III.14. Răspunsul dozimetrului termoluminescent de mediu în funcţie de energia medie de iradiere (dozele sunt calculate cu varianta „General”).

Modul în care rezultatele se încadrează în intervalul de acurateţe prevăzut de curbele trompetă [60], este prezentat în figurile III.15 şi III.16, atât pentru dozele ambientale calculate cu varianta „Cs137only” cât şi pentru varianta „General”.

0.1

0.6

1.1

1.6

H'(0,07)/H'(0,07)-caH*(10)/H*(10)-ca

0.10.30.50.70.91.11.31.51.71.92.1 H'(0,07)/

H'(0,07)-ca

H*(10)/H*(10)-ca

Page 41: Rezumat Teza A5

41

Fig. III.15. Încadrarea rezultatelor în

intervalul de acurateţe (curbele trompetă) pentru varianta „Cs137only”

Fig. III.16. Încadrarea rezultatelor în

intervalul de acurateţe (curbele trompetă) pentru varianta „General”

Pentru determinarea energiei medii de iradiere a dozimetrului termoluminescent am calculat raportul dintre intensităţile semnalului termoluminescent pe elementul E1 şi elementul E4, pentru energiile la care au fost efectuate iradierile. Graficul dependenţei răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere este ilustrat în figura III.17.

Fig. III.17. Dependenţa de energie a răspunsului dozimetrului 7LiF:Mg,Cu,P

III.4.4. Determinarea dozelor ambientale gamma folosind detectori

LiF:Mg,Cu,P în incinta unor obiective nucleare Valorile medii zilnice pentru debitul de doză gamma în aer, în funcţie de

regiune, se situează în intervalul 0,077 ÷ 0,157µSv/h (cf. Agenţiei Naţionale pentru Protecţia Mediului - Reţeaua de Supraveghere a Radioactivităţii Mediului) [61]. Aceste valori conduc la valori lunare ale fondului natural de radiaţii cuprinse între:

0.000.200.400.600.801.001.201.401.601.802.00

0 1 2 3 4Doza (mSv)

"Cs137 only"

0.000.200.400.600.801.001.201.401.601.802.00

0 1 2 3 4Doza (mSv)

"General"

01234567

0 200 400 600 800 1000 1200

Rapo

rt E

1/E4

Energie (keV)

Page 42: Rezumat Teza A5

42

0,077𝜇𝜇𝜇𝜇𝜇𝜇ℎ ∙ 24ℎ ∙ 31 = 57,288𝜇𝜇𝜇𝜇𝜇𝜇 = 0,057𝑑𝑑𝜇𝜇𝜇𝜇

0,157𝜇𝜇𝜇𝜇𝜇𝜇ℎ

∙ 24ℎ ∙ 31 = 116,108𝜇𝜇𝜇𝜇𝜇𝜇 = 0,116𝑑𝑑𝜇𝜇𝜇𝜇

Folosind detectorii termoluminescenţi 7LiF:Mg,C,P, am evaluat dozele ambientale în incinta unor obiective nucleare. Pentru realizarea acestor măsurători, am colaborat cu specialişti din cadrul Fabricii de Combustibil Nuclear - Piteşti (F.C.N.) şi cu Sucursala de Cercetări Nucleare – Piteşti (S.C.N.). Dozimetrele termoluminescente au fost amplasate în diverse puncte de interes alese de reprezentanţii celor două instituţii.

Pentru F.C.N. Piteşti, punctele de interes au fost alese în spatele unor magazii, depozite şi platforme în care se află deşeuri solide radioactive, zonele fiind zone supravegheate sau controlate (KMP-A, KMP-C şi platforma DMSR sunt zone controlate). Rezultatele obţinute sunt prezentate în tabelul III.8

Tabelul III.8. Dozele ambientale pentru Fabrica de Combustibil Nuclear – Piteşti. Puncte de măsură aflate în zone controlate şi zone supravegheate

Nr. crt.

Zona monitorizată Perioada de măsurare

Cod dozimetru

H*(10), mSv

1 Exterior FCN punct SCPA – 34 18.06-18.07.2011 1000101 0,142

2 Exterior FCN punct SCPA – 42 18.06.-18.07.2011 1000092 0,122

3 Exterior FCN punct SCPA – 45 18.06.-18.07.2011 1000069 0,086

4 Gard perimetral – Depozit KMP-A 18.06.-18.07.2011 1000076 0,160

5 Gard perimetral – Depozit KMP-C 18.06.-18.07.2011 1000046 0,148

6 Gard perimetral – Hala IV încărcare FC 18.06.-18.07.2011 1000074 0,102

7 Gard perimetral–Hala prelucrări mecanice 18.06.-18.07.2011 1000062 0,108

8 Gard perimetral –Platforma DMSR (PDT) 18.06.-18.07.2011 1000050 0,327

9 Gard perimetral – Platforma REMAT 18.06.-18.07.2011 1000035 0,124

10 Gard perimetral – Poarta 1 FCN 18.06.-18.07.2011 1000064 0,080

Analizând datele obţinute pentru dozele ambientale măsurate de dozimetrele termoluminescente pentru o perioadă de o lună comparativ cu intervalul de valori pentru fondul natural de radiaţii corespunzător unei luni calendaristice (0,057– 0,116) mSv/lună, cf. ANPM se observă că valorile sunt comparabile cu valorile fondului natural, prezentând uşoare creşteri în zonele supravegheate şi controlate.

Pentru Sucursala de Cercetări Nucleare – Piteşti (S.C.N. Piteşti), punctele de interes au fost alese în clădirea reactorului nuclear, în diverse încăperi

Page 43: Rezumat Teza A5

43

tehnologice. Au fost determinate dozele ambientale gamma în câmpurile de radiaţii existente în incinta clădirii reactorului.

Rezultatele obţinute sunt prezentate în tabelul III.9. Tabelul III.9. Dozele ambientale pentru Sucursala de Cercetări Nucleare – Piteşti Puncte de măsură aflate în clădirea reactorului nuclear, în încăperi tehnologice

Nr. crt.

Zona monitorizată

Perioada de măsurare (2 luni)

Cod dozimetru

H*(10), mSv (2 luni)

H*(10), mSv (1 lună)

1 Punct 01 22.06.-22.08.2011 1000039 0,174 0,087

2 Punct 02 22.06.-22.08.2011 1000002 0,253 0,126

3 Punct 03 22.06.-22.08.2011 1000012 0,646 0,323

5 Punct 05 22.06.-22.08.2011 1000016 0,321 0,160

6 Punct 06 22.06.-22.08.2011 1000042 0,275 0,137

7 Punct 07 22.06.-22.08.2011 1000003 0,806 0,403

8 Punct 08 22.06.-22.08.2011 1000019 0,759 0,379

9 Punct 09 22.06.-22.08.2011 1000090 0,809 0,405

În acest caz dozimetrele au fost plasate în punctele de interes pentru o perioadă de două luni calendaristice. Determinările efectuate în punctele de interes din clădirea reactorului nuclear reprezintă doze gamma datorate câmpului de radiaţii existent în încăperile tehnologice ale clădirii reactorului nuclear. Se observă că valorile lui H*(10) sunt mai mari decât valorile fondului natural de radiaţii ceea ce era de aşteptat pentru punctele de măsură alese, care se află în zone controlate, cu acces monitorizat.

Studiile efectuate folosind detectori termoluminescenţi de mediu 7LiF:Mg,C,P au confirmat avantajele acestui tip de dozimetru pentru utilizarea în activitatea de monitorizare a dozelor gamma de mediu: dozele pot fi măsurate pentru diverse perioade de timp iar analiza datelor de pe cele patru elemente termoluminescente ale detectorului conduce la informaţii deosebit de utile referitoare la calitatea radiaţiei.

IV. DETECTORI TERMOLUMINESCENŢI FOLOSIŢI PENTRU

Page 44: Rezumat Teza A5

44

EVALUAREA DOZELOR ÎN EXPUNEREA MEDICALĂ

“Folosirea radiaţiilor în medicină este sursa majoră a expunerii umane la radiaţiile ionizante artificiale” – este concluzia raportului Comitetului Ştiinţific al

Naţiunilor Unite asupra Efectelor Radiaţiilor Atomice (UNSCEAR). În acest capitol sunt prezentate rezultatele obţinute folosind diverse tipuri

de dozimetre în scopul evaluării dozelor de radiaţii datorate expunerii medicale. Pentru realizarea acestor studii au fost folosite în paralel patru sisteme de detecţie diferite: dozimetre LiF:Mg,Ti, dozimetre electronice individuale, dozimetru cu cameră de ionizare şi dispozitive de măsurare a dozei la pacient (DAP-metre – Dose-Area Product). Au fost analizate rezultatele raportate de fiecare sistem de detecţie şi au fost identificate avantajele şi dezavantajele utilizării fiecărui sistem de detecţie în parte [30].

IV.1. Radiaţiile în medicină: sursa majoră a expunerii umane la radiaţiile ionizante artificiale

De mai bine de o sută de ani utilizarea radiaţiilor ionizante în medicină a cunoscut o creştere spectaculoasă în întreaga lume, devenind un instrument deosebit de util în diagnosticarea şi tratarea maladiilor.

IV.2. Dozele implicate în procedurile radiologice: nivele de referinţă şi tendinţe de evoluţie

Tendinţa de creştere a gradului de urbanism împreună cu creşterea graduală a standardelor de viaţă au condus inevitabil la numărul persoanelor care au acces la sistemele de sănătate. Drept consecinţă, dozele datorate expunerilor medicale continuă să crească în toate statele [71, 72, 73].

IV.2.1. Radiologia de diagnostic În prezent se desfăşoară anual aproximativ 3,6 miliarde de proceduri

medicale (incluzând şi procedurile stomatologice). Majoritatea examinărilor radiologice sunt efectuate pe un subgrup al populaţiei ce suferă din punct de vedere al stării de sănătate.

IV.2.2. Medicina nucleară Medicina nucleară implică introducerea în corpul pacientului a unui

radiotrasor iar cu ajutorul unui dispozitiv extern se poate detecta şi în unele cazuri cuantifica radioactivitatea din diferite regiuni ale corpului. Acest lucru permite astfel nu numai examinarea structurii interne ci şi analiza proceselor fiziologice. IV.2.3. Tomografia computerizată

Page 45: Rezumat Teza A5

45

Tomografia computerizată (CT) a fost introdusă în practica medicală începând din 1972, fiind unanim recunoscută ca o realizare valoroasă pentru radiodiagnosticul medical. Avantajul principal al acestei proceduri radiologice îl constituie realizarea unor imagini de calitate net superioară. Tomografia computerizată este o metodă tomografică transversală ce permite reconstrucţia secţiunii vizualizate, pentru o anumită secţiune a corpului.

IV.3. Determinarea dozelor în radiologia pediatrică folosind dozimetre termoluminescente

În acest studiu s-a urmărit caracterizarea comportării diverselor sisteme de detecţie în câmpurile de radiaţii aferente investigaţiilor radiologice efectuate în cadrul spitalului. Au fost analizate rezultatele raportate de fiecare sistem de detecţie şi au fost identificate avantajele şi dezavantajele utilizării fiecărui sistem în parte [30]. Studiul a fost realizat la Spitalul Clinic de Urgenţă pentru Copii „Grigore Alexandrescu” din Bucureşti.

IV.3.1. Nivele de referinţă Nivelul de referinţă reprezintă nivelul de doză care nu trebuie să fie

depăşit la efectuarea unei investigaţii radiologice, dacă în procedura medicală efectuată se aplică practici corecte privind performanţa tehnică. Un astfel de nivel este specificat anticipat, de o autoritate competentă astfel încât la depăşirea unei valori să fie întreprinse măsuri pentru aducerea mărimilor în limitele normale.

IV.3.2. Sistemele de detecţie utilizate în studiu Pentru evaluarea dozelor primite de copii în timpul investigaţiilor

medicale radiologice în vederea comparării acestora cu nivelele de referinţă, dozele au fost evaluate folosindu-se următoarele tipuri de dozimetre: dozimetrul termoluminescent LiF-100 dozimetrul electronic individual EPD MK2 – produs de Thermo Scientific. dispozitiv pentru măsurarea produsului doză arie (DAP-metru) dozimetru cu cameră de ionizare 370 - X Ray Dosemeter

Dozimetrele termoluminescente şi dozimetrele electronice individuale au fost furnizate de laboratorul DOZIMED iar celelalte două tipuri de dozimetre (DAP-metre şi camera de ionizare) au fost furnizate de Spitalul Clinic „Grigore Alexandrescu”.

Page 46: Rezumat Teza A5

46

Fig. IV.6. TLD (LiF:Mg, Ti)

Fig. IV.7.EPD MK2

Fig. IV.8. DAP-metru,

KermaX SDP

Fig. IV.9. 370 - X Ray

Dosemeter

IV.3.2.1. Comparaţie între dozimetrul termoluminescent şi dozimetrul electronic

Iradierile efectuate în paralel pentru dozimetrul termoluminescent şi dozimetrul electronic individual au fost efectuate pe phantom (găleată cu apă), pentru ca dozele înregistrate de dozimetre să conţină şi componenta de doză datorată contribuţiei radiaţiei retroîmprăştiate de corp. Au fost iradiaţi 4 detectori termoluminescenţi şi un dozimetru electronic individual EPD MK2, la diverşi parametri de expunere ai echipamentului radiologic. Testele s-au realizat pentru un număr de 3 aparate de radiodiagnostic. Dozimetrul electronic individual este un dozimetru cu citire directă, care însumează valorile dozelor înregistrate. Tabelul IV.1. Valorile de doză înregistrate de dozimetrele termoluminescente şi de dozimetrul electronic individual - aparatul Philips Telediagnost

TELEDIAGNOST

EPD MK2 TLD abatere standard Parametrii expunere

initial final Doza (µSv)

Media µGy U

(kV) mAs t (s) d (m)

29 207 178 1223 70 40 180 309 1,5

207 548 341 9539 422 70 315 310 1,5

548 711 163 7381 202 90 140 157 1,5

711 853 142 8647 340 110 112 154 1,5

853 966 113 9463 391 125 100 156 1,5

966 1110 144 2533 95 55 140 152 1,5

Tabelul IV.2. Valorile de doză înregistrate de dozimetrele termoluminescente şi de dozimetrul electronic individual - aparatul Philips Duodiagnost

Page 47: Rezumat Teza A5

47

DUODIAGNOST

EPD MK2 TLD abatere standard Parametrii expunere

initial final Doza (µSv)

Media µGy U

(kV) mAs t (s)

d (m)

1110 1386 276 4276 114 40 186 320 1

0 273 273 4369 334 55 186 320 1

273 638 365 9599 207 55 160 320 1 638 994 356 16502 730 70 160 320 1 994 1187 193 17300 469 90 100 200 1

1187 1317 130 15598 325 109 63 160 1

1317 1333 16 566 18 133 100 160 1

Tabelul IV.3. Valorile de doză înregistrate de dozimetrele termoluminescente şi de dozimetrul electronic individual - aparatul Toshiba

TOSHIBA

EPD MK2 TLD abatere standard Parametrii expunere

initial final Doza (µSv)

Media µGy U

(kV) mAs t (s)

d (m)

1499 1644 145 1038 53 40 160 320 1,5

1644 1929 285 3109 116 55 160 320 1,5

1929 2155 226 4498 153 90 80 200 1,5

2155 2365 210 3177 35 70 100 200 1,5

2365 2612 247 3534 161 130 26 212 1,5

Din rezultatele obţinute s-a constatat că dozimetrul electronic individual raportează valori cu până la două ordine de mărime mai mici faţă de dozimetrele termoluminescente, indiferent de parametrii de expunere ai aparatului. Acest lucru confirmă datele din literatura de specialitate conform cărora, în câmp pulsatoriu de radiaţii, dozimetrele electronice nu răspund în mod corespunzător [78, 79, 80].

IV.3.2.2. Comparaţie între dozimetrul termoluminescent şi dispozitivul de măsurare a produsului doză-arie (DAP-metru)

Page 48: Rezumat Teza A5

48

Conform legislaţiei în vigoare, pentru anumite tipuri de investigaţii medicale, este obligatorie raportarea dozei primite de pacient. Dozele primite în cursul procedurilor radiologice sunt evaluate cu ajutorul unor dispozitive de măsurare a produsului doză-arie (DAP-metre) care sunt montate foarte aproape de tubul roentgen al echipamentului de radiologie, pe colimator. DAP-metrul conţine o cameră de ionizare rectangulară, de dimensiuni mai mari decât colimatorul sursei de radiaţii (rolul colimatorului fiind acela de a selecta din fasciculul de radiaţie doar fotonii dintr-un anumit unghi solid), iar indicaţia furnizată de DAP-metru este exprimată în Gy∙cm2.

S-au efectuat iradieri la aparatul Philips TELEDIAGNOST, pentru parametri de iradiere folosiţi uzual în procedurile radiologice pediatrice şi s-a comparat răspunsul dozimetrelor termoluminescente cu indicaţia DAP-metrului. Iradierile au fost efectuate atât pe phantom cât şi în aer, folosind aparatele radiologice din cadrul spitalului. Au fost efectuate trei seturi de determinări, la tensiunile: 40kV, 70kV şi 125kV. Pentru fiecare valoare a tensiunii anodice am variat intensitatea curentului, pentru patru valori ale parametrului mAs: 0,5, 5, 50, 100. Rezultatele sunt prezentate în tabelele IV.4 şi IV.5.

Tabelul IV.4. Valorile de doză raportate de dozimetrele termoluminescente şi DAP-metru, pentru Philips TELEDIAGNOST: Iradiere pe phntom

Parametri de expunere TLD DAP-metru

U(kV) mAs d(m) cod Valori (µGy)

Indicaţie (µGy /m2)

Suprafaţa (m2)

Doza (µGy)

40 0,5 1 70715 76,00 0,00 0,04 0,00

40 5 1 70823 93,00 1,10 0,04 27,50

40 50 1 90870 420,00 11,60 0,04 290,00

40 100 1 90385 764,00 23,30 0,04 582,50

70 0,5 1 70144 60,00 0,50 0,04 12,50

70 5 1 90399 224,00 5,20 0,04 130,00

70 50 1 70177 1708,00 55,50 0,04 1387,50

70 100 1 70202 3626,00 111,30 0,04 2782,50

125 0,5 1 90753 131,00 1,60 0,04 40,00

125 5 1 70824 615,00 15,50 0,04 387,50

125 50 1 70800 5249,00 148,40 0,04 3710,00

125 100 1 90739 10084,00 303,10 0,04 7577,50

Tabelul IV.5. Valorile de doză raportate de dozimetrele termoluminescente şi DAP-metru, pentru Philips TELEDIAGNOST: Iradiere în aer

Page 49: Rezumat Teza A5

49

Parametri de expunere

TLD DAPmetru

U(kV) mAs d(m) cod Valori

(µGy) Indicaţie

(µGy /m2) Suprafata

(m2) Doza (µGy)

40 0,5 1 70154 45,00 0 0,04 0,00

40 5 1 70719 91,00 1,1 0,04 27,50

40 50 1 70804 391,00 11,6 0,04 290,00

40 100 1 90733 695,00 23,2 0,04 580,00

70 0,5 1 90597 73,00 0,5 0,04 12,50

70 5 1 90331 183,00 5,3 0,04 132,50

70 50 1 70122 1342,00 55,5 0,04 1387,50

70 100 1 90428 2822,00 111,2 0,04 2780,00

125 0,5 1 90936 177,00 1,7 0,04 42,50

125 5 1 70789 462,00 14,2 0,04 355,00

125 50 1 90660 4063,00 152,1 0,04 3802,50

125 100 1 70867 8021,00 306,6 0,04 7665,00

Se observă că pentru aceiaşi parametri de expunere, dozele înregistrate de dozimetrele termoluminescente în condiţiile iradierii pe fantomă au valori mai mari decât valorile înregistrate la iradierea în aer. Aceasta deoarece la iradierea pe phantom, dozimetrele termoluminescente cumulează şi contribuţia radiaţiei retroîmprăştiate. Rezultatele sunt prezentate în figurile IV.11, IV.12, IV.13.

Fig. IV.11. Doza la pacient în funcţie de intensitatea curentului, tensiune 125 kV

0

5000

10000

15000

0 20 40 60 80 100 120

Doza

(uG

y)

mAs

PHILIPS TELEDIAGNOST - 125 kV TLD -phantom

TLD - aer

DAP meter -phantom

Page 50: Rezumat Teza A5

50

Fig. IV.12. Doza la pacient în funcţie de intensitatea curentului, tensiune 70 kV

Fig. IV.13. Doza la pacient în funcţie de intensitatea curentului, tensiune 40 kV

Indicaţia DAP-metrelor este foarte apropiată de cea oferită de dozimetrele termoluminescente la iradierea în aer, dar la iradierea pe phantom, indicaţia DAP-metrelor nu conţine şi contribuţia datorată retroîmprăştierii.

IV.3.2.3. Comparaţie între dozimetrul termoluminescent şi camera de ionizare

Pentru diverşi parametri de expunere s-au efectuat iradieri la mai multe aparate, atât pe fantom cu apă cât şi în aer, fiind expuse în aceleaşi condiţii dozimetre termoluminescente şi o cameră de ionizare, model 370 - X Ray Dosemeter. Modul de amplasare a dozimetrelor este prezentat în figura IV.14.

0

500

1000

1500

2000

2500

3000

3500

4000

0 20 40 60 80 100 120

Doza

(uG

y)

mAs

PHILIPS TELEDIAGNOST - 70 kV

TLD-phantom

TLD - aer

DAP meter - phantom

DAP meter -aer

0

200

400

600

800

1000

0 20 40 60 80 100 120

Doza

(uG

y)

mAs

PHILIPS TELEDIAGNOST - 40 kV

TLD -phantom

TLD - aer

DAP meter -phantom

DAP meter -aer

Page 51: Rezumat Teza A5

51

Fig. IV.14. Iradierea în paralel a dozimetrelor TL şi a camerei de ionizare Au fost iradiate 98 dozimetre termoluminescente iar răspunsul lor a fost

analizat comparativ cu răspunsul camerei de ionizare, pentru aceleaşi condiţii de iradiere. Rezultatele obţinute sunt prezentate în figurile IV.15, IV.16 şi IV.17.

Fig. IV.15. Rezultate pentru aparat Philips Telediagnost

Fig. IV.16. Rezultatele obţinute la iradierea în paralel a dozimetrelor TL şi a camerei de ionizare. Aparat Polymobil 2

0

2000

4000

6000

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000

TLD,

uG

y

Ionization Chamber , uGy

PHILIPS TELEDIAGNOST

0500

10001500200025003000

0 500 1000 1500 2000 2500 3000

TLD,

uG

y

IC, uGy

POLYMOBIL 2

Page 52: Rezumat Teza A5

52

Fig. IV.17. Rezultatele obţinute la iradierea în paralel a dozimetrelor TL şi a camerei de ionizare. Aparat Practix 100 Plus

Analizând rezultatele prezentate figurile IV.15, IV.16, şi IV.17 se observă că răspunsul dozimetrului termoluminescent este foarte apropiat de răspunsul camerei de ionizare şi nu diferă foarte mult de la un aparat de radiodiagnostic la altul. Dimensiunilor reduse ale detectorilor termoluminescenţi comparativ cu dozimetrul cu cameră de ionizare reprezintă un avantaj major în evaluarea dozelor primite de pacienţi , deoarece nu afectează imaginea radiografică. De asemenea, costul redus al acestora în comparaţie cu dozimetrul cu cameră de ionizare reprezintă un alt avantaj important.

IV.4. Compararea dozelor cu nivelele de referinţă în radiodiagnostic Nivelele de referinţă se stabilesc pentru fiecare tip de procedură, pentru

grupuri de pacienţi cu dimensiuni standard, nu pentru expuneri individuale. Dacă nivelele de referinţă în radiodiagnostic sunt depăşite, procedurile de lucru şi/sau echipamentele radiologice trebuie revizuite/verificate. Studiile privind dozele de radiaţii primite de copii în timpul tratamentelor radiologice conduc la optimizarea procedurilor şi reducerea dozelor în radiografie datorită: Cunoaşterii nivelelor de doză primite de copii datorate expunerii medicale Utilizarea unor parametri tehnici specifici, cum ar fi mAs – ale căror valori

trebuie să fie mai mici decât în cazul adulţilor Îmbunătăţirea calităţii imaginii prin alegerea unor timpi mici de expunere.

Din cele patru sisteme de detecţie utilizate, dozimetrul electronic individual EPD MK2 a fost exclus încă de la primele determinări, deoarece valorile indicate erau aceleaşi, indiferent de parametri de expunere ai aparatului. Acest

0

1000

2000

3000

4000

5000

6000

7000

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000

TLD,

uG

y

IC, uGy

PRACTIX 100 PLUS

Page 53: Rezumat Teza A5

53

lucru confirmă concluziile din literatura de specialitate, conform cărora, dozimetrul electronic individual nu poate fi folosit în câmp pulsatoriu de radiaţii [78, 79, 80].

Doza furnizată de DAP-metru nu conţine şi contribuţia datorată radiaţiei retroîmprăştiate, dozele raportate fiind cu până la 38% mai mici decât cele obţinute cu dozimetrele termoluminescente. La iradierea în aer, indicaţiile furnizate de dozimetrele termoluminescente şi de DAP-metru au fost similare.

Rezultatele furnizate de dozimetrele termoluminescente şi de dozimetrul cu cameră de ionizare au fost foarte apropiate.

Studiile efectuate au evidenţiat avantajele folosirii detectorilor termoluminescenţi pentru evaluarea dozelor în expunerea medicală. Dimensiunile reduse ale acestor dozimetre, uşurinţa manipulării şi acurateţea rezultatelor raportate recomandă dozimetrele termoluminescente ca fiind prima alegere pentru determinarea dozelor înregistrate de pacienţi în timpul tratamentelor radiologice.

Page 54: Rezumat Teza A5

54

1. M. Oncescu, I. Panaitescu, “Dozimetria şi ecranarea radiaţiilor Roentgen şi gamma”, Editura Academiei Romane, Bucureşti, 1992

BIBLIOGRAFIE

2. D. Şerban, “Dozimetrie şi radioprotecţie”, Oficiul de documentare I.C.E.F.I.Z., Bucureşti, 1987

3. International Atomic Energy Agency, „Calibration of Radiation Protection Monitoring Instruments”, Safety Report Series No. 16, IAEA, Vienna, 2000

4. International Atomic Energy Agency, „Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation Sources”, Safety Series No. 15, IAEA, Vienna, 1996

5. ISO, „X and Gamma Reference Radiation for Calibrating Dosemeters and Doserate Meters and for Determining Their Response as a Function of Photon Energy”, ISO 4037/Part 1: Radiation Characteristic and Production Methods, ISO, Geneva, 1996

6. International Atomic Energy Agency, „Assessment of Occupational Exposure Due to External Sources of Radiation”, Safety Guide No. RS – G – 1.3., IAEA, Vienna, 1999

7. ICRP Publication 60, “1990 Recommendation of the International Commission on Radiological Protection”, Annals of ICRP 21, 1-3, 1991

8. ICRP Publication 103, “2007 Recommendation of the International Commission on Radiological Protection”, Annals of ICRP 37, 2-4, 2007

9. National Research Council, Committee on the Biological Effects of Ionizing Radiation, “Health Effects of Exposure of Low Levels of Ionizing Radiations (BEIR V)”, National Academy, Press, Washington DC, 1990

10. D. J. Brenner, R. Doll, D. T. Goodhead, E. J. Hall, C.E. Land, J.B. Little, J. H. Lubin, “Cancer risks attributable to low doses of ionizing radiation: Assessing what we really know”, PNAS, November 25, 2003, 0 (24), 13761-13766

11. “Understanding Health Studies”, The Hanford Health Information Network Publication, 2000

12. O. Duliu, „Aplicaţiile radiaţiilor nucleare”, Editura Universităţii din Bucureşti, Bucureşti, 1993

13. V.I. Ivanov, „Curs de dozimetrie”, Editura Planeta, Bucureşti, 1999 14. S. Mc Keever, “Thermoluminescence in LiF: analysis of the glow-curve”, 10,

p. 19 15. R. Kink, H. J. Kos, “Lithium fluoride dosimetry. The Z center model - a new

concept for the description of the process in dosimetric LiF (Mg, Ti)”, 10, p. 15

Page 55: Rezumat Teza A5

55

16. P.J. Gilvin, S.T. Baker, T.J. Daniels, J.S. Eakins, D.R. McClure, D.T. Bartlett, C. Boucher, „Type testing of a new TLD for the UK Health Protection Agency, Radiat. Prot. Dosim., 128(1), 36-42, 2007

17. C. Hranitzky, H. Stadtmann, P. Olko, „Determination of LiF:Mg, Ti and LiF:Mg,Cu,P TL efficiency for X—rays and the application to Monte Carlo simulations for dosemeter response, Radiat. Prot. Dosim., 119 (1-4), 483-486, 2006

18. P. Olko, „Microdosimetric interpretation of Thermoluminescence Efficiency of LiF:Mg,Cu,P Detectors for Weakly and Densely Ionizing Radiation”, Radiat. Prot. Dosim., 65, 1-15, 1996

19. J.S. Eakins, D.T. Bartlett, L.G. Hager, R.J. Tanner, „Monte Carlo modelling of a new TLD device containing 7LiF:Mg,Cu,P detectors”, Radiat. Meas., 43, (2), 631-635, 2007

20. M. Cheresteş, S. Popescu, C. Cheresteş, „Dozele medii înregistrate în anul 2007 de personalul expus profesional la radiaţii ionizante” Sesiunea ştiinţifică a S.R.Rp., Galaţi, 2008

21. M.V. Paraschiva, M. Cheresteş, C. Cheresteş, “Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la radiaţii ionizante din laboratorul de radiologie”, A Doua Conferinţă Naţională a Fizicienilor Medicali din România, Iaşi, 17 sept. 2011

22. M.V. Paraschiva, M. Cheresteş, C. Cheresteş, “Dozele medii înregistrate în 2009 de personalul expus profesional monitorizat de laboratorul de dozimetrie individuală DOZIMED”, Conferinţa Naţională a Societăţii Române de Radioprotecţie, Bucureşti, 8 oct. 2010

23. M.V. Paraschiva, M. Cheresteş, C. Cheresteş, “Participarea la exerciţiile de intercomparare: o obligaţie sau o necesitate?”, Conferinţa Naţională a Societăţii Române de Radioprotecţie, Bucureşti, 18 oct. 2011

24. M. Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C. Bârcă „Influence quantities of optical density for Agfa personal monitoring film used in personal dosimetry”, Optoelectronics and Advanced Materials – Rapid Communications Vol. 4, No.6, June 2010, p. 867-870

25. M.Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C. Bârcă, „Evaluarea preciziei determinărilor de doză cu ajutorul dozimetrului fotografic”, Sesiunea Ştiinţifică a Facultăţii de Fizică, Iunie, 2009

26. C. Cheresteş, M. Cheresteş, O.G. Duliu, N. Ghiordanescu, Aplicaţii dozimetrice în cadrul Centrului de Cercetare în Protecţie Radiologică – Universitatea din Bucureşti, Conferinţa Naţională de Fizică (CNF) 2008, 10 – 13 septembrie 2008, Bucureşti

Page 56: Rezumat Teza A5

56

27. M. Cheresteş, C. Cheresteş, M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C.A.Toma, A. Leordeanu, „New personal dosimetry services in Romania for mixed fields gamma-neutrons using 6LiF:Mg, Ti-7LiF:Mg, Ti pairs detector”, Optoelectronics and Advanced Materials – Rapid Communications, Vol. 4, No. 11, November 2010, p. 1823-1825

28. C. Cheresteş, „Calibration of Personal Albedo Neutron Dosemeter in mixed gamma-neutrons fields”, Optoelectronics and Advanced Materials – Rapid Communications, Vol. 5, No. 7, July 2011, p. 802 - 805

29. C. Cheresteş, M. Cheresteş, L.M. Constantinescu, M.V. Paraschiva, „Estimation of Ambient Dose Equivalent from Environmental Radiation Using a 7LiF:Mg,Cu,P Thermoluminescence Dosemeter”, Optoelectronics and Advanced Materials – Rapid Communications, trimis spre publicare, septembrie 2011

30. B. S. Olteanu, M.V. Paraschiva, M. Cherestes, C. Cheresteş, “Patient Doses in Radiography - A Strategy for Evaluation and Recording”, The IXth Balkan Congress of Radiology, 7 – 9 oct. 2011, Cluj Napoca, Romania

31. DIN 6802-4, Dozimetria de neutroni, Partea 4: Procedura de măsurare pentru dozimetria personală cu dozimetre de albedo

32. K. R. Saroja, A.J. Lennox, J. M. Sixta, “Pleomorphic Adenoma and Fast Neutrons: Fermilab Experience”, IL, Northern Illinois University, DeKalb, IL, Fermi National Accelerator Lab, Batavia

33. Publication No. ALGM-W-C-0801-001, Harshaw Dosimetry System, TLD Reader, WinREMS, and Dose Computation Algorithm, System Calibration Procedure, 2001

34. ISO 8529-1:2001, Reference neutron radiations - Part 1: Characteristics and methods of production, 2001

35. European Commission – Radiation Protection 160 - "Technical recommendations for monitoring individuals occupationally exposed to external radiation", EC Report EUR-14852

36. CEI/IEC 61066:2006, Thermoluminescence dosimetry systems for personal and environmental monitoring, 2006

37. Waters, M.A., T.F. Bloom, B. Grajewski “Cosmic radiation Exposure assessment of Commercial flight crew, p. 406-409 in Occupational Radiation Protection: Protecting Winkers Against Exposure to Ionizing Radiation. Contributed Papers to an international Conference, Geneva, 26-30 August 2002, IAEA, Vienna, 2003

38. W. Rühm, V. Mares, G. Simmer, E. Weitzenegger, “Continuous Measurements of Cosmic Radiation at Low Atmospheric Shielding (Altitude

Page 57: Rezumat Teza A5

57

2.650 m)”, EURADOS Annual Meeting 2009, Workshop on Cosmic Radiation and Aircrew exposure, Braunschweig, Germany, January 2009

39. W. Heinrich, S. Roesler, H. Schrarbe, “Physics of cosmic radiation fields”, Radiation Prot. Dosim. 86(4), 253-258; 1999.

40. United Nations Scientific Committee on Effects of Atomic Radiation, „Sources and Effects of Ionizing Radiation – Exposure of the public and workers from various sources of radiation”, UNSCEAR 2008, Report to the General Assembly with Scientific Annexes, New York, 2010

41. European Commission “Recommendations for the implementation of Title VII of the European Basis Safety Standards Directive (BSS) concerning significant increase in exposure due to natural radiation sources”, Rad. Prot. 88, European Communities, Luxemburg 1997

42. I.M. Fisenne “Uranium in the biosphere: What are the “natural” concentrations?” p. 472-473 in: Transactions of the American Nuclear Society, 2002 Winter Meeting, 2002.

43. I.M. Fisenne “Long lived radionuclides in the environment, in food and human beings, p. 187-255 in: Fifth International Symposium of the Natural Radiation Environment, Report EUR 14411 EN, 1993

44. R. Gellesmann, J. Wiegand, L. Funko “Mineral waters with anomalous radium concentration from the Northern Harz Mountain Region, p. 83-86 in: High Levels of Natural Radiation and Radon Areas: Radiation Dose and Health Effects”, Bundesamt für Strahlenschutz, Salzqitter, 2002.

45. Warner J., S.M., K.B. Shaw, J.S. Hughes “Survey into the radiological impact of the normal transport of radioactive material by air NRPB-W39, 2003.

46. IAEA, Radiation protection programs for the transport of radioactive materials, Safety Guide IAEA Safety Standard Series No TS-G-13, Vienna 2007.

47. IAEA, Lessons learned from the decommissioning of nuclear facilities and the safe termination of nuclear activities, Proceedings of an international conference, Athens 2006 STR/PUB/1299, Vienna, 2007

48. IAEA, Planning and preparing for emergency response to transport accidents involving radioactive material, SSS No TS-G 1.2 Vienna 2002

49. United Nations Scientific Committee on Effects of Atomic Radiation, „Sources and Effects of Ionizing Radiation”, UNSCEAR 1998

50. R. A. Vasilache, „Metode de detecţie a radiaţiilor nucleare. Detectori cu corp solid pentru doze mici”, Teză de doctorat, Bucureşti, 2001

Page 58: Rezumat Teza A5

58

51. M. Toader, R. A.Vasilache, “Estimate of the internal doses due to 137Cs and 90Sr in the population of Bucharest, in the first five years after the Chernobyl accident”, Rom. J. Biophys., 5, 135, 1995

52. M. Toader, R. A.Vasilache, “Calculation of doses due to 137Cs and 90Sr dietary intake, after the Chernobyl accident”, raport final, contract EU F13 PCT-920060/FM 8016, “Doses due to the ingestion and inhalation of radionuclides”, 1995

53. M. Toader, R. A.Vasilache, “Cancer risk due to 137Cs and 90Sr intake, after the Chernobyl accident”, Proceedings of the International Conference “One Decade After Chernobyl”, Vienna, 8-12 April 1996, IAEA-TECDOC-964, vol. 1, p.104

54. M. Toader, R. A.Vasilache, “The evolution of 137Cs and 90Sr content of main foodstuff, in Bucharest area, after the Chernobyl accident”, Proceedings of the International Conference “One Decade After Chernobyl”, Vienna, 8-12 April 1996, IAEA-TECDOC-964, vol. 2, pg. 2-41

55. IAEA, Radiological Monitoring and Consequences of Fukushima Nuclear Accident, 2 June 2011

56. Iacob O., Botezatu E., Population exposure to natural radiation sources in Romania, Papers 6a33 in Proceeding of the 11th IRPA International Congress, Madrid, 23-28 May 2004

57. Mária Ranogajec-Komor, “Thermoluminescence Dosimetry - Application in Environmental Monitoring”, Radiation Safety Management Vol.2, No.1 (2-16), 2002

58. A.J.J. Bos, “High sensitivity thermoluminescence dosimetry”, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 184, 3-28, 2001

59. Publication No. ALGM-W55E-U-0805-001, „WinAlgorithms: Dose Calculation Algorithm for Type 8855/8858 MCP Environmental Dosimeter”, Thermo Scientific User’s Manual, 2005

60. ISO 14146 International Organization for Standardization Radiation Protection – Criteria and performance limits for the periodic evaluation of processors of personal dosemeters for X and gamma radiation, Geneva, 2000

61. Agenţia Naţională pentru protecţia Mediului, Reţeaua Naţională de Supraveghere a Radioactivităţii Mediului, Raport privind starea mediului în România, Cap. IV – Radioactivitate, 2007

62. Stefan Neumaier, PTB, Germany - EURADOS WG3 „Environmental Radiation Monitoring”, Mai 2011

63. Constantin Milu,”Expunerea medicală la radiaţii ionizante”, Raport sintetic 2007

Page 59: Rezumat Teza A5

59

64. Directiva Nr. 97/43/EURATOM 65. Norme privind radioprotecţia persoanelor în cazul expunerilor medicale la

radiaţii ionizante, Monitorul Oficial al României, Nr. 446 bis, iunie 2002 66. International Atomic Energy Agency, „Radiological Protection for Medical

Exposure to Ionizing Radiation”, Safety Guide No. RS – G – 1.5., IAEA, Vienna, 2002

67. C. Cheresteş, M. Cherestes, C. E. Secu, M. Secu, M. V. Paraschiva, C. Barca „Thermoluminiscence of tooth enamel for retrospective dosimetry assessment”, European Conference on Individual Monitoring of Ionizing Radiation, March 2010, Athens, Greece

68. E.C. Secu, M.Cheresteş, M. Secu, C. Cheresteş, V. Paraschiva, C. Barca “Retrospective dosimetry assesment using termoluminiscence of tooth enamael”, Elsevier Editorial System(tm) for Radiation Measurements, article in press, 2011, 10.1016/j.radmeas.2011.07.014

69. C.E. Secu, M. Cheresteş, M. Secu, C. Cheresteş, V. Paraschiva, C. Barca, I. Simina, “Dozimetrie retrospectivă folosind peak-ul de termoluminescenţă de la 380C al smalţului dentar”, Conferinţa Naţională a Societăţii Române de Radioprotecţie, Bucureşti, 8 oct. 2010

70. United Nations Scientific Committee on Effects of Atomic Radiation, „Sources and Effects of Ionizing Radiation – Medical Radiation Exposures”, UNSCEAR 2008, Report to the General Assembly with Scientific Annexes, New York, 2010

71. P. Bergeon, R. Cartier, D. Roy, „Radiation doses to pacients in neuro-interventional procedures”, Am. J. Neuroradiol., 15(10), 1809-1812, 1994

72. D.A. Broadhead, C.L. Chapple, K. Faulkner, „The impact of cardiology on the collective effective dose in the North of England”, Br. J. Rad., 70(833), 492-497, 1997

73. Burch, D.A. Goodman, „A pilot survey of radiation doses received in the United Kingdom Breast Screening Programme”, Br. J. Radiol., 71(845), 517-527, 1998

74. M.T. Hays, E.E. Watson, S.R. Thomas, MIRD Dose Estimation Report No. 19, „Radiation absorbed dose from 18F-FDG, J. Nucl. Med., 43(2), 210-214, 2002

75. European Commission, „European Guidelines on Quality Criteria for Computed Tomography”, EUR 16262, 1999

76. T. Dill, A. Deetjen, O. Ekinci, „Radiation dose exposures in multislice computed tomography of the coronaries in comparison with conventional coronary angiography”, Int. J. Cardiol., 124(3), 307-311, 2008

Page 60: Rezumat Teza A5

60

77. IAEA, “Radiological Protection for Medical Exposure to Ionizing Radiation”, Safety Guide No RS-G-1.5 Vienna 2002

78. P. Ambrosi, M. Borowski, M. Iwatschenko, „Considerations concerning the use of counting active personal dosemeters in pulsed Fields of ionizing radiation”, Radiat. Prot. Dosimetry (2010), 139 (4), 483-493

79. U. Ankerhold, O. Hope, P. Ambrosi, „Deficiences of active electronic radiation protection dosemeters in pulsed fields”, Radiat. Prot. Dosimetry (2009), 135 (3), 149-153

80. M. Ginjaume, „Performance and approval procedures for active personal dosemeters”, Radiat. Prot. Dosimetry, (2011), 144 (1-4), 144-149

81. Dan Fulea „Tehnici de control de calitate şi dozimetria radiaţiilor X”, Teză de doctorat, Universitatea Babeş-Bolyai, Facultatea de Fizică, Cluj Napoca, 2010

82. T. Berger, M. Hajek, M. Fugger, N. Vana, „Efficiency-corrected dose verification with thermoluminescence dosemeters in heavy-ion beams”, Radiat. Prot. Dosimetry, (2006), 120 (1-4), 361-364

83. Delgado, J.L. Muniz, J.M. Gomez Ros, A.M. Romero, R. Rodriguez, „On the use of LiF TLD-600 in neutron-gamma mixed fields”, Radiat. Prot. Dosimetry, (2007), 125 (1-4), 327-330

84. T. Haninger, G. Fehrenbacher, „Neutron dosimetry with TL albedo dosemeters at high energy accelerators”, Radiat. Prot. Dosimetry, (2007), 1 of 3

85. E. Piesch, B. Burgkhardt, „A universal beta/gamma/neutron albedo dosemeter for personnel monitoring”, Radiat. Prot. Dosimetry, (1983), 6 (1-4), 281-283

86. E. Piesch, B. Burgkhardt, „Albedo neutron dosimetry”, Radiat. Prot. Dosimetry, (1985), 10 (1-4), 175-188

87. E. Piesch, „Calibration techniques for personnel dosemeters in stray neutron fields”, Radiat. Prot. Dosimetry, (1985), 10 (1-4), 159-173

88. B. Burgkhardt, E. Piesch, „Field calibration technique for albedo neutron dosemeters”, Radiat. Prot. Dosimetry, (1988), 23 (1-4), 121-126