Contribuții privind utilizarea [600787]

UNIVERSITATEA DIN BUCUREȘTI
FACULTATEA DE FIZICĂ

Contribuții privind utilizarea
sistemelor dozimetrice termoluminescent e
în câmpuri mixte de radiații nucleare
– Teză de doctorat –

Fiz. Codruț CHERESTEȘ

Conducător Științific
Prof. Dr. Livia Maria CONSTANTINESCU

2011

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

I. CONCEPTE FUNDAMENTALE ÎN DOZIMETRIA RADIAȚIILOR NUCLEARE
……………………………………………………………………………………………………………………………… 7
I.1. Interacția radiațiilor nucleare cu materia ……………………………………………………….. 7
I.1.1. Tipuri și surse de radiații. Caracterizarea câmpului de radiați i ……………………….. 7
I.1.2. Dozimetria radiațiilor X și gamma ……………………………………………………………. 10
I.1.2.1. Interacția radiațiilor X și gamma cu materia ………………………………… 11
I.1.2.2. Mărimi dozimetrice ………………………………………………………………….. 12
I.1.3. Dozimetria neutronilor ……………………………………………………………………………. 14
I.1.3.1. Interacția neutronilor cu materia ………………………………………………… 15
I.1.3.2. Formarea dozei de neutroni ……………………………………………………….. 16
I.2. Dozimetria bazată pe termoluminescență ……………………………………………………… 18
I.2.1. Bazele teoretice ale fenomenului de termoluminescență ……………………………… 18
I.2.1.1. Defecte de rețea. Centr e F și centre H …………………………………………. 18
I.2.1.2. Emisia de termoluminescență . Cinetica fenomenului de
termoluminescență ………………………………………………………………………….. 19
I.2.2. Caracteristici le dozimetrice ale materialelor termoluminescente utilizate în
diverse aplicații dozimetrice ……………………………………………………………………. 21
I.2.3. Domenii de aplica re a dozimetriei prin termoluminescență ………………………….. 22
I.2.3.1. Utilizarea dozimetriei termoluminescente pentru monitorizarea
personalului expus profesional la radiații …………………………………………… 22
I.2.3.2. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în monitorizarea mediului .22
I.2.3.3. Utilizarea do zimetriei termoluminescente în medicină ………………….. 23

II. DETECTORI TERMOLUMINESCENȚI FOLOSIȚI ÎN CÂMPURI MIXTE
GAMMA – NEUTRONI …………………………………………………………………………………….. 25
II.1. Componentele dozei de neu troni 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 influență ale răspunsului dozimetrului de albedo ……………………. 27
II.3. Aplicații ale surselor de neutroni în industrie și 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. Aplicații în domeniul medical ………………………………………………………………… 29
II.4. Detectori termoluminescenți de albedo folosiți 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 a l sistemului dozimetric de albedo …… 32
II.5.2. Algoritmul de calcul folosit pentru evaluarea dozelor de neutroni ………………. 34
II.5.3. Verificarea al goritmului de calcul pentru evaluarea dozelor ………………………. 37
II.5.3.1. Determinarea răspunsului dozimetrului de albedo la iradierea în condiții
de laborator standard primar, la o sursă de 252Cf …………………………………. 38
II.5.3.2. Determinarea răspunsului dozimetrului de albedo la iradierea în condiții
de laborator standard primar, la o s ursă de 241Am-Be ………………………….. 41
II.5.3.3. Corecții aplicate rezultatelor furnizate de algoritmul de calcul ……….. 43

III. DETECTORI TERMOLUMINESCENȚI FOLOSIȚI PENTRU DOZIMETRIA DE
MEDIU ………………………………………………………………………………………………………………. 46
III.1. Surse naturale de radiații ……………………………………………………………………. 46
III.1.1. Radiația cosmică ………………………………………………………………………………….. 46
III.1.1.1. Radiațiile cosmice galactice ………………………………………………………. 46
III.1.1.2. Radiațiile cosmice solare …………………………………………………………… 48
III.1.1.3. Radiațiile din centurile Van Allen …………………….. ……………………….. 48
III.1.2. Radioactivitatea de origine terestră …………………………………………………………. 48
III.1.2.1. Expunerea extern ă la radiații ……………………………………………………… 48
III.1.2.2. Expunerea internă …………………………………………………………………….. 49
III.1.3. Expunerea la materiale natural radioactive ca urmare a activităților industriale
………………………………………………………………………………………………………………. 51
III.2. Surse artificiale …………………………………………………………………………………… 51
III.2.1. Utilizarea surselor de radiații în scopuri pașnice ……………………………………… 51
III.2.1.1. Producerea energiei electrice ……………………………………………………… 51
III.2.1.2. Transport ul de materiale nucleare și radioactive …………………………… 53
III.2.1.3. Alte aplicații ……………………………………………………………………………. 54
III.2.2. Aplicații militare …………………………………………………………………………………. 55
III.2.3. Expunerea la radiații ca urmare a unor accidente nucleare …………………………. 56
III.3. Expunerea populației din România la surse naturale de radiații …………… 60

III.4. Proprietățil e detectorilor termoluminescenți 7LiF:M g,Cu,P …………………. 61
III.4.1. Mărimi dozimetrice și mărimi operaționale folosite în dozimetria de mediu … 62
III.4.2. Evaluarea dozelor folosind detectori termoluminescenți 7LiF:Mg,Cu,P ………. 63
III.4.2.1. Stabilirea răspunsului relativ la fotoni a l sistemului termoluminescent
de mediu …………………………………………………………………………………………. 64
III.4.2.2. Algoritmul de calcul folosit pentru evaluarea dozei ambie ntale ……… 64
III.4.3. Studiul dependenței răspunsului dozimetrului de energia medie de iradiere …. 65
III.4.4. Determinarea dozelor ambientale folosind detectori L iF:Mg,Cu,P în incinta unor
obiective nucleare ……………………………………………………………………………………. 71

IV. DETECTORI TERMOLUMINESCENȚI FOLOSIȚI PENTRU EVALUAREA
DOZELOR ÎN EXPUNEREA MEDICALĂ ………………………………………………………… 75
IV.1. Radiațiile în medicină: sursa majoră a expunerii umane la radiațiile
ionizante artificiale ………………………………………………………………………………………. 75
IV.2. Dozele implicate în procedurile radiologice: nivele de referință și tendințe
de evoluție ……………………………………………………………………………………………………. 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 referință ………………………………………………………………………………… 82
IV.3.2. Sisteme de detecție utilizate în studiu ……………………………………………………… 82
IV.3.2.1. Comparație între dozimetrul termoluminescent și dozimetrul electronic
……………………………………………………………………………………………………… 83
IV.3.2.2. Comparație între dozimetrul termoluminescent și dispozitivul de
măsurare a produsului doză -arie ( DAP -metru ) ……………………………………. 87
IV.3.2.3. Comparație între dozimetrul t ermoluminescent și camera de ionizare 90
IV.4. Compararea dozelor cu nivelele de referință ……………………………………….. 93

CONCLUZII …………………………………………………………………………………………………………… 96
ANEXE ……………………………………………………………………………………………………………………. 99
BIBLIOGRAFIE ……………………………………………………………………………………………………. 105

MULȚUMIRI

Doresc să aduc mulțumirile mele
Doamnei Profesoare Livia Maria Constantinescu
pentru îndrumarea științifică de calitate, pentru răbdarea și amabilitatea
oferite cu profesionalism pe parcursul elaborării prezentei teze.

Trebuie să mulțumesc pentru ajutorul acordat de German Research Center
for Environmental Health – HELMHOLTZ ZENTRUM, ai cărui specialiști
m-au încurajat și sprijinit pe parcursul desfășurării experimentelor.

Îndrumări deosebit de utile am găsit și în grupul specialiștilor din European Dosimetry Group (EURADOS), a cărui activitate a ghidat și
orientat într-o mare măsură însăși 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
și colaboratorilor mei, cărora le aduc, pe această cale, călduroasele mele
mulțumiri.
În mod special vreau să-i mulțumesc soției mele, Margareta, pentru
sprijinul și suportul constant pe care mi le-a oferit în toți acești ani.

Codruț Cheresteș

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

1

INTRODUCERE

Lucrarea de față tratează problematica determinării dozelor de radiații în câmpuri mixte
de radiații nucleare , folosind diverse sisteme dozimetrice termoluminescen te și se bazează pe
rezultatele obținute de autor în cadrul Laboratorului de Dozimetrie din cadrul companiei
DOZIMED, laborator desemnat de Comisia Națională pentru Controlul Activităților Nucleare
ca Organism Dozimetric Acreditat. Pentru realizarea studiilo r 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 și cu Spitalul Clinic de
Urgență pentru Copii „Grigore Alexandrescu” din București.
Evaluarea dozelor ca urmare a expunerii la radiații reprezintă o preocupare constantă
atât în țară cât și în străinătate. Determinările de doză efectuate până în prezent sunt realizate
cu trei tipuri de dozimetre: dozimetrul fo tografic, dozimetrul termoluminescent și dozimetrul
electronic individual. Î n majoritatea cazurilor sunt evaluate doar doze le datorate expunerii la
radiații X și gamma .
Obiectivul principal al acestui studiu l- a constituit dezvoltarea și caracterizarea
detectorilor termoluminescenți în câmpuri mixte de radiații nucleare. Au fost studiate
caracteristicile și performanțele detectorilor termoluminescenți pe bază de LiF dopată cu
diverși activatori, în funcție de domeniile de interes abordate în această lucrar e: dozimetria de
neutroni (determinarea dozelor datorate componentei de neutroni a câmpului mixt gamma –
neutroni ), dozimetri a de mediu (determinarea dozei ambientale gamma în câmp mixt de radiații
provenite de la sursele naturale) și respectiv dozimetria pacientului (determinarea dozelor
primite de pacienți în câmpuri pulsatorii de radiații, caracteristice diverselor investigații medicale radiologice ).
Domeniile mai sus -menționate sunt domenii reglementate de legislația națională și de
standarde le internaț ionale . Metodele folosite pentru evaluarea dozelor trebuie să îndeplinească
o serie de criterii de performanță, iar incertitudinea asociată rezultatelor trebuie să se încadreze în anumite limite tolerate ale erorilor, specifice domeniului de interes. Pentr u doze le
înregistrate în aceste domenii există valori maxime stabilite legislativ sau prin standarde
internaționale .

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

2
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 își desfășoară activitatea persoanele expuse profesional
la radiații. În câmp mixt gamma -neutroni, c orpul persoanei expuse acționează ca moderator
pentru neutr onii incidenți de diverse energii. Neutronii incidenți sunt termalizați în corpul
uman și părăs esc organismul , fiind detectați de dozimetrul termoluminescent de albedo.
O primă contribuție este reprezentată de stabilirea dependențelor răspunsului
termoluminescent de doză și de spectrul energetic al neutronilor. Pentru stabilirea acest or
dependențe , au fost iradiate 40 dozimetre termoluminescente de albedo de tipul 6LiF:Mg,Ti –
7LiF:Mg,Ti la surse de 241Am-Be și 252Cf, în condiții de laborator standard primar.
Am stabilit dependența intensității 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 dependența intensității semnalului termoluminescent de doza de
neutroni în intervalul 0,10 mSv – 5 mSv. Alegerea surselor de 241Am-Be și 252Cf pentru
iradierea dozimetrelor de albedo s -a datorat faptului că aceste surse sunt cel mai frecvent
utilizate în activitățile din domeniul nuclear ce implică utilizarea surselor de neutroni. Acest
studiu a confirmat dependența accentuată a răspunsului dozimetr ului termoluminescent de
spectrul energetic al neutronilor , chiar în condițiile în care au fost efectuate iradieri la surse cu
spectr u energetic relativ apropiat (241Am-Be și 252Cf).
Dozele de neutroni sunt determinate folosind un algoritm de calcul furnizat de
producătorul echipamentelor. Algoritmul conține trei variante de lucru: 252Cf nemoderat , 252Cf
moderat și câmp necunoscut . Aceste variante care nu pot însă acoperi toate particularitățile
întâlnite în practică, referitor la activitățile desfășurate de persoanele expuse profesional în
câmpuri mixte gamma -neutroni. Pentru determinarea dozelor de neutroni primite de persoane le
expuse profesional care l ucrează cu surse de 241Am-Be, am folosit varianta „252Cf nemoderat” a
algoritmului de calcul deoarece aceasta aproximează rezonabil câmpul real de radiații al unei
surse de 241Am-Be. Valorile dozelor estimate rezultate din algoritmul de calcul sunt în mod
constant subestimate comparativ cu valorile convențional adevărate obținute în condiții de
laborator standard primar.
Contribuți ile autorului sunt reprezentate de determinarea incertitudinilor asociate
rezultatelor obținute după iradierea dozimetrelor în câmp de 241Am-Be și 252Cf, folosind
varianta „252Cf nemoderat” a algoritmului de calcul și determinarea factorului de corecție
pentru îmbunătăț irea dozelor rezultate din algoritm, pentru iradierea la sursa de 241Am-Be.
După corectarea rezultatel or obținute din algoritmul de calcul, p entru dozimetrele iradiate la

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

3
241Am-Be, erorile au fost mai mici de 19%, ceea ce reprezintă o performanță în condițiile în
care este unanim recunoscut gradul ridicat de dificultate al evaluărilor de doze în câmpuri
mixte gamma – neutroni .
Rezultatele obținute fac obiectul a două articole publicate în revista „Optoelectronics
and Advanced Materials – Rapid Communic ations ”: „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 și „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 împrăștiere mică a rezultatelor. Precizia cu care sunt determinate dozele de neutron i
poate fi îmbunătățită prin determinarea factorilor de corecție în funcție de caracteristicile
câmpului gamma -neutroni în care a avut loc iradierea.
Au fost studiate caracteristicile detectorilor termoluminescenți de mediu 7LiF:Mg,Cu,P
pentru evaluarea d ozelor datorate expunerii la surse naturale de radiații. Sursele naturale de
radiații includ radiația cosmică, radiația telurică și expunerea la materiale natural radioactive ca
urmare a activităților industriale (NORM – Naturally Occur ring Radioactive Mat erials).
Evaluarea expunerii la NORM este de interes crescut în statele Uniunii Europene , unde sunt
dezvolta te strategii pentru rezolvarea situațiilor ce conduc la expunerea populației. Deși dozele
primite de populație sunt în general mici, raportul din 2010 al Comitetului Științific al
Națiunilor Unite asupra Efectelor Radiațiilor Atomice (UNCEAR) precizează că unele grupuri
critice pot primi doze semnificative .
Pentru realizarea studii lor privind dozimetria de mediu, am utilizat detectori
termoluminescenți de 7LiF:Mg, Cu, P , deosebit de sensibili. Pentru măsurarea dozei datorată
componentei gamma a câmpului mixt de radiații, acești detectori termoluminescenți asigură o
limită de detecție care pornește de la 1µGy.
Contribuțiile auto rului sunt reprez entate de stabilirea dependenței răspunsului
dozimetric termoluminescent de energia de iradiere. Pentru stabilirea acestei dependențe au
fost iradiate un număr de 60 dozimetre termoluminescente de mediu la aceeași valoare a lui
kerm a în aer, la 16 calități diferite ale radiației fotonice. Am stabilit dependența intensității
semnalului termoluminescent de energia medie de iradiere în intervalul 8 keV – 1250 MeV și
am evaluat modul în care algoritmul de calcul furnizat de producător poate compensa aceasta dependență .

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

4
Rezultatele obținute au fost trimise spre publicar e în revista Optoelectronics and
Advanced Materials – Rapid Communications : „Estimation of Ambient Dose Equivalent from
Environmental Radiation Using a 7LiF:Mg,Cu,P Thermoluminescence Dosemeter ”.
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 Pitești. Datele
obținute au fost analizate comparativ cu datele actuale privind distribuțiile de doză externă ambientală în Romania . Rezultatele obținute au fost apropiate de valoarea fondului natural de
radiații, cu ușoare creșteri în zonele perimetrale aflate în spatele unor depozite, magazii ș i
platforme ce conțin deș euri solide radioactive , aceste zone fiind zone supravegheat e sau
controlate , cu acces monitorizat .
Am folosit detectori termoluminescenți de tip LiF:Mg,Ti pentru evaluarea dozelor
primite de pacien ți în câmpul de radiații caracteristic diferitelor investigații medicale
radiologice. Expuneril e medicale la radiații ionizante reprezintă un subiect de interes crescut în
condițiile în care ultimul raport al Comitetului Științific al Națiunilor Unite asup ra Efectelor
Radiațiilor Atomice concluzionează că sursa majoră a expunerii umane la radiațiile ionizante
artificiale este reprezentată de expunerea medicală. Deși dozele primite în procedurile de
radiodiagnostic medical sunt relativ mici, creșterea numărului de proceduri radiologice aplicate
populației face ca riscurile asociate să devină tot mai ridicate.
În prezent, pentru cunoașterea dozelor primite de pacienți în cadrul procedurilor de
radiodiagnostic se folosesc dispozitive de măsură a produsul ui doză -arie (numite DAP -metre).
Aceste dispozitive sunt montate foarte aproape de tubul roentgen a l echipamentului de
radiologie și furnizează informații despre produsul dintre doza la poarta de intrare a
organismului și suprafața de iradiere.
Studiile d in prezenta lucrare s -au concentrat pe domeniul radiologiei pediatrice,
deoarece copiii au o sensibilitate mult mai mare dec ât adul ții la ac țiunea radia țiilor ionizante.
Pentru evaluarea dozelor primite de copii în timpul investigațiilor medicale radiologice au fost
folosite patru sisteme de detecție diferite: dozimetre termoluminescente, dispozitive de măsură
a produsului doză -arie, dozimetre electronice individuale și dozimetr e cu cameră de ionizare.
Contribuțiile auto rului constau în caracterizar ea comportării diverselor sisteme de
detecție în câmpurile de radiații aferente investigațiilor radiologice efectuate în cadrul
spitalului. Au fost analizate rezultatele raportate de fiecare sistem de detecție și au fost
identificate avantajele și dezavant ajele utilizării fiecărui sistem în parte.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

5
Investigațiile efectuate au pus în evidență avantajele net superioare oferite de metod a
termoluminescen tă pentru evaluarea dozelor la pacient : aria de aplicabilitate a determinărilor
efectuate cu detectori termoluminescenți este mult mai mare, datorită dimensiunilor reduse,
doza înregistrată de detectorii termoluminescenți conține și contribuția de doză datorată
radiației retroîmprăștiate iar erorile asociate rezultatelor sunt mai mici decât în caz ul celorlalte
sisteme dozimetrice utilizate în studiu .
Dozele determinate prin metoda termoluminescentă reprezintă date de intrare în
procesul de stabilire a nivelelor de referință pe tip de practică radiologică. Cunoașterea
valorilor dozelor primite de pacienți conduce la reducerea dozelor datorate expunerilor
medicale, ca urmare a îmbunătățirii practicilor radiologice și a tehnicilor de lucru.
Rezultatele obținute au fost prezentate în cadrul Conferinței Internaționale „ The IXth
Balkan Congress of Radiol ogy”, desfășurată la Cluj Napoca în perioada 07 -09 octombrie 2011.
Lucrarea de față este structurată în patru capitol e.
Primul capitol, intitulat „Concepte fundamentale în dozimetria radiațiilor nucleare ”
este dedicat caracterizării câmpului de radiații ș i a dozimetriei radiațiilor. Sunt prezentate
tipurile de interacție cu materia pentru radiații le X, gamma și neutroni . Sunt prezentate bazele
teoretice ale fenomenului de termoluminescență și caracteristicile dozimetrice ale materialelor
termoluminescente pe bază de LiF folosite în aplicațiile de interes din această lucrare:
dozimetria de neutroni , dozimetria de mediu și dozimetria pacientului.
Capitolul II, intitulat „ Detectori termoluminescenți folosiți în câmpuri mixte gamma –
neutroni ” prezintă caract eristicile dozimetrului termoluminescent de albedo utilizat pentru
determinarea dozelor datorate componentei de neutroni a câmpului mixt gamma -neutroni . Sunt
prezentate mărimile de influență ale răspunsului dozimetrului de albedo și etapele parcurse în
procesul de evaluare a dozelor de neutroni. Acuratețea dozelor obținute folosind algoritmul de
calcul furnizat de producătorul echipamentelor este verificată prin iradierea dozimetrelor de
albedo la surse cunoscute de neutroni, în condiții de laborator standard primar . Rezultatele
obținute din algoritmul de calcul sunt îmbunătățite prin aplicarea unor factori de corecție,
determinați în funcție de caracteristicile câmpului real de radiații.
În capitolul III, intitulat „ Detectori termoluminescenți folosiți pentru dozimetria de
mediu ” au fost prezentate pe larg sursele naturale și sursele artificiale de radiații și modul în
care acestea contribuie la expunerea populației . A u fost caracterizați detectorii
termoluminescenți de mediu și modul în care variantele de lucru ale algoritmului de calcul
influențează calitatea rezultatelor. Pentru compensarea dependenței răspunsului dozimetric
termoluminescent de energia medie de iradiere au fost efectuate calibrări în condiții de

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

6
laborator standard secundar , la 16 cal ități ale radiației fotonice. Au fost efectuate determinări
de doză ambientală gamma în jurul unui obiectiv nuclear din România (Fabrica de Combustibil
Nuclear de la Pitești) și datele au fost analizate în funcție de distribuțiile de doză externă
ambiental ă în România .
Capitolul I V, intitulat „ Detectori termoluminescenți folosiți pentru evaluarea dozelor în
expunerea medicală ” prezintă studiile efectuate pentru determinarea dozelor în radiologia
pediatrică. Sunt prezentate rezultatele cercetărilor actuale privind tendințele de evoluție ale
dozelor implicate în procedurile de radiodiagnostic și ponderea de creștere a dozei colective
anuale la nivelul întregului glob. În studiile de evaluare a dozelor înregistrate în radiologia
pediatrică au fost folosite patru sisteme de detecție diferite și au fost prezentate avantajele și
dezavantajele folosirii fiecărui sistem în parte. Valorile de doză au fost analizate comparativ cu
nivelele de referință 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 neutron i, dozimetrie de mediu și dozimetria pacientului. Acuratețea
determinărilor de doză efectuate în câmp mixt gamma -neutroni va fi verificată la exercițiul de
intercomparare organizat de European Radiation Dosimetry Group (EURADOS) în anul 2012.
Studiile efectuate în domeniul radiologi ei pediatric e stau la baza derulării unui
parteneriat cu Spitalul Clinic de Urgență pentru Copii „Grigore Alexandrescu” din București în vederea dezvoltării unei strategii pentru reducerea dozelor p rimite de copii în timpul
tratamentelor radiologice și determinarea nivelelor de referință pentru tipurile de investigații
efectuate în cadrul spitalului.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
7

I. CONCEPTE FUNDAMENTALE ÎN DOZIMETRIA RADIAȚIILOR NUCLEARE

Realizările din domeniul fizicii radiațiilor și tehnicii nucleare au permis utilizarea pe
scară largă a radiațiilor ionizante în industrie, medicină, cercetare și alte domenii de activitate
practică. Totodată însă, datorită acțiuni lor nocive ale radiațiilor ionizante asupra organismului
uman s -a impus ca folosirea radiațiilor ionizante să implice respectarea unor măsuri de
protecție și securitate radiologică astfel încât riscul de expunere al omului să fie redus la
minimum posibil.

I.1. Interacția radiațiilor nucleare cu materia

I.1.1. Tipuri și surse de radiații. Caracterizarea câmpului de radiații.
Radiațiile reprezintă fenomenele fizic e prin care este transmisă energie dintr -o regiune
a spațiului în alta. Cuantele câmpului electromagnetic sunt fotonii, particule cu masa de repaus
nulă, fără sarcină electrică și care se propagă cu viteza luminii în vid. Radiațiile X și gamma
sunt radiați i electromagnetice penetrante și se află la limita superioară a spectrului de energie.
Ele au proprietatea de a produce, prin interacție cu atomii substanței străbătute (iradiate), fenomenul de ionizare. Radiațiile X cu o energie mai mică de 100 keV sunt puternic absorbite
de substanță, în timp ce radiațiile X dure (energie mai mare de 200 keV) și radiațiile gamma
pot să străbată grosimi considerabile din substanță, absorbția în cazul acestora fiind mult mai
mică.
Radiația reprezintă un fascicul de particule în mișcare, deci trebuie făcută distincția
între particule cu masa de repaus nulă și particule cu masa de repaus diferită de zero. Prima
categorie de particule cuprinde radiațiile gamma, radiațiile Roentgen (radiațiile X caracteristice
și radiațiile X de frânare) și constituie radiațiile electromagnetice (fotonice). Cea de a doua
categorie poartă numele de radiații corpusculare și cuprinde radiațiile alfa, deuteronii, protonii, neutronii, radiațiile beta etc.
Radiațiile ionizante sunt radiații electroma gnetice penetrante care produc, prin
interacțiune cu atomii substanței iradiate, fenomenul de ionizare. Radiațiile Roentgen se
clasifică în radiații de frânare și radiații caracteristice. Radiațiile de frânare provin din interacția
electronilor de energie mare cu nucleele. Spectrul de energie al radiației de frânare este un
spectru continuu, care cuprinde fotoni de toate energiile până la o limită maximă egală cu energia fotonilor inițiali, în timp ce radiațiile caracteristice au un spectru compus dintr -un

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
8
număr finit de energii, tipice configurației electronice a atomului sursă. Radiațiile gamma sunt
generate de dezexcitarea nucleelor excitate. Fiecare nuclid are un spectru de linii caracteristice.
Radiațiile alfa, fiind nuclee de heliu, au masă de repaus mare, ceea ce le permite să se
deplaseze rectiliniu. Din acest motiv, parcursul lor este mic. În funcție de energie, parcursul în
aer al radiațiilor alfa este cuprins între 2 și 10 cm.
Radiațiile beta sunt compuse din particule cu sarcină electrică pozitivă sau negativă
(electroni sau pozitroni). Din cauza spectrului energetic continuu, radiațiile beta au un parcurs
care variază în limite foarte largi, parcursul lor în aer fiind de la câțiva milimetri până la câțiva
metri și chiar zeci de metri.
Neutronii sunt particule fără sarcină electrică, cu masa de repaus egală cu cea a
protonilor (nuclee de hidrogen), mai mică de patru ori decât a particulelor alfa și de aproape
2000 ori mai mare decât a particulelor beta. Neavând sarcină electrică, au un parcurs mare. În
aer, neutronii pot parcurge distanțe de până la câteva sute de metri. La trecerea printr -un mediu,
neutronii interacționează cu nucleele atomilor și produc o ionizare specifică m ai mare datorită
nucleelor de recul create la străbaterea materialului. Neutronii sunt încetiniți în materiale ușoare (parafină, apă, apă grea) și sunt absorbiți de bor și cadmiu. Energiile cu care sunt emiși
neutronii de către sursele curent utilizate var iază între 0,1 MeV și 13 MeV. După energia lor,
aceștia se grupează în:
– neutronii termici, care au viteza relativ egală cu viteza de agitație termică a
atomilor de hidrogen la temperatura camerei (energia aprox. 0,025 eV)
– neutronii de rezonanță (energia cuprinsă între 0,44 eV și 1000 eV)
– neutronii cu energii intermediare (energia cuprinsă între 1 keV și 500 keV)
– neutronii rapizi (energia cuprinsă între 0,5 MeV și 10 MeV)
Câmpul de radiații reprezintă regiunea din vid sau substanță străbătută de radiații ș i este
caracterizat de o serie de mărimi scalare și vectoriale. O caracterizare completă a câmpului de
radiații necesită specificarea: naturii particulelor (fotoni, electroni etc.), a distribuției spațiale a
particulelor, a energiei particulelor, a direcți ei particulelor, fapt pentru care se face distincția
între mărimile bazate pe numărul de particule și mărimile bazate pe energia particulelor [1].
Mărimile bazate pe numărul de particule sunt:
• Fluxul de particule , 𝑁𝑁̇, reprezintă variația numărului de parti cule emise sau transmise în
intervalul de timp dt.
𝑁𝑁̇= 𝑑𝑑𝑁𝑁
𝑑𝑑𝑑𝑑 (I.1)

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
9
• Fluența particulelor , 𝛷𝛷, este raportul dintre numărul de particule care traversează în
orice direcție o sferă cu aria secțiunii diametrale 𝑑𝑑𝑑𝑑, fiecare particulă având traiectoria
normală la o secțiune diametrală.
Φ=𝑑𝑑𝑁𝑁
𝑑𝑑𝑑𝑑 (I.2)
Debitul fluenței , 𝜑𝜑, este definit ca:
𝜑𝜑= 𝑑𝑑2𝑁𝑁
𝑑𝑑𝑑𝑑∙𝑑𝑑𝑑𝑑 (I.3)
• Detaliind distribuția particulelor și după direcție, se definește radianța particulelor , 𝜌𝜌,
care reprezintă debitul fluenței particulelor care se propagă în elementul de unghi d𝛺𝛺 în
jurul direcției specificate de versorul Ω ��⃗:
𝜌𝜌=𝑑𝑑𝜑𝜑
𝑑𝑑Ω= 𝑑𝑑3𝑁𝑁
𝑑𝑑Ω∙𝑑𝑑𝑑𝑑∙𝑑𝑑𝑑𝑑 (I.4)
• Distribuția spectrală a radianței particulelor , 𝜌𝜌𝐸𝐸, ține seama de faptul că particulele pot
avea energii E diferite, deci radian ța particulelor este o funcție de energie :
𝜌𝜌𝐸𝐸= 𝑑𝑑𝜌𝜌(𝐸𝐸)
𝑑𝑑
𝐸𝐸 (I.5)
Mărimile bazate pe energia particulelor sunt: fluxul de energie, fluența energiei,
radianța energiei , unde energia radiantă totală E reprezintă energia celor N particule emise sau
primite. În cazul mărimilor bazate pe energia particulelor se definește și mărimea vectorială
denumită fluența vectorială a energiei , 𝐺𝐺⃗, ca fiind energia tuturor particulelor care traversează
sfera elementară de arie diametrală da în direcția specificată de versorul Ω��⃗:
𝐺𝐺⃗= 𝑑𝑑𝐸𝐸
𝑑𝑑𝑑𝑑∙Ω��⃗ (I.6)
Fluența vectorială a energiei poate fi scrisă ca:
𝐺𝐺⃗=∫ ∫ ∫ 𝐸𝐸 ∙𝜌𝜌𝐸𝐸∙Ω��⃗ 𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑Ω𝑑𝑑𝐸𝐸𝑑𝑑2
𝑑𝑑1 4𝜋𝜋∞
𝐸𝐸=0 (I.7)

Cu ajutorul fluenței vectoriale a energiei pot fi aplicate unele teoreme din teoria
generală a câmpului. Astfel produsul scalar 𝐺𝐺⃗∙𝑑𝑑𝑆𝑆⃗ în care 𝑑𝑑𝑆𝑆 ⃗ este elementul orientat al ariei da
are sensul curgerii nete de energie prin suprafața 𝑑𝑑𝑆𝑆⃗, iar ∮𝐺𝐺⃗∙𝑑𝑑𝑆𝑆⃗
𝑆𝑆 reprezintă restul net de
energie intrat (sau ieșit) din volumul V închis de suprafața S.
În absența oricăror interacții în interiorul volumului V:
∮𝐺𝐺⃗∙𝑑𝑑𝑆𝑆⃗
𝑆𝑆= 0 (I.8)
iar într -un mediu iradiat, prin aplicarea teoremei Gauss – Ostrogradski [1]:
∮𝐺𝐺⃗∙𝑑𝑑𝑆𝑆⃗
𝑆𝑆=∫𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑 𝐺𝐺⃗∙𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑𝑑 (I.9)

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
10
Modul în care au loc procesele de interacțiune a radiațiilor la trecerea lor prin substanță
variază în funcție de natura radiațiilor, de energia lor și de mediul ambiant. Efectele finale sunt
însă aceleași: ionizarea sau excitarea atomilor mediului străbătut [1, 2].
Analiza interacției radiațiilor cu substanța evidențiază că pierderile de energie și
scoaterea particulelor din fascicul au loc ca urmare a împrăștierii sau absorbției radiațiilor de
către substanța străbătută. Ambel e fenomene – absorbția și împrăștierea – depind foarte mult
de natura și energia radiațiilor. Pentru energii mari ale radiațiilor, probabilitatea de împrăștiere este mică [ 2]. Totodată, împrăștierea aproape că nu există în cazul radiațiilor alfa, fiind
caracteristică radiațiilor beta, gamma și neutronilor.

I.1.2. Dozimetria radiațiilor X și gamma
Obiectul principal de studiu al dozimetriei îl constituie metodele de determinare a
mărimilor fizice care caracterizează câmpul de radiații sau interacția radiației cu substanța,
metode strâns legate de efectul radiațiilor asupra substanței. Legătura stabilită între mărimea
fizică măsurată și efectul radiațiilor reprezintă cea mai importantă proprietate a măr imilor
dozimetrice.
Aparatele destinate măsurării mărimilor dozimetrice (numite dozimetre) sunt compuse
din detectorul de radiații și o aparatură asociată. Detectorul de radiații transformă mărimea
dozimetrică de intrare într -o mărime de ieșire, numită mărime de răspuns (sau răspunsul
dozimetrului).
În această lucrare, pentru măsurarea mărimilor de interes am folosit metoda dozimetrică
termoluminescentă. Pentru aceste determinări am utilizat dozimetre termoluminescente cu
cristale de fluorură de litiu, dopată cu diverși activatori, în funcție de specificul măsurătorilor
efectuate (doza ambientală – pentru determinări de mediu, echivalent ul de doză individual –
pentru dozimetria de personal, doza la poarta de intrare – pentru dozimetria clinică) .
Metodele dozimetrice utilizate în dozimetrie sunt, în general, metode relative – ceea ce
înseamnă că se bazează pe procesul de calibrare în raport cu o metodă absolută sau față de
calibrări efectuate față de un standard secundar (verificat la rândul său față de un standard
primar).
Pentru calibrarea sistemelor termoluminescente dozimetrice folosite , am utilizat surse
izotopice punctuale, monoenergetice (Cs -137, Am -241, Co- 60) și generatori de radiații X, în
spectru ISO -Narrow , în condițiile cerute de standardele și reglementările în vigoare [3, 4, 5, 6].

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
11
I.1.2.1. Interacția radiațiilor X și gamma cu materia
Datorită fenomenelor de interacție cu substanța, un fascicul de radiații X și/sau gamma
se atenuează din ce în ce mai mult pe măsură ce pătrunde în substanță. Atenuarea fasciculului
de datorează faptului că fotonii dispar din fascicul prin două tipuri de procese: procese de
împrăștiere și procese de absorbție.
Principalele tipuri de interacție ale radiați ilor X și gamma cu substanța sunt: efectul
fotoelectric, efectul Compton și generarea -anihilarea de perechi.
Efectul fotoelectric se produce atunci când fotonii ciocnesc electroni puternic legați în
atomii substanței iradiate. În urma acestei ciocnir i, electronul (numit și fotoelectron) este scos
din atom iar fotonul este complet absorbit și dispare (își pierde toată energia). Procesul nu
poate avea loc dacă energia fotonului este mai mică decât energia de legătură a electronului
ciocnit. Ținând însă seama că energiile de legătură ale electronilor sunt destul de mici
comparativ cu energia radiațiilor X și gamma , înseamnă că efectul fotoelectric se poate
produce chiar și cu fotoni de energii joase. Ca urmare a înlocuirii electronului smuls din atom
cu un alt electron de pe un nivel mai ridicat, atomul respectiv va emite radiații Roentgen [ 2].
Acestea vor produce o ionizare secundară a atomilor mediului. De asemenea, electronul smuls
din atom, datorită energiei cinetice pe care o are, va produce ionizarea secundară a mediului
străbătut.
Efectul Compton are loc la interacțiunea fotonilor cu electroni liberi sau slab legați în
atomi. În procesul de interacție, prin efect Compton, fotonul cedează doar parțial energia sa
către electronul ciocnit. În u rma acestui proces, atât fotonul cât și electronul Compton (de
recul) sunt deviați de la traiectoriile lor inițiale. Ca urmare a cedării parțiale a energiei, radiația
incidentă își va mări lungimea de undă. Electronul de recul va produce ionizarea secundar ă a
atomilor mediului străbătut. Energia electronului de recul reprezintă o fracțiune importantă din
energia fotonului incident, fracțiune cu atât mai mare cu cât energia fotonului incident este mai mare [ 1].
La energiile radiațiilor X și gamma de până la 15 MeV și pentru elemente ușoare
(oxigen, aluminiu etc.), efectul Compton este procesul de interacție predominant. Important la
efectul Compton este faptul că fotonul nu dispare complet ci, ca urmare a acestui tip de
interacție, apar fotoni împrăștiați, cu energie mai mică și deci o lungime de undă mai mare.
Generarea de perechi: formarea perechilor de electroni are loc prin interacția dintre un
foton cu o energie mai mare de 1,02 MeV și câmpul nucleului atomului, cu formarea a doi electroni, unul pozitiv (pozitron) și unul negativ (negatron). Cum fotonul nu are masă de repaus
iar electronii au, este necesar ca o parte din energia fotonului incident să fie consumată pentru

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
12
crearea celor două mase de repaus ale electronilor, energia de repaus totală fiind 2𝑚𝑚0𝑐𝑐2=
1,02 𝑀𝑀𝑀𝑀
𝑑𝑑,
conform principiului echivalenței dintre masă și energie a lui Einstein. Această
valoare de 1,02 MeV constituie pragul procesului de generare a perechilor de electroni. Restul
energiei se împarte ca energie cinetică a celor doi electroni formați :
ℎ𝜗𝜗= 2𝑚𝑚0𝑐𝑐2+ 𝐸𝐸++ 𝐸𝐸− (I.10)
unde E + și E – sunt energiile cinetice ale pozitronului și negatronului.

În urma interacțiilor radiațiilor X și gamma cu substanța apar fotoelectroni, electroni
Compton și perechi de electroni. În dozimetria radiațiilor este importantă distribuția de energie
a acestor electroni produși prin interacție. Toate procesele prezentate (efect fotoelectric, efect
Compton și generare de perechi) sunt procese locale deoarece ele au loc în regiunea
elementară, în care fotonul interacționează cu un electron sau cu câmpul nucleului. În această
regiune are loc t ransferul de energie de la fotonul incident la electronii secundari , care vor ieși
cu o anumită energie cinetică. Atomul respectiv rămâne ca ion pozitiv, cu o anumită vacanță
electronică. Vacanța electronică se ocupă prin rearanjarea electronilor orbitali din atom.
Procesele de interacție pe care le suferă electronii secundari și fotonii secundari sunt
procese nelocale deoarece au loc în afara regiunii elementare în care a avut loc interacția
fotonului incident cu substanța.

I.1.2.2. Mărimi dozimetrice
Mărimile dozimetrice care sunt legate de transferul energiei de la fasciculul primar de
radiații către mediul iradiat sunt kerma K, și doza absorbită, D.
Kerma (kinetic energy released in ma terial) se referă la energia cedată de fascicul, dEtr,
în elementul de masă considerat , 𝑑𝑑
𝑚𝑚,
ca energie cinetică a electronilor secundari :
𝐾𝐾= 𝑑𝑑𝐸𝐸𝑑𝑑𝑡𝑡
𝑑𝑑𝑚𝑚 (I.11)
Doza absorbită este mărimea ce reprezintă energia cedată de radiația ionizantă, 𝑑𝑑𝑑𝑑, în
unitatea de masă, 𝑑𝑑
𝑚𝑚.

𝐷𝐷= 𝑑𝑑𝑑𝑑
𝑑𝑑
𝑚𝑚 (I.12)
Ambele mărimi au unitatea de măsură J/kg (în S.I) care a prim it numele de gray (Gy).
Pentru a determina kerma și doza trebuie să fie sp ecificate natura și calitatea radiaț iilor
dar și tipul materialul iradiat, de exemplu : kerma în aer pentru radiații gamma de 1 MeV sau
doza în țesut pentru radiații X de 200 kV filtrate prin 1mm cupru.

Mărimile utilizate în protecția radiologică pentru a indica implicațiile biologice ale
expunerii la radiați i sunt: doza echivalentă, H , și doza efectivă, E .

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
13
Doza echivalentă H, reprezintă doza absorbită în țesut înmulțită cu un factor care
caracterizează modul în care energia este distribuită în țesut, influențând astfel eficacitatea de a
produce efecte reale.
Deoarece factorul de ponderare pentr u radiație este o mărime adimensională, unitatea
de măsură în S.I. pentru doza echivalentă este tot J/kg, dar are denumirea de sievert (Sv).
Astfel, doza echivalentă este:
HT,R = w R · D T,R (I.13)
unde D T,R este doza medie absorbită în țesutul T, datorat ă radiației R iar w R este factorul de
ponderare pentru radiație.
În câmpuri mixte de radiații, doza echivalentă se calculează însumând contribuția
fiecărui tip de radiații :
𝐻𝐻𝑇𝑇=∑𝑤𝑤𝑅𝑅 ∙𝐷𝐷𝑇𝑇,𝑅𝑅 𝑅𝑅 (I.14)

Valorile factorilor de ponderare pentru radiație sunt specificate în tabelul I.1.

Tabel I.1. Factori de ponderare pentru radiație [ 7, 8]

Tip de radiație și domeniu de energie Factor de ponderare pentru radiație, w R
Fotoni, toate energiile 1
Neutroni, energia < 10 keV 5
Neutroni, energia cuprinsă între 10 și 100 keV 10
Neutroni, energia > 100 keV până la 2 MeV 20
Particule 𝛼𝛼 20

Doza echivalentă constituie astfel un indicator al riscului pentru un țesut, la diferite
radiații. Intensitatea efectelor biologice depinde însă de radiosensibilitatea fiecărui organ în
parte și de doza absorbită, ponderată pentru calitatea radiației. Remarcabil este faptul că
radiosensibilitatea țesuturilor nu este dependentă numai de natura și structura lor, ci și de
caracteristicile țesuturilor învecinate [ 9, 10, 11].

Doza efectivă, E , reprezintă suma ponderată a dozelor echivalente provenite din
expunerea externă și internă, efectuată pe toate țesuturile și organele corpului, definită prin
expresia:

𝐸𝐸= ∑𝑤𝑤𝑇𝑇 𝑇𝑇𝐻𝐻𝑇𝑇,𝑅𝑅=∑𝑤𝑤𝑇𝑇∑𝑤𝑤𝑅𝑅𝐷𝐷𝑇𝑇,𝑅𝑅 𝑅𝑅 𝑇𝑇 (I.15)
unde:
wT: factor de ponderare al țesutului T
wR: factor de ponderare al radiației R

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
14
HT,R: doza echivalentă ( adică doza absorbită în țesutul T, pondera tă pentru calitatea radiației
R)
DT,R: doza absorbită mediată pe țesutul T, datorată radiației R

Factorii de ponderare tisulară w T sunt prezentați în tabelul I.2.
Tabel I.2. Factori de ponderare tisulară [7, 8]

Țesut sau organ Factor de ponderare tisulară, w T ∑ w T
Măduvă osoasă, colon, stomac, sân,
plămân, restul țesuturilor (inimă, rinichi,
pancreas, prostată, splină) 0,12 0,72
Gonade 0,08 0,08
Vezica biliară, esofag, ficat, tiroidă 0,04 0,16
Oase, creier, glande salivare, piele 0,01 0,04
Total: 1,00

Deoarece doza echivalentă și doza efectivă nu pot fi determinate direct, este necesară
utilizarea unor mărimi operaționale care să estimeze convenabil valorile acestor mărimi:
• Echivalentul de doză individual penetrant H p(d), este echivalentul de doză în țesuturile
moi, sub un punct specificat pe corp la adâncimea d, fiind adecvat pentru radiația puternic penetrantă
• Echivalentul de doză individual superficial H
s(d), este echivalentul de doză în țesutul
moale, sub un punct specificat pe corp la adâncimea d, fiind adecvat pentru radiația slab
penetrantă.
Pentru radiațiile penetrante (gama și X de energie mare) se recomandă ca d să fie 10
mm, iar pentru radiațiile slab penetrante (beta și X moi) grosimea recomandată este de 0,07 mm pentru piele și 3 mm pentru cristalin [ 7, 8].

I.1.3. Dozimetria neutronilor
Spre deosebire de radiațiile X și gamma, neutronii interacționează numai cu nucleele
atomilor printr- o interacție tare, specifică forțelor nucleare. Din această cauză, toate modurile
de interacție ale neutronilor vor fi specifice acestui tip de interacțiune [ 12]. Neavând sarcină
electrică, nu este necesar să aibă o energie cinetică ridicată pentru a străbate câmpul
coulombian al atomului și a ajunge la nucleu. Pătrunderea neutronilor în nucleu are loc cu o
probabilitate ridicată, îndeosebi când energia lor cinetică este scăzută (neutroni termici).
Neutronii au un parcurs mare prin substanță fiind considerați particule extrem de penetrante.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
15
I.1.3.1. Interacția neutronilor cu materia
La trecerea neutronilor prin substanță sunt posibile următoarele tipuri de interacții:
– împrăștierea elastică
– împrăștierea inelastică
– captura radiativă
– reacții nucleare cu producere de particule încărcate
– reacții de fisiune

Împrăștierea elastică: neutronul se ciocnește elastic cu nucleul țintă, fără ca nucleul
țintă să ajungă într -o stare excitată (v. figura I.1). Energia ci netică a neutronului incident se
distribuie între neutronul împrăștiat și nucleul de recul (v. figura I.2).

Fig. I.1. Împrăștierea elastică

Fig. I.2. Distribuția energiilor la împrăștierea elastică
a neutronilor pe nucleu

Acest mecanism de reacție este dominant pentru nucleele ușoare și pentru domeniul
energiilor mici ale neutronilor incidenți [ 12]. Prin ciocniri multiple, neutronii cedează energie
până când energia lor medie devine egală cu energia de agitație termică a at omilor mediului
străbătut. În urma ciocnirilor elastice, neutronii pierd o cantitate de energie egală cu cea primită
de nucleele țintă.
Energia neutronilor împrăștiați depinde de unghiul de împrăștiere al acestora:
𝐸𝐸′=𝐸𝐸𝑚𝑚𝑛𝑛2
(𝑀𝑀𝑘𝑘+𝑚𝑚𝑛𝑛)2�cos𝜃𝜃+�𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐𝑐2𝜃𝜃+𝑀𝑀𝑘𝑘2
𝑚𝑚𝑛𝑛2−1�12�
�2
(I.16)

iar nucleul de recul va avea energia:
𝐸𝐸𝑘𝑘′=𝐸𝐸4𝑀𝑀𝑘𝑘𝑚𝑚𝑛𝑛
(𝑀𝑀𝑘𝑘+𝑚𝑚𝑛𝑛)2cos2𝜃𝜃 (I.17)

unde: E – energia neutronului incident
𝐸𝐸′ – energia neutronului de recul
mn – masa neutronului
Mk – masa nucleului țintă
𝜃𝜃 – unghiul de împrăștiere al neutronilor

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
16
Împrăștierea inelastică: neutronul se ciocnește cu nucleul țintă care ajunge într-o stare
excitată (v. figura I.3). D ezexcitarea nucleului se face prin emiterea unor radiații gamma. Acest
tip de interacție este specific neutronilor de energii mari, de ordinul MeV și nucleelor grele.

Fig. I. 3. Împrăștierea inelastică

Captura radiativă: constă în captura de către nucleu a neutronului, cu emisie de cuantă
γ (ilustrare în figura I.4); captura radiativă reprezintă un mod caracteristic de interacție a
neutronilor termici .

Fig. I. 4. Captura radiativă

I.1.3.2. Formarea dozei de neutroni
Doza de neutroni a țesutului uman se datorează energiei radiației secundare care apare
la interacția neutronilor cu țesutul organismului. În cazul iradierii cu flux extern de neutroni,
doza de neutroni se distribuie neuniform în interiorul organismului. Distribuția de doză depinde
de energia neutronilor, de di mensiunile geometrice ale organismului și de distribuția
elementelor în țesut. Pentru țesutul viu este caracteristic faptul că celula constă în principal din elemente ușoare; compoziția chimică aproximativă a țesutului moale viu este (C
5H40O18N)x și
este prezentată în tabelul I. 3.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
17
Tabelul I. 3. Compoziția chimică a țesutului biologic viu [ 13]
Elementul Masa (%) Concentrația atomilor, cm-3
Hidrogen 10,0 6,02 ∙ 1022
Carbon 18,0 9,05 ∙ 1021
Azot 3,0 1,28 ∙ 1021
Oxigen 65,0 2,45 ∙ 1022
Fosfor 1,0 1,94 ∙ 1020
Calciu 1,5 2,26 ∙ 1020
Alte elemente 1,5 ~2,00 ∙ 1020

Preponderența unuia sau altuia dintre procesele de interacție a neutronilor cu substanța
este determinată în totalitate de energia neutronilor. Singurul proces de interacție care nu este
caracteristic pentru țesutul viu este reacția de fisiune care se poate observa numai în prezența
substanțelor fisionabile ca: uraniu, toriu, plutoniu etc. Toate celelalte procese pot avea loc la
interacția neutronilor cu țesutul, deși rolul lor va fi diferit în funcție de energia neutronilor.

Pentru neutronii lenți : principalul tip de interacție este împrăștierea elastică. Din
elementele menționate în tabelul I. 3, pentru țesut are importanță numai 14N, pentru care
interacția neutronilor lenți duce la dezintegrarea nucleelor cu emisie de particule încărcate.
Nucleele de recul apărute în țesut la împrăștierea elastică a neutronilor lenți au energii mici și
aportul lor la efectul biologic nu este important [ 13]. Împrăștierea duce la încetinirea rapidă a
neutronilor până la energii termice. Dintre toate reacțiile care au loc la interacția neutronilor
termici cu elementele țesutului cea mai mare importanță o au: captura radiativă de către
nucleele hidrogenului și reacția 14N (n, p) 14C, a cărei probabilitate pentru neutronii termici este
mult mai mare decât pentru neutronii de energii înalte.

Pentru neutronii rapizi: principalul proces care determină absorbția energiei neutronilor
rapizi în țesut este tot împrăștierea elastică. Aproape întreaga energie absorbită se distribuie
între nucleele de recul ale hidrogenului, carbonului, azotului și oxigenului, celelalte elemente
având un rol neînsemnat. Nucleele de recul care apar la împrăștierea neutronilor au un parcurs
mic, de aceea se poate considera că doza absorbită este egală cu kerma.
Deși principalul proces de interacție a neutronilor cu țesutul este împrăștierea elastică,
totuși importanța definitorie în acțiunea biologică a neutronilor se atribuie radiați ei secundare
care apare în reacțiile de captură ale neutronilor termici (termalizați în corpul uman).

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
18
I.2. Dozimetria bazată pe termoluminescență
Dozimetria cu corp solid este în prezent ramura cea mai modernă a dozimetriei, iar
metodele și aparatele se află în progres rapid. Metodele dozimetriei cu corp solid sunt metode
relative. Ele necesită o calibrare în raport cu metodele absolute. Această stare se datorează,
printre altele și faptului ca fenomenele care au loc la iradierea materialelor depind în mare
măsură de prezența unor impurități, uneori în concentrații reduse, greu de controlat.
Printre metodele dozimetriei cu corp solid locul cel mai important îl ocupă metodele
bazate pe fenomenul de luminescență în diverse variante (luminescență stimulată termi c –
termoluminescență – TLD , luminescență stimulată optic – OSL ). Printre avantajele importante
ale detectorilor termoluminescenți se numără : dimen siunile mici, potrivite pentru dozimetria
individuală și dozimetria clinică, sensibilitatea ridicată a detectorilor, proprietățile dozimetrice remarcabile (echivalența cu țesutul, liniaritatea răspunsului, dependența scăzută de energia de
iradiere) și domeniu extins al dozelor măsurabile, cu incertitudine redusă.

I.2.1. Bazele teoretice ale fenomenului de termoluminescență
I.2.1.1. Defecte de rețea. Centre F și centre H
Sub acțiunea radiației au loc ionizări și excitări ale atomilor și moleculelor. Ca urmare,
în structura materialului și cu precădere în zona cristalină vor apărea defecte. Aceste defecte
reprezintă abateri de la regularitatea ideală a structurii cristaline. Defectele punctuale există în orice solid real, dar prin iradiere numărul lor crește, ceea ce conduce la modificarea
proprietățilo r materialului iradiat.
Datorită defectelor punctuale din structura cristalină, în interiorul benzii interzise apar
nivele de energie noi, care pot fi ocupate de un purtător mobil de sarcină. Aceste nivele se
numesc capcane . Câmpul coulombian al defectelo r atrage și capturează în aceste capcane
electroni sau goluri, provenind din benzile de conducție sau din benzile de valență, formând
centre active care joacă un rol determinant în modificarea proprietăților materialelor. Centrul
activ care capturează un electron se numește centru F (de la termenul german „Farbzentrum”
sau centru de culoare) iar centrul activ care a captat un gol se numește centru H [14, 15] .
Fenomenul de termoluminescență constă în popularea, prin iradiere cu radiații
ionizante a unor centre active și depopularea lor ulterioară, prin încălzire , ocazie cu care
energia acumulată în cristal este eliberată sub formă de radiații luminoase. Energia de activare este deci energia radiațiilor ionizante, iar cea de stimulare este energia termică.
Centrele active sunt stabile la temperatura mediului ambiant și se conservă până la
încălzirea materialului. Prin încălzire, materialul iradiat în prealabil, emite două feluri de

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
19
radiații luminoase: cele de spectru termic, funcție de temperatură, în cadrul procesului de
incandescență și cele datorate luminescenței, de energii superioare.

I.2.1.2. Emisia de termoluminescență. Cinetica fenomenului de
termoluminescență
În urma iradierii, capcanele de electroni și goluri se populează datorită purtătorilor de
sarcină mobili eliberați 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 și fotonul TL este emis de către centrul V, fie capcana de goluri se
depopulează și fotonul este emis către centrul F (v. figura I.5). În realitate, fenomenele sunt
mult mai complexe și cercetările sunt încă în curs [ 16, 17, 18, 19].

Fig. I. 5. Mecanismul fenomenului de termolumine scență

Dacă ε este energia capcanei de electroni, m ăsurată ca „adâncime” față de banda de
conducție atunci cu cât capcana este mai adâncă cu atât ea se va depopula la o temperatură mai ridicată. Dacă temperatura crește constant în timp, capcanele se vor depopula succesiv,
începând cu cele puțin adânci și apoi treptat cu cele din ce în ce mai adânci. Fluxul luminos emis în funcție de temperatură prezentă o serie de maxime succesive corespunzând depopulării
capcanelor de adâncimi crescânde [ 1, 14, 15] . Această curbă a fluxului luminos trasată în
funcție de timp sau de temperatură se numește curbă de strălucire sau curbă de
termoluminescență.
Probabilitatea depopulării unei capcane , la o temperatura dată T, în unitatea de timp
este:
𝑝𝑝=
𝑐𝑐∙𝑀𝑀−𝜀𝜀
𝑘𝑘𝐵𝐵𝑇𝑇 (I.18)
unde: p – probabilitatea depopulării unei capcane
𝜀𝜀 – energia capcanei

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
20
s – factor corelat cu frecvența de vibrație a rețelei cristaline, care reprezintă probabilitatea de
evadare
kB – constanta lui Boltzmann
T – temperatura

Inversul probabilității, τ, este durata medie de viață a centrului activ de tipul respectiv
(centru F – pentru electroni și respectiv centru H – pentru goluri) .
𝜏𝜏=𝑝𝑝−1 (I.19)
unde:
p – probabilitatea depopulării unei capcane
τ – durata medie de viață a centrului activ

În timpul încălzirii, numărul de electroni din capcane va scădea în timp datorită evadării
și recombinării:
𝑛𝑛(𝑑𝑑)= 𝑛𝑛0∙𝑐𝑐 ∙ 𝑀𝑀− 𝜀𝜀
𝑘𝑘
𝑇𝑇 (I.20)
unde:
n0 – numărul inițial de electroni din capcane, imediat după iradiere
n – numărul de electroni din capcane, la momentul t

Pentru centrele active de adâncime mai mică, poate să apară o depopulare a capcanelor
chiar la temperatura mediului ambiant. Acest fenomen poarta numele de regresie și în general
este neglijabil.
Fluxul luminos em is în funcție de temperatura de încălzire este dependent de scăderea
numărului de electroni / goluri din capcane.
Φ𝑇𝑇𝑇𝑇=−𝑑𝑑𝑛𝑛
𝑑𝑑𝑑𝑑 (I.21)
unde:

Φ𝑇𝑇𝑇𝑇 – fluxul luminos emis în funcție de temperatura de încălzire
n – numărul de electroni din capcane
𝑑𝑑
– timpul

Temperatura de încălzire variază cu timpul după o lege liniară:
𝑇𝑇=𝛽𝛽 ∙𝑑𝑑
(I.22)
unde:

𝑇𝑇 – temperatura de încălzire
𝛽𝛽 – constantă a sistemului de încălzire

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
21
În presupunerea simplificatoare că recapturarea este neglijabilă, rezultă că:
𝛽𝛽= 𝑑𝑑𝑇𝑇
𝑑𝑑𝑑𝑑 (I.23)
𝑑𝑑𝑛𝑛
𝑑𝑑𝑑𝑑=�𝑑𝑑𝑛𝑛
𝑑𝑑
𝑇𝑇� ∙ �𝑑𝑑𝑇𝑇
𝑑𝑑𝑑𝑑�=𝛽𝛽 ∙ 𝑑𝑑𝑛𝑛
𝑑𝑑𝑑𝑑 (I.24)
�𝑑𝑑𝑛𝑛
𝑑𝑑
𝑇𝑇�=−1
𝛽𝛽∙𝑛𝑛0∙𝑐𝑐∙𝑀𝑀−𝜀𝜀
𝑘𝑘𝐵𝐵𝑇𝑇 ⇒ 𝑛𝑛(𝑇𝑇)=𝑛𝑛0∙𝑀𝑀−𝑝𝑝
𝛽𝛽∫𝑀𝑀−𝜀𝜀
𝑘𝑘𝐵𝐵𝑇𝑇𝑑𝑑𝑇𝑇 𝑇𝑇
𝑇𝑇0 (I.25)

Înlocuind 𝑛𝑛(𝑇𝑇) în ecuația (I.21) obținem expresia fluxului luminos emis în funcție de
temperatură:
Φ𝑇𝑇𝑇𝑇=−𝑛𝑛 0∙𝑝𝑝∙𝑀𝑀−𝜀𝜀
𝑘𝑘𝐵𝐵𝑇𝑇∙𝑀𝑀−𝑝𝑝
𝛽𝛽∫𝑀𝑀−𝜀𝜀
𝑘𝑘𝐵𝐵𝑇𝑇𝑑𝑑𝑇𝑇 𝑇𝑇
𝑇𝑇0 (I.26)

Ecuația (I.26) este cunoscută sub numele de “ecuația Randall – Wilkins” pentru cinetica
de termoluminescență de ordinul I, adică pentru cazul în care se consideră că recapturarea
electronilor este neglijabilă.

Modelul propus de Garlick și Gibson descrie cinetica de termoluminescență de ordinul
II și se bazează pe o altă ipotez ă: recapturarea electronilor nu este neglijabilă, ci are loc cu o
probabilitate egală cu probabilitatea de recombinare a acestora. Deși este o ipoteză mai
restrictivă decât cea avansată de Randall și Wilkins, rămâne tot un caz particular al situației
generale în care raportul dintre probabilitatea de recombinare și cea de recapturare poate lua
orice valoare.

I.2.2. Caracterist icile dozimetrice ale materialelor termoluminescente utilizate în
diverse aplicații dozimetrice
Materialele termoluminescente utilizate în dozimetrie trebuie să îndeplinea scă
următoarele cerințe:
• Sensibilitate crescută – 𝜂𝜂𝑇𝑇𝑇𝑇 – exprimată prin raportul dintre energia emisă sub formă
termoluminescentă , 𝐸𝐸𝑇𝑇𝑇𝑇 și produsul dintre masa materialului , 𝑚𝑚 și doza absorbită în
material, 𝐷𝐷:
𝜂𝜂𝑇𝑇𝑇𝑇=𝐸𝐸𝑇𝑇𝑇𝑇
𝑚𝑚𝐷𝐷 (I.27)
O valoare mare a lui 𝜂𝜂𝑇𝑇𝑇𝑇 presupune o concentrație ridicată a centrelor active, adică o
populație 𝑛𝑛 0 mare.
• O poziție convenabilă a maximelor de emisie, deci o adâncime convenabilă a capcanelor.
• Proprietatea de revenire a materialului la starea inițială, cu aceleași caracteristici
dozimetrice, după aplicarea unui tratament termic.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
22
• Liniaritatea răspunsului, echivalența cu țesutul sau aerul, independența de debit,
reproductibilitatea, domeniu extins de măsurarea a dozelor, precizie bună a măsurătorilor
etc.

I.2.3. Domenii de aplica re a dozimetriei prin termoluminescență

I.2.3.1. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în monitorizarea
personalului expus profesional la radiații
Monitorizarea dozimetrică individuală a personalului expus profesional la radiații
ionizante reprezintă procesul pri n care sunt evaluate și interpretate dozele de radiații primite de
persoanele care desfășoară activități în domeniul nuclear [20, 21, 22, 23]. În prezent, în țara
noastră se folosesc dozimetre fotografice și dozimetre termoluminescente pentru evaluarea
dozelor datorate doar expunerii la radiații X și 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].
În acest scop am folosit dozimetre termoluminescente ce conțin patru cristale
termoluminesce nte: două cristale de 6LiF:Mg,Ti (care sunt sensibile atât la neutroni cât și la
fotoni) și două cristale de 7LiF:Mg,Ti (sensibile doar la fotoni) , iar stabilirea răspunsului
detectorilor în câmp mixt gamma – neutroni s -a realizat în urma iradierilor efectuate în condiții
de laborator standard primar, la Institutul de Metrologie din Cehia – Inspectoratul pentru
Radiații Ionizante la surse de 241Am-Be și 252Cf.
Am studiat dependența răspunsului dozimetrului termoluminescent de spectrul
energetic al neutronilor și am verificat acuratețea rezultatelor furnizate de algoritm ul de calcul
furnizat de producătorul echipamentelor , comparativ cu valorile doze lor convențional
adevărate obținute în laboratorul de calibrare. P entru îmbunătăți rea pre ciziei determinărilor de
doză raportate de algoritmul de calcul , am calculat factori de corecție adecvați câmpului de
radiații în care are loc iradierea dozimetrului.
Studiile au confirmat dependența puternică a răspunsului dozimetrului de albedo de
spectrul energetic al neutronilor, chiar în condițiile în care au fost efectuate iradieri la surse de neutroni care au un spectru energetic relativ apropiat.

I.2.3.2. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în monitorizarea mediului
Activități industriale precum extracția și prelucrarea minereului de uraniu, mineritul
metalelor, industria fosfaților, mineritul cărbunelui, extracția petrolului și a gazelor naturale pot
conduce la expunerea la material radioactiv natural (NORM – Normally Occuring Radioactive

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
23
Material) . La nivel internațional și la nivel național se depun eforturi serioase pentru evaluarea
expunerii la NORM (Normally Occuring Radioactive Material) și pentru dezvoltar ea
strategiilor de rezolvare a situațiilor ce conduc la expunerea populației. Deși dozele primite de
populație sunt în general mici, unele grupuri critice pot primi doze semnificative [40].
Pentru evaluarea dozelor de mediu, datorate expunerii la surse naturale de radiații
(incluzând radiația cosmică, radiația telurică și expunerea la materiale natural radioactive ca
urmare a activităților industriale), am utilizat detectori de 7LiF:Mg, Cu, P, deosebit de sensibili,
care asigură o limită de detecție pornind de la 1µGy.
Studiile efectuate au urmărit evaluarea dependenței energetice a răspunsului
detectorului termoluminescent de mediu. Au fost efectuate iradieri la 16 calități ale radiației
fotonice și au fost folosite diverse variante de lucru ale algoritmul ui de calcul furnizat de
producătorul echipamentelor. Rezultatele obținute sunt analizate comparativ cu valorile convențional adevărate, obținute în condiții 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 obținute
au fost analizate comparativ cu datele actuale privind distribuțiile de doză externă ambientală
în Romania și cu harta radioactivității la nivel european [62].
I.2.3.3. Utilizarea dozimetriei termoluminescente în medicină
Expunerea medicală la radiații constituie c ea mai mare sursă de expunere a populației,
iar ponderea ei continuă să crească cu o rată considerabilă. Creșterea graduală a standardelor de
viață a condus inevitabil la numărul persoanelor care au acces la sistemele de sănătate și în
consecință, la creșt erea dozelor datorate expunerii medicale.
În lucrare sunt prezentate rezultatele studii lor de evaluare a dozelor de radiații primite
de copii în timpul tratamentelor radiologice comparativ cu nivelel e de referință stabilite în
radiologia pediatrică [30]. Am ales domeniul radiologiei pediatrice deoarece copiii au o
sensibilitate mult mai mare dec ât adul ții la ac țiunea radiaț iilor ionizante. De aceea, aplicarea
unei examinări radiologice în scop de diagnostic trebuie să aib ă loc numai dacă este absolut
neces ară, iar tehnica radiografică utilizată trebuie să fie câ t mai exactă. Dacă parametri fizici de
expunere nu sunt corespunzător setați și nu sunt adaptați la tipul de procedură și la dimensiunile pacientului, atunci dozele primite de copii sunt mai mari dec ât doza optimă
necesară stabilirii diagnosticului.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
24
Pentru realizarea acestor studii am folosit în paralel patru sisteme de detecție diferite:
dozimetre termoluminescente, dozimetre electronice individuale , dozimetru cu cameră de
ionizare și dispozitive de măsurare a dozei la pacient (DAP -metre – Dose -Area Product),
acestea din urmă măsurând produsul dintre doza la poarta de intrare și suprafața de iradiere a
organismului. Au fost analizate rezultatele obținute folosind cele patru sisteme de detecție și
modul în care acestea răspund în câmp pulsatoriu de radiații.
Investigațiile efectuate au pus în evidență avantajele net superioare oferite de metoda
termoluminescen tă pentru evaluarea dozelor la pacient: aria de aplicabilitate a determinărilor
efectuate cu detectori termoluminescenți este mult mai mare, datorită dimensiunilor reduse,
doza înregistrată de detectorii termoluminescenți conține și contribuția de doză datorată
radiației retroîmprăștiate iar erorile asociate rezultatelor sunt mai mici decât în caz ul celorlalte
sisteme dozimetrice utilizate în studiu.
Dozele primite de pacient difer ă cu mai multe ordine de m ărime, de la o procedur ă la
alta și de la un aparat la altul. Pentru acelaș i aparat ș i aceeași procedur ă, doza primită de
pacient depinde de m ăsura în care medicul practician este preocupat de optimizarea procedurii
pe care o aplic ă, în scopul minimizării expunerii dar obținerii un maxim de informați e.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
25

II. DETECTORI TERMOLUMINESCENȚI FOLOSIȚI ÎN
CÂMPURI MIXTE GAMMA – NEUTRONI

O aplicație importantă a metodei de termoluminescență o constituie dozimetria de
albedo, care co nstă în detecția neutronilor de energie joasă împrăștiați de corpul unei persoane
ce se află într -un câmp mixt gamma -neutroni. În acest capitol sunt analizate caracteristicile
detectorilor termoluminescenți de albedo folosiți pentru evaluarea dozelor datorate expunerii la
surse de neutroni .
Pentru prima oară în țara noastră a fost inițiat un studiu pentru evaluarea dozelor de
neutroni primite de personalul expus profesional c e desfășoară activități în câmpuri mixte
gamma -neutroni [27]. Pentru realizarea acestor studii am utilizat detectori de 6LiF:Mg,Ti –
7LiF:Mg,Ti care au fost iradiați în condiții de laborator standard primar. Au fost analizate
dependenț ele răspunsului termoluminescen t de doza de iradiere și de spectrul energetic al
neutronilor, pentru verificarea algoritmului de calcul și identificarea corecțiilor necesare
îmbunătățirii preciziei determinărilor de doză [28].

II.1. Componentele dozei de neutroni într -un organism biologic
P
roblematica 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 neunifor m în interiorul
organismului biologic. Distribuția de doză depinde de energia neutronilor, de dimensiunile
geometrice ale obiectului și de distribuția elementelor în țesutul viu [13] . Ca urmare a
împrăștierilor multiple și a creșterii numărului de neutroni cu energii joase, doza datorată
neutronilor atinge valoarea maximă la o anumită adâncime față de suprafață. Modificarea energiei neutronilor conduce la deplasarea poziției maximului la adâncimi diferite față de
suprafața organismului. La iradierea organis mului cu neutroni cu energia de 0,1 keV,
adâncimea dozei maxime este de aprox. 4 cm [ 13] în timp ce pentru neutroni termici (energia
aproximativ 0,025 eV) adâncimea este de 0,3 cm iar pentru neutroni rapizi maximul dozei se
află în apropierea suprafeței or ganismului.
Doza datorată neutronilor reprezintă suma componentelor de doză determinate de
protonii de recul D
p, de nucleele grele de recul D nucl., de particulele ionizate apărute în reacțiile
nucleare D react. și de cuantele γ ap ărute la captura neutronil or, D γ:

𝐷𝐷𝑇𝑇= 𝐷𝐷𝑃𝑃+𝐷𝐷𝑛𝑛𝑛𝑛𝑐𝑐𝑛𝑛.+𝐷𝐷𝑡𝑡𝑀𝑀𝑑𝑑𝑐𝑐𝑑𝑑 .+𝐷𝐷𝛾𝛾 (II.1)

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
26
Contribuția componentelor din ecuația (II.1) la doza de neutroni variază ca urmare a
aplicării factorilor de ponderare 𝑤𝑤𝑅𝑅 pentru calitatea radiației [ICRP103].
Un set revizuit de valori pentru factorul de ponderare pentru neutroni a fost adoptat în
urma recomandărilor Comisiei Internaționale pentru Protecție Radiologică din 2007 (ICRP
103) iar valorile 𝑤𝑤𝑅𝑅 pentru neutroni diferă de cele stabilite anterior, fiind prezentate în figura
II.1.

Fig. II.1. Factorul de ponderare 𝑤𝑤𝑅𝑅 pentru neutroni, în funcție de energia neutronilor [7, 8].

II.2. Dozimetrul de albedo
Pentru evaluarea dozelor în câmpuri mixte de radiații gamma -neutroni se folosesc
detectori termoluminescenți de tip albedo. Dozimetria de albedo se bazează pe detecția
neutronilor de energie joasă care sunt împrăștiați de corpul persoanei ce se află într -un câmp de
neutroni de diverse energii.

II.2.1. Neutroni de albedo
Neutronii de albedo sunt neutroni de energie joasă care provin din retroîmprăștierea în
corpul persoanei care poartă dozimetrul. Acești neutroni apar ca urmare a interacției
neutronilor incidenți cu elementele ușoare din celulele organismului. Neutronii împrăștiați în
urma proceselor de interacție pot părăsi organismul, fără a -și consuma complet energia. Aceștia
sunt neutronii de albedo ce sunt detectați de detectorul termoluminescent de albedo.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
27
II.2.2. Principiul dozimetrului de albedo
Detectori i termoluminescenți folosiți ca d ozimetr e de albedo sunt formați din p atru
cristale termoluminescente de LiF – două conținând izotopul 6Li, sensibil la neutroni și fotoni
și alte două conținând izotopul 7Li, sensibil doar la fotoni. Aceste patru cristale de LiF sunt
introduse într-o caset ă dozimetrică. Caseta conține un filtru de cadmiu care acoperă câte un
element din izotopul 6Li și un element din izotopul 7Li. Rolul filtrului de cadmiu este acela de a
absor bi neutronii termici proveniți direct de la sursa de radiații, sub filtru înregistrând u-se
neutronii retroîmprăștiați din corpul persoanei (neutronii de albedo).
Corpul persoanei expuse acționează ca moderator pentru neutronii incidenți de diverse
energii. Neutronii incidenți sunt termalizați în corpul uman și vor părăsi organismul fiind
detectați de dozimetrul de albedo. Diferențierea între neutronii termici incid enți și 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 incidenți) iar celălalt care înregistrează contribuți ile neutronilor
termici incidenți și neutronilor de albedo.
Deoarece elementele 6LiF:Mg,Ti și 7LiF:Mg,Ti răspund identic la iradierea gamma,
contribuția datorată radiației gamma pe elementul 6LiF:Mg,Ti va fi înlăturată prin scăderea
semnalului înregistrat de 7LiF:Mg,Ti, astfel încât pe elementul 6LiF:M g,Ti rămâne doar
contribuția neutronilor.
Doza de radiații datorată neutronilor se determină f olosindu- se un algoritm de calcul
furnizat de producătorul echipamentelor, algoritm care se baz ează pe diferența dintre
intensitățile semnalelor termoluminescente pe cristalele de 6LiF și 7LiF. Dozimetrele de albedo
au un răspuns foarte bun pentru detecția neutronilor cu energii pornind de la neutroni termici și
până la 10keV [6, 31, 85, 86], dar răspunsul scade semnificativ pentru energii ale neutronilor
peste 10 keV.
În câmp de neutroni de diverse energii, răspunsul detectorului de albedo relativ la
energia neutronilor poate varia puternic, cu un factor de până la 20 [ 6].

II.2.3. Mărimile de influență ale răspunsului dozimetrului de albedo
Principalele mărimi de influ ență ale răspunsului dozimetrului de albedo sunt: spectrul
energetic al neutronilor și distanța dintre dozimetru și corpul persoanei care îl poartă. Indicația
dozimetrului de albedo depinde de distanța dintre detector și suprafața corpului datorită
faptului că dozimetrul măsoară neutronii împrăștiați de corp [31].

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
28
II.3. Aplicații ale surselor de neutroni în industrie și medicină
II.3.1. Reactorul nuclear
Reactorul nuclear este sursa de neutroni cu cele mai variate spectre și debite de fluență
a neutronilor și reprezintă ansamblul de material fisionabil (combustibilul nuclear) și alte
materiale (moderator, elemente de răcire, reflectori de neutroni, bare de control etc.) care
împreună asigură desfășurarea unei reacții nucleare de fisiune în lanț în regim staționar.
Reactorii nucleari de fisiune pot fi utilizați pentru producerea de energie – reactori
energetici – sau pentru diferite experimente și măsurători – reactori de cercetare.

II.3.2. Analiza prin activare cu neutroni
Metoda de analiză prin activare cu neutroni se folosește în industrie pentru analize in-
situ în exploatări carbonifere dar se poate folosi și în agricultură, biologie și criminalistică. E ste
o metodă nucleară extrem de sensibilă, bazată pe identificarea unui element după spectrul γ al
descendenților radioactivi produși în urma iradierii cu neutroni.
Neutronul este absorbit de nucleul țintă rezultând un nucleu compus într -o stare
excitată. Dezexcitarea nucleului compus se face prin emisia unei radiații γ prompte, în final
rezultând un nucleu instabil . Mecanismul reacției de activare cu neutroni este prezentat în
figura II. 2.

Fig. II. 2. Mecanismul reacției de activare cu neutroni

Identificarea elementelor necunoscute se face după spectrele γ emise de izotopii
radioactivi proveniți în urma reacțiilor de activare.

II.3.3. Carotajul radioactiv
Carotajul radioactiv reprezintă o metod ă modernă de investigare a puțurilor de foraj.
Metoda se fo losește pentru forajele prospective de identificare a zăcămintelor de miner euri
neferoase, cărbune, petrol și pentru local izarea pânzelor de apă freatică. Informațiile principale
obținute din studiul neutronilor se referă la porozitatea rocilor și la gradul în care apa impregnează aceste roci. Porozitatea rocilor este un parametru important în cazul formațiunilor
geologice susceptibile a conține petrol.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
29
II.3.4. Neutronografia (radiografia cu neutroni)
Neutronografia are aplicații în industrie și în cercetarea mate rialelor. Principiul de bază
este similar cu cel al radiografiei cu raze X. Interacția neutronilor cu nucleele atomilor fac e
posibilă identificarea elementelor ușoare, lucru dificil de realizat cu ajutorul radiografiei cu
radiații X. Din acest motiv, princ ipala aplicație a neutronografiei o constituie identificarea
elementelor ușoare în probe solide (matrici metalice). Prin neutronografie sunt puse în evidență
detalii de structură datorate unor elemente ușoare dar puternic absorbante de neutroni,
imposibil de vizualizat prin radiografia clasică. Se folosește în principal pentru examinarea
fasciculelor de combustibil nuclear, a explozibililor, a turbinelor motoarelor. În neutronografie sunt necesare surse puternice cu fascicule intense de neutroni.

Fig. II .3. Imagine obținută prin neutronografie Pentru obținerea imaginii finale sunt utilizați
convertori de imagine alcătuiți din plăci subțiri
de indiu sau dysprosium (deoarece neutronii nu
interacționează direct în mod eficient cu emulsia
radiografică). Convertorii se activează în urma
absorbției de neutroni termici. Imaginea radiantă
formează o imagine intermediară pe convertorul
de imagine și este transferată pe un film
radiografic obișnuit (fig. II. 3).

II.3.5. Aplicații în domeniul medical
Deși în prezent pentru aproximativ 95% din cazurile de cancer se folosește 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 interacționea ză cu
nucleele și împiedică reconstrucția ADN -ului și creșterea tumorii canceroase, fapt i lustrat
schematic în figura II.4 [32].
(a) (b)

Fig. II. 4. Mecanismul de reacție la iradierea unei celule canceroase: a) Fotoni și protoni b) Neutroni și
ioni

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
30
Strategia de tratament a cancerului folosind neutroni se bazează pe faptul că neutronii
au o eficacitate biologică mai mare decât fotonii sau protonii și în urma interacțiilor nucleare
atomii din celulele canceroase sunt separați în atomi diferiți ce nu se mai pot recombina [ 32].

II.4. Detectori termoluminescenți de albedo folosiți în dozimetria de neutroni
Dozimetrul folosit pentru determinarea dozelor datorate componentei de neutroni a
câmpu lui mixt gamma – neutroni este un dozimetru termolu minescent de albedo [27].
Dozimetrul de albedo folosit în dozimetria de neutroni este alcătuit dintr -o cartelă din
aluminiu ce conține patru detectori fixați între două folii de politetrafluoretilenă (PTFE) și
caseta dozimetrică. Doi detectori sunt din material 6LiF:Mg,Ti, sensibil la neutroni și fotoni iar
ceilalți doi detectori sunt din material 7LiF:Mg,Ti, sensibil doar la fotoni. Caseta este realiz ată
din material polimer (ABS) și conține câte un filtru de absorbție pentru fiecare element de
detecție al cartelei.
Pentru interpretarea semnalului termoluminescent se folosește cititorul Harshaw 4500.
Dozimetrul termoluminescent de albedo și cititorul Harshaw 4500 alcătuiesc sistemul
dozimetric termoluminescent utilizat pentru determinarea dozelor în câmpuri mixte gamma –
neutroni (fig. II.8.).

Dozimetru termoluminescent de albedo
Cititor Harshaw 4500
Fig. II.8. Dozimetrul termoluminescent de albedo și cititor ul Harshaw 4500

Datele specifice filtrelor casetei și elementelor de detecție ale cartelei se regăsesc în tabelul II.1.

Tabel II. 1. Specificații privind filtrarea elementelor de detecție [33]
Elementul 1 Elementul 2 Elementul 3 Elementul 4
material grosime material grosime material grosime material grosime
Material 6LiF:Mg,Ti 0,38mm 7LiF:Mg,Ti 0,38mm 6LiF:Mg,Ti 0,38mm 7LiF:Mg,Ti 0,38mm
Filtrare ABS+Cd 465mg/cm2 ABS+Cd 465mg/cm2 ABS 300mg/cm2 ABS 300mg/cm2

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
31
Modul de dispunere a elementelor de detecție în cartela dozimetrică este prezentat în figura
II.9.

Fig. II.9. Dispunerea elementelor de detecție în cartela dozimetrică

Cei patru detectori termoluminescenți sunt formați din cristale de fluorură de litiu.
Litiul, în starea sa naturală, este compus din 92,5% 7Li și 7,5% 6Li. Izotopul 7Li nu este
sensibil la neutroni în timp ce izotopul 6Li este foarte sensibil la neutroni. Pentru folosirea în
aplicații dozimetrice, litiul natural este îmbogățit fie cu izotop ul 7Li, fie cu izotopul 6Li. Litiul
natural, 7Li și 6Li au aceeași sensibilitate la iradierea cu radiații gamma și beta, însă răspund
diferit la iradierea cu neutroni.
Pentru determinarea dozelor în câmpuri mixte gamma -neutroni, se folosesc cristale
termo luminescente în pereche:
• doi detectori sunt din material 6LiF:Mg,Ti (6Li=95,62% și 7Li=4,38%) , sensibili la neutroni
și fotoni
• doi detectori sunt din material 7LiF:Mg,Ti (6Li=0,007% și 7Li=99,993%) , sensibili doar la
fotoni
Deoarece corpul persoanei expuse acționează ca moderator pentru neutronii rapizi,
aceștia sunt termalizați și părăsesc corpul uman interacționând cu dozimetrul de albedo.
Este important să se facă diferențierea între neutronii termici incidenți și neutron ii de
albedo, motiv pentru care dozimetrul termoluminescent de albedo conține două elemente de
6LiF:Mg,Ti , dintre care unul este plasat sub filtrul de cadmiu ( pentru elimin area neutronilor
termici incidenți) iar celălalt înregistrează atât contribuția neut ronilor termici incidenți și a
celor de albedo.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
32
II.5. Evaluarea dozelor de neutroni în câmpuri mixte gamma – neutroni
Determinarea dozelor datorate componentei de neutroni a unui câmp mixt gamma –
neutroni este o problemă mult mai complicată comparativ cu determinarea dozelor datorate
fotonilor. Doza de neutroni primită de o persoană care lucrează în câmp mixt gamma -neutroni
se datorează energiei radiației secundare care apare la interacția neutronilor cu țesutul
organismului.
Pentru evaluarea dozelor dator ate neutronilor de albedo sunt efectuate calibrări ale
dozimetrelor în condiții cunoscute pentru:
• stabilirea răspunsului dozimetrului relativ la fotoni
• cuantificarea contribuțiilor neutronilor termici incidenți și a celor de albedo
• studiul influenței energ iei neutronilor asupra răspunsului dozimetrului de albedo
• verificarea corectitudinii rezultatelor furnizate de algoritmul de calcul al producătorului și stabilirea, după caz, a unor factori de corecție corelați cu câmpul de iradiere

II.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 radiații îl constituie stabilirea răspunsului relativ la fotoni a sistemului termoluminesce nt de
albedo [27, 28].
Răspunsul relativ la fotoni se obține în urma iradierii dozimetrelor de albedo la o sursă
gamma –
137Cs – la o doză cunoscută, pentru cuantificarea intensității semnalului
termoluminescent din unități arbitrare – gU (general units) – în unități de doză de radiații
gamma.
Pentru aceasta am iradiat 5 dozimetre de albedo la o sursă de 137Cs, în cadrul
laborato rului Nuclear & Vacuum Măgurele (doza: 5mSv) . Aceste 5 dozimetre au fost însoțite
de alte 5 dozimetre pentru înregistrarea valorilor fondului natural de radiații.
După iradiere, am determinat curbele de strălucire pentru fiecare element al
dozimetrelor de albedo, folosind următorul profil timp – temperatură [84]:
 Preîncălzire până la 1750C;
 Achiziție de date până la 3000C, vi teza de încălzire 150C/secundă;
 Ștergere timp de 10 secunde la o temperatură de 3000C.
Valorile intensității semnalului termoluminescent pentru fiecare element al
dozimetrelor iradiate la 5mSv și valoarea medie a intensității semnalului per element sunt
prezentate în tabelul II.2 .

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
33
Tabelul II. 2. Valorile obținute pentru cele 4 elemente al e dozimetrelor iradiate la 5mSv la
137Cs.
Codul
dozimetrului Intensitate semnal TL,
în gU (general units)
Elem.i , 6LiF:Mg,Ti Intensitate semnal TL,
în gU (general units)
Elem.ii, 7LiF:Mg,Ti Intensitate semnal TL,
în gU (general units)
Elem.iii, 7LiF:Mg,Ti Intensitate semnal TL,
în gU (general units)
Elem.iv , 6LiF:Mg,Ti
517855 744,513 730,135 807,219 802,748
517902 761,920 741,221 776,287 815,098
517936 751,821 680,999 765,245 755,967
517878 724,011 719,282 796,658 749,725
517854 744,299 688,216 725,441 740,957
Media
citirilor 745,313 711,971 774,170 772,899

Valorile obținute pentru dozimetrele neiradiate (control fond) sunt prezentate în tabelul
II.3.
Tabelul II. 3. Valorile obținute pentru cele 4 elemente ale dozimetrelor de albedo neiradiate
(dozimetre control fond natural de radiații)
Codul
dozimetrului Intensitate semnal TL,
în gU (general units)
Elem.i , 6LiF:Mg,Ti Intensitate semnal TL,
în gU (general units)
Elem.ii, 7LiF:Mg,Ti Intensitate semnal TL,
în gU (general units)
Elem.iii, 7LiF:Mg,Ti Intensitate semnal TL,
în gU (general units)
Elem.iv , 6LiF:Mg,Ti
517882 2,382 2,056 2,989 4,259
517916 2,260 5,725 2,728 5,122
517917 2,864 1,444 2,255 4,173
517587 2,123 1,865 2,812 2,893
517257 1,791 1,820 1,997 2,123
Media
citirilor 2,284 2,582 2,556 3,714

Diferența dintre valoarea mediată a semnalului termoluminescent și valoarea medie a
fondului natural de radiații – corespunzător fiecărui element al cartelei – reprezintă răspunsul
dozimetrului ca urmare a iradierii la 5 mSv, din care a fost extras fondul natural de radiații.
Rezultatele obținute sunt prezentate în tabelul II.4.

Tabelul II. 4. Intensitatea semnalului mediat pentru dozimetrele expuse și dozimetrele de fond
Intensitate semnal
TL, Elem. i,
6LiF:Mg,Ti Intensitate semnal
TL, Elem. ii,
7LiF:Mg,Ti Intensitate semnal
TL, Elem. iii,
7LiF:Mg,Ti Intensitate semnal
TL, Elem. iv,
6LiF:Mg,Ti
Expuse 745,313 711,971 774,170 772,899
Fond natural 2,284 2,582 2,556 3,714
Diferența 743,029 709,388 771,614 769,185
În urma iradierii dozimetrelor la 5mSv, am stabilit intensitatea semnalului
termoluminescent datorată exclusiv iradierii, în unități gU. Prin raportarea semnalului

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
34
termoluminescent (exprimat de reader în gU) la doza de iradiere primită de dozimetrele expus e
(exprimată în mSv) 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 re lativ la 137Cs al sistemului termoluminescent de albedo
Elem. i,
6LiF:Mg,Ti Elem. ii,
7LiF: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

II.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 influenț ei energi ei
neutronilor asupra răspunsului dozimetrului [28].
Pentru calcularea dozelor de neutroni se folos ește un algoritm de calcul , furnizat de
Thermo Scientific, care conține factori de calibrare determinați în funcție de spectrul de energie
al neutronilor incidenți . Algoritmul utilizat – WinAlgorithms: Dose Calculation Algorithm for
Type 8806 Dosimeters – conține următoarele variante , corespunzătoare spectrelor energetice
ale neutronilor :
• 252Cf nemoderat
• 252Cf moderat,
• câmp necunoscut
Aceste variante de lucru ale algoritmului sunt alese în funcție de tipul de aplicație în
care se utilizează sursele de neutroni (reactor nuclear, carotaj radioactiv etc.). Variantele
implică utilizarea unor factori diferiți de calibrare, determinați de pro ducătorul echipamentelor
în urma calibr ării sistemului de albedo în diferite câmpuri de neutroni.
În cazul în care câmpul real de radiații poate fi estimat în mod convenabil cu primele
două variante (252Cf nemoderat sau 252Cf moderat) algoritmul utilizează factori de calibrare
predefiniți pentru evaluarea dozei de neutroni. Dacă se alege varianta „Câmp necunoscut” în
algoritm trebuie introduse informații suplimentare pentru caracterizarea câmpului.
Cu toate acestea, cele trei opțiuni ale algoritmului nu pot acoperi toate particularitățile
întâlnite în practică, referitor la activitățile desfășurate de persoanele expuse profesional în
câmpuri mixte gamma -neutroni . Pentru aceasta sunt necesare teste de verificare a rez ultatelor
furnizate de algoritm prin iradierea unor dozimetre de albedo în câmp cunoscut de radiații – de

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
35
preferință în condiții de laborator standard primar sau standard secundar – pentru compararea
rezultatelor convențional adevărate cu valorile rezultate din algoritmul de calcul.
Standardul în vigoare pentru dozimetria la neutroni prezintă intervalele în care se
încadrează valorile factori lor de calibrare adecvați câmpurilor de radiații , pentru diferite
domenii de utilizare a surselor de neutroni (tabelul II.6) [31, 87, 88].

Tabelul II.6. Clasificarea câmpurilor de radiații în diferite domenii de utilizare [ 31]
Domeniu de utilizare / câmp de radiație Factor de calibrare
N1: reactori și acceleratori, ecranare puternică
• reactori energetici și de cercetare
• accelerato ri liniare de electroni
• accelerato ri de particule pentru aplicații medicale

0,17 – 0,47
N2 ciclu de combustibil, instalații critice, ecranare slabă
• combustibil ars
• reactori de cercetare

0,88
N3 surse izotopice de neutroni
• 241Am-Be, 239Pu-Be, 252Cf
3,0 – 6,0
N4 Acceleratori (cercetare) de energie înaltă
• electroni și protoni de energie înaltă
• deuteroni, particule si ioni grei
?
(nu s -a stabilit până în prezent)

Folosind algoritmul de calcul , am evaluat dozele înregistrate de persoane expuse
profesional care au lucrat cu surse de 241Am-Be. Pentru determinarea dozelor am ales varianta
„252Cf nemoderat ” din algoritmul de calcul , deoarece aceasta aproximează în mod rezonabil
câmpul de radiații al unei surse de 241Am-Be (au spectru l energetic al neutronilor relativ
apropiat).
Pentru câteva doze semnificative, am prezentat curbele de strălucire generate pentru
fiecare element al dozimetrului de albedo ( fig. II.10, II.11 și II.1 2).
Cele 4 elemente ale dozimetrului de albedo apar în figură sub denumirile i, ii, iii și iv:
– i și ii: element 6LiF:Mg,Ti și element 7LiF:Mg,Ti, sub filtrul de cadmiu
– iii și iv: element 7LiF:Mg,Ti și element 6LiF:Mg,Ti, fără filtru de cadmiu
Semnalul termoluminescent de pe elementul i se datorează neutronilor de albedo iar
semnalul de pe elementul iv apare datorită atât datorită contribuțiilor neutronilor incidenți cât și
neutronilor de albedo. Elementele ii și iii prezintă contribuțiile radiațiilor gamma din câmpul
mixt de radiații.
Diferența dintr e semnalul înregistrat de elementul 6LiF:Mg,Ti care nu se află sub filtrul
de cadmiu și semnalul elementului 6LiF:Mg,Ti aflat sub filtru va conduce la valoarea dozei
datorată neutronilor de albedo.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
36

Fig. II.10. Curbele de termoluminescență pentru cele 4 elemente ale dozimetrului de albedo.
Doza : 3,59mSv.

Fig. II.11. Curbele de termoluminescență pentru cele 4 elemente ale dozimetrului de albedo.
Doza: 6,42mSv.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
37

Fig. II.12. Curbele de termoluminescență pentru cele 4 elemente ale dozimetrului de albedo.
Doza: 74,81mSv.

Se observă diferența dintre intensitatea semnalului termoluminescent de pe elementul
iv, care conține contribuțiile neutronilor incidenți de diverse energii și a neutronilor de albedo
și intensitatea semnalului pe elementul i plasat sub filtrul de cadmiu . Algoritmul de calcul se
bazează pe această diferenț ă și furniz ează valoarea dozei datorată neutronilor de albedo,
corespunzător opțiunii selectat e din meniu (252Cf nemoderat , 252Cf moderat și câmp
necunoscut).
Trebuie precizată importanța profilului timp -temperatură folosit pentru interpretarea
semnalului. Dacă temperatura maximă până la care se face citirea semnalului este prea ridicată, atunci intensitatea semnal ului crește datorită componentei energiei termice. Dacă temperatura
maximă este prea scăzută, atunci semnalul inițial nu va fi complet șters , iar cartela va conține
un semnal rezidual care nu poate fi neglijat. Dacă preîncălzirea este prea scurtă, picurile de
joasă energie nu vor fi șterse complet și se vor înregistra ca informație dozimetrică, ceea ce
conduce la supraestimarea dozei, iar dacă preîncălzirea este prea lungă, informația dozimetrică de interes poate fi parțial ștearsă.

II.5.3. Verificarea algoritmul ui de calcul pentru evaluarea dozelor
Pentru verificarea algoritm ului de calcul folosit pentru evaluarea dozelor, am iradiat un
număr de 40 dozimetre de albedo în câmpuri cunoscute de radiații, în condiții de laborator

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
38
standard primar (incertitudine asociată rezultatelor sub 5%) și am comparat rezultatele obținute
cu valorile furnizate de algoritmul de calcul [28]. Iradierile au fost efectuate în cadrul
Institutului de Metrologie din Cehia – Inspectoratul pentru Radiații Ionizante, la surse de
241Am-Be și 252Cf (buletine de iradiere în anexa A2). Dozimetrele de albedo au fost iradiate la
doze cuprinse în intervalul 0,20mSv–10mSv, pe fantom realizat din material echivalent țesut,
cu dimensiunile 30x30x15 cm3.
Debitul dozei echivalente la peretele frontal al fantomului este [34 ]:
𝐻𝐻̇𝑝𝑝(10)= ℎ𝑝𝑝(10)∙ 𝐵𝐵 ∙ 𝐹𝐹1(𝜃𝜃)
4𝜋𝜋𝑑𝑑2 ∙exp⁡(− Σ ∙𝑑𝑑) ( II.2)
unde:
𝐻𝐻̇𝑝𝑝(10) – debitul dozei echivalente
ℎ𝑝𝑝(10) – coeficientul de conversie de la fluența neutronilor la doza echivalentă [34]
ℎ 𝑝𝑝(10) = 411pSv/cm2, pentru 241Am-Be
𝐵𝐵 – rata de emisie a sursei de neutroni [s-1]
𝐹𝐹1(𝜃𝜃) – coeficient de corecție de izotropie
𝑑𝑑 – distanța dintre centrul sursei și peretele frontal al fantomului
Σ – coeficientul de atenuare liniară în aer mediat pe spectrul sursei, c f. ISO 8529-2 [34]:
Σ = 1,055 ∙ 10-4 cm-1 pentru 252Cf
Σ = 8,90 ∙ 10-5 cm-1 pentru 241Am-Be
Sursele de 241Am-Be și 252Cf emit radiații gamma și neutroni. Spectrele energetice ale
neutronilor emiși de sursele de 241Am-Be și 252Cf sunt prezentate în figurile II.1 3 și II.1 4.

Fig. II.13. Spectrul energetic al neutronilor
emiși de o sursă 241Am-Be
Fig. II.14. Spectrul energetic al neutronilor
emiși de o sursă de 252Cf

II.5.3.1. Determinarea răspunsului dozimetrului de albedo la iradierea în
condiții de laborator standard primar, la o sursă de 252Cf
Pentru verificarea corectitudinii dozelor rezultate din algoritmul de calcul utilizat în
varianta „252Cf nemoderat”, am iradiat 20 dozimetre de albedo la o sursă de 252Cf nemoderat , la
valori ale dozelor cuprinse în intervalul 0,20mSv–10mSv. Dozimetrele au fost expuse pe un
fantom realizat din material echivalent țesut, cu dimensiunile 30x30x15 cm3. După iradiere,

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
39
dozimetrele au fost citite folosind profilul timp -temperatură prezentat la II.4.1.1. Valorile
intensității semnalului termoluminescent (exprimate în gU) sunt prezentate în tabelul II. 7.

Tabelul II. 7. Răspunsul dozimetrului de albedo în urma iradierii la sursa de 252Cf
Nr.
crt. Hp(10),
mSv Cod
dozimetru Elementul i,
6LiF:Mg,Ti
(gU) Elementul ii,
7LiF:Mg,Ti
(gU) Elementul iii,
7LiF:Mg,Ti
(gU) Elementul iv,
6LiF:Mg,Ti
(gU)

1
0,20 517376 34,59 13,54 17,26 52,81
517384 35,27 12,71 17,57 52,17
517443 31,45 13,12 15,39 51,42
517780 33,07 13,21 17,81 55,86

2
0,50 517387 65,56 16,78 24,18 104,90
517487 54,61 13,30 19,91 95,28
517739 64,37 17,70 24,08 103,70
517745 70,38 17,85 22,98 103,60

3
1,00 517377 121,70 18,15 21,58 190,90
517382 122,10 19,06 21,18 182,50
517747 123,40 16,88 22,27 199,80
517767 127,30 20,83 21,91 196,10

4
5,00 517383 542,10 55,89 66,26 899,20
517748 494,00 52,60 57,19 818,00
517782 548,80 53,00 59,32 798,90
517785 557,50 50,40 59,85 1030,00

5
10,00 517469 1172,00 96,72 115,70 1781,00
517715 1075,00 94,87 111,20 1734,00
517793 1095,00 95,29 15,50 1892,00
517827 1189,00 95,36 112,90 1955,00
Introducând în algoritmul de calcul valorile intensității semnalului termoluminescent,
am calculat valorile dozelor și am comparat aceste valori cu valorile convențional adevărate
furnizate de laboratorul de calibrări.
Rezultatele sunt prezentate în tabelul II. 8.

Tabelul II.8 . Valorile obținute prin algoritmul de calcul Hp(10) măs comparativ cu valoarea
convențional adevărată Hp(10) c.a furnizată laboratorul de calibrări, pentru iradierea la 252Cf.
Nr.
crt. Cod
dozimetru Valoarea
convențional adevărată
Hp(10) c.a, mSv Incertitudinea
U
(pentru 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

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
40
Nr.
crt. Cod
dozimetru Valoarea
convențional adevărată
Hp(10) c.a, mSv Incertitudinea
U
(pentru k=2) Valoarea măsurată
prin algoritm,
Hp(10) măs, mSv Raportul
Hp(10) măs /
Hp(10) c.a

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

Unde:
– Hpc.a: valoarea convențional adevărată pentru Hp(10), raportată cu o incertitudine sub 5%
– Hp(10) măs: valoarea obținută prin algoritmul de calcul
– U (pentru k=2): incertitudinea standard multiplic ată cu factorul de extindere k=2, pentru
asigurarea unui nivel de încredere de aproximativ 95%;
– Raportul Hp(10) măs/Hp(10) c.a: reprezintă valoarea măsurată, raportată la v aloarea
convențional adevărată
Sintetizând rezultatele, am prezentat în tabelul II.9 valorile medii ale rezultatelor
obținute, cu abaterea standard experimentală asociată măsurătorilor efectuate (pentru fiecare
valoare a dozei au fost efectuate 4 determinări ).

Tabelul II. 9. Rezultatel e obținute în urma iradierii dozimetrelor de albedo la o sursă de 252Cf.
Hp c.a. ± u(Hp, k=2)
mSv i
(gU) ii
(gU) iii
(gU) iv
(gU) Hp măs.± SD
mSv Raport
0,200 ± 0,005 33,60 ± 1,47 13,15 ± 0, 30 17,01 ± 0, 95 53,07 ± 1 ,69 0,159 ± 0, 012 0,79
0,500 ± 0,013 63,73 ± 5, 73 16,41 ± 1, 84 22,79 ± 1, 73 101,87 ± 3 ,84 0,366 ± 0, 031 0,73
1,008 ± 0,027 123,63 ± 2 ,21 18,73 ± 1, 44 21,74 ± 0, 40 192,33 ± 6,49 0,812 ± 0, 013 0,81
5,011 ± 0,132 535,60 ± 24 ,63 52,97 ± 1, 95 63,16 ± 3, 59 886,53 ± 90 ,99 3,735 ± 0,193 0,80
10,018 ± 0,264 1132 ,75 ± 48 ,64 95,56 ± 0, 70 113,83 ± 1 ,88 1840 ,50 ± 87 ,53 8,026 ± 0, 373 0,80

Analizând rezultatele se observă că:
• intensitatea semnalului termoluminescent, pentru fiecare element al dozimetrului de
albedo, crește o dată cu doza de iradiere,

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
41
• abaterea standard a determinărilor este mică, valorile fiind strâns grupate în jurul
valorii medii, ceea ce reflectă un răspuns unitar al sistemului,
• valorile dozelor estimate cu ajutorul algoritmului de calcul, deși apropiate de valorile
convențional adevărate, sunt în mod constant subevaluate cu până la 27%.

II.5.3.2. Determinarea răspunsului dozimetrului de albedo la iradierea în
condiți i de laborator standard primar, la o sursă de 241Am-Be
Pentru verificarea algoritmul ui de calcul am iradiat 20 dozimetre de albedo la o sursă de
241Am-Be. Dozimetrele au fost expuse pe un fantom realizat din material echivalent țesut, cu
dimensiunile 30x30x15 cm3 iar profilul timp – temperatură ales pentru interpretarea semnalului
este cel prezentat la II.4.1.1.
Valorile intensității semnalului termoluminescent (exprimate în gU) pentru iradierea la
doze cuprinse în intervalul 0,20mSv – 5mSv sunt prezentate în tabelul II. 10.
Tabelul II. 10. Răspunsul dozimetr elor termoluminescente de albedo la iradier ea la o
sursă de 241Am-Be
Nr.
crt. Hp(10),
mSv Cod
dozimetru Elementul i,
6LiF:Mg,Ti
(gU) Elementul ii,
7LiF:Mg,Ti
(gU) Elementul iii,
7LiF:Mg,Ti
(gU) Elementul iv,
6LiF:Mg,Ti
(gU)

1
0,20 517447 31,95 15,83 22,13 50,09
517471 32,15 15,39 21,01 50,92
517769 31,57 15,07 20,66 44,51
517771 29,46 14,90 19,20 44,43

2
0,50 517393 61,22 23,49 34,82 97,32
517394 62,02 25,58 35,52 101,00
517396 61,77 22,81 34,44 95,29
517449 58,19 29,94 33,75 96,17

3
1,00 517319 86,83 30,52 46,35 134,20
517450 118,00 38,23 58,65 178,70
517768 117,30 37,53 63,03 199,90
517781 111,00 38,10 59,06 180,90

4
2,00 517730 223,80 64,48 106,50 339,60
517389 198,80 63,59 102,40 335,20
517772 217,30 67,71 95,56 352,50
517775 200,40 63,95 109,60 325,40

5
5,00 517420 489,80 140,30 241,60 826,80
517428 497,10 139,80 231,40 857,90
517716 502,50 150,90 259,30 787,10
517829 476,90 141,90 242,50 735,70

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
42
Valorile intensității semnalului termoluminescent, introduse în algoritm ul de calcul au
condus la rezultatele prezentate în tabelul II.11 și au fost analizate comparativ cu valorile
convențional adevărate .

Tabel ul II.11. Rezultatele obținute prin algoritm comparativ cu valo rile convențional adevărat e
furnizate de laboratorul de calibrări , pentru iradierea la 241Am-Be
Nr.
crt. Cod
dozimetru Valoarea
convențional adevărată
Hp(10) c.a, mSv Incertitudinea
U
(pentru 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

Unde:
– Hpc.a: valoarea convențional adevărată pentru Hp(10), raportată cu o incertitudine sub 5%
– Hp(10) măs: valoarea obținută prin algoritmul de calcul
– U (pentru k=2): incertitudinea standard multiplicată cu factorul de extindere k=2, pentru
asigurarea unui nivel de încredere de aproximativ 95%;
– Raportul Hp(10) măs/Hp(10) c.a: reprezintă valoarea măsurată, raportată la valoarea
convențional adevărată
În tabelul II.1 2 am prezentat valorile medii ale rezultatelor obținute în urma iradierii
dozimetrelor de albedo la o sursă de 241Am-Be.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
43
Tabelul II.12. R ezultatel e obținute în urma iradierii dozimetrelor de albedo la o sursă de 241Am-
Be
Hp c.a. ± u(Hp, k=2)
mSv i
(gU) ii
(gU) iii
(gU) iv
(gU) Hp mas. ± SD
mSv
Raport
0,200 ± 0,005 31,28 ± 1 ,07 15,30 ± 0 ,35 20,75 ± 1.05 47,49 ± 3, 03 0,124 ± 0, 007 0,62
0,500 ± 0, 013 60,80 ± 1 ,53 25,46 ± 2 ,78 34,63 ± 0.64 97,45 ± 2, 18 0,274 ± 0, 032 0,55
1,008 ± 0, 027 108,28 ± 12 ,68 36,10 ± 3 ,23 56,77 ± 6.26 173,43 ± 24 ,10 0,559 ± 0, 074 0,56
2,000 ± 0, 520 210,08 ± 1 0,74 64,93 ±1 ,63 103,52 ± 5.26 338,18 ± 9, 74 1,124 ± 0, 077 0,56
5,001 ± 0, 131 491,58 ± 9,60 143,23 ± 4 ,50 243,70 ± 10.01 801,88 ± 45 ,71 2,696 ± 0, 064 0,54

Analizând rezultatele se observă că:
• abaterea standard a determinărilor este mică, ceea ce reflectă un răspuns unitar al sistemului
termoluminescente d albedo
• valorile dozelor estimate cu ajutorul algoritmului de calcul sunt subevaluate cu până la 46%.

II.5.3.3. Corecții aplicate rezultatelor furnizate de algoritmul de calcul
Pentru dozimetrele de albedo iradiate la surse de 241Am-Be, dozele datorate
componentei de neutr oni a câmpului mixt gamma -neutroni sunt evaluate folosind varianta
„252Cf nemoderat ”. Aceast ă variant ă aproximează în mod rezonabil câmpul real de radiații,
datorat sursei de 241Am-Be cu unul dintre câmpurile existente în algoritmul de calcul.
Se observă că pentru dozimetrele de albedo iradiate la o sursă de 252Cf, răspunsul
dozimetrelor este foarte bun , cu o eroare mai mică de 27%, ceea ce reprezintă o performanță
foarte bună în condițiile în care este unanim recunoscut gradul ridicat de dificulta te al
evaluărilor de doze în câmpuri mixte gamma – neutroni [6, 35].
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 a m stabilit un factor de 1,5 care se înmulțește cu valoarea dozei rezultate din
algoritm. Rezultatele corectate sunt prezentate în tabelul II.1 3. Se observă că răspunsul corectat
este apropiat de unitate, erorile situându- se între 7 – 19%.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
44
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 corecț ie
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

Rezultatele obținute după aplicarea factorului de corecție sunt prezentate în figura II.15,
comparativ cu rezultatele inițiale rezultate din algoritmul de calcul .

Fig. II.15. Răspunsul dozimetrelor iradiate la 241Am-Be, după aplicarea factorului de corecție

Reglementările internaționale actuale privind dozimetria la neutroni specifică faptul că
sunt numeroase dificultăți în satisfacerea cerinței privind încadrarea incertitudinii standard
compuse sub 30% , pentru determinările de doză echivalentă datorată neutronilor. Datorită
complexității problemelor de determinare a dozelor de neutroni, reglementările internaționale consideră acceptabilă încadrarea incertitudinii standard compuse sub 50% [6, 35, 36].
0.100.300.500.700.901.101.301.501.701.90
0.20 0.50 1.00 2.00 5.00Raspuns
Doza conventional adevarata, Hp(10), mSvRăspunsul dozimetrelor de albedo iradiate la 241Am-Be

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
45
Aceste s tudii au confirmat dependența puternică a răspunsului dozi metrului de albedo
de spectrul energetic al neutronilor, chiar în condițiile în care au fost efectuate iradieri la surse
de neutroni cu spectru energetic relativ apropiat. Testele au fost realizate în condiții de
laborator standard primar, la Institutul de Metrologie din Cehia – Inspectoratul pentru Radiații
Ionizante la surse de 241Am-Be și 252Cf.

Utilizarea algoritmului de calcul furnizat de producătorul echipamentelor ( 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%, în condițiile în care spectrele energetice ale neutronilor
emiși de cele două surse sunt relativ apropiate, fiind necesară corecția rezultatelo r furnizate de
algoritm. Pentru îmbunătățirea rezultatelor, am determinat factori de corecție ai rezultatelor
furnizate de algoritm, corelați cu caracteristicile câmpului mixt gamma -neutroni și am evaluat
incertitudinile asociate rezultatelor raportate de dozimetrele termoluminescente de albedo.
După corectarea valorilor obținute din algoritmul de calcul, pentru dozimetrele iradiate
la 241Am-Be, erorile s -au situat sub 19% , ceea ce reprezintă o performanță în condițiile în care
este unanim recunoscut gradul ridicat de dificultate al evaluărilor de doză în câmpuri mixte
gamma – neutroni.

Dozimetrul termoluminescent de albedo este un sistem dozimetric care are un răspuns
stabil, cu o împrăștiere mică a rezultatelor. Precizia cu care sunt determinate dozele de neutroni
poate fi îmbunătățită prin corelarea datelor rezultate din algoritmul de calcul cu caracteristicile
câmpului gamma -neutroni în care a avut loc iradierea.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
46

III. DETECTORI TERMOLUMINESCENȚI
FOLOSIȚI PENTRU DOZIMETRIA DE MEDIU

În acest capitol sunt studiate caracteristicile detectorilor termoluminescenți folosiți
pentru evaluarea dozelor datorate expunerii la surse naturale de radiații. Pentru realizarea
acestor studii am utilizat detectori de 7LiF:Mg, Cu, P, deosebit de sensibi li, care asigură o
limită de detecție pornind de la 1µGy. Dependenț a răspunsului detectorului termoluminescent
de mediu de energia medie de iradiere a fost studiată pentru 16 calități ale radiației fotonice , în
condiții de iradiere în laborator standard se cundar [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 Pitești. Datele au fost analizate
comparativ cu datele actuale privind distribuțiile de doză externă ambientală în Romania .

III.1. Surse naturale de radiații
III.1.1. Radiația cosmică
Radiațiile cosmice sunt împărțite în funcție de origine, energie și densitatea de flux. Din
punct de vedere al originii , categoriile importante pentru expunerea populației sunt: radiațiile
cosmice galactice, radiațiile cosmice solare și radiațiile provenit e din centurile de radiații ale
pământului (centurile Van Allen).
Aceste radiații interacționează cu nuclee din atmosferă producând cascade de interacții
și de produși secundari ce contribuie de asemenea la expunerea la radiații cosmice .
III.1.1.1. Radiațiile cosmic e galactice
Radiațiile cosmice galactice își au originea în afara sistemului solar. La incidența pe
atmosfera superioară, radiațiile cosmice galactice au o componentă nucleonică (aproximativ
98%) și o componentă electronică, 2%. Componenta nucleonică este constituită în principal de
protoni (85,5% din flux) și particule alfa (12%), cu un rest de aproximativ 1% nuclee grele .
Fluxul de radiații cosmice galactice variază în funcție de activitatea solară, scăzând odată cu creșterea intensității acesteia.
Radiația cosmică produce în atmosferă un câmp complex și complicat de particule
secundare care sunt însă majoritar absorbite în atmosferă înainte de a atinge suprafața
pământului. Particulele de mare energie ce pătrund în atmosfera terestră, interacționează cu
atomii și moleculele din aer și generează un set complex de particule secundare, incluzând
protoni, neutroni, pioni și nuclee cu Z mic.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
47
În figura III.1 sunt prezentate schematic procesele care apar la interacția razelor
cosmice cu atmosfera terestră, de la intrarea în atmosferă și până la nivelul mării, iar în figura
III.2 este prezentată dependența de altitudine a debitului fluenței neutronilor provenind din
interacția radiației cosmice cu atmosfera [37, 38].

Fig. III.1. Interacția razelor cosmice cu
atmosfera terestră [ 38]

Fig. III.2. Dependența de altitudine a debitului fluenței
neutronilor provenind din interacția radiației cosmice cu
atmosfera [ 38]

Doza datorată expunerii la radiația cosmică depinde de altitudine, de latitudine și de
activitatea solară, după cum se observă în figura III.3.

Fig. III.3. Debitul dozei ambientale H*(10) în funcție de latitudine și altitudinea la care are loc
zborul [38]

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
48
Referitor la expunerea datorată zborurilor, deși dozele estimate primite de pasageri în
timpul unui singur zbor sunt relativ mici, dozele colective pot avea valori destul de mari din
cauza numărului mare de zboruri. În plus, dozele primite de o anumită persoană de utilizează în
mod frecvent acest mijloc de transport pot avea o contribuție apreciabilă la expunerea totală la
surse de radiații naturale.
III.1.1.2. Radiațiile cosmice solare
Radiația cosmică solară își are originea în exploziile solare, moment în care particulele
produse sunt proiectate direct către pământ. Aceste particule sunt în proporție de aproximativ 99% protoni, cu energii în general sub 100 MeV și foarte rar peste 10 G eV. Aceste particule
pot produce debite semnificative de doză la altitudini foarte mari, doar cele de energie foarte
mare putând contribui la dozele la nivelul solului [39, 40].
Particulele din radiația solară pot induce perturbații la nivelul câmpului mag netic
terestru ce pot afecta intensitatea radiației cosmice galactice. Astfel de eveniment au loc pentru
perioade scurte de timp și sunt extrem de variabile în intensitate. Impactul lor asupra dozelor pe
termen lung către populație este neglijabil.
III.1.1.3. Radiați ile din centurile Van Allen
Centurile de radiații Van Allen sunt formate prin captura protonilor (în special) și a
electronilor de către câmpul magnetic terestru. Energia protonilor poate ajunge la câteva sute de eV , în timp ce a electronilor la doar câțiv a eV . Există două astfel de centuri Van Allen, una
internă centrată la aproximativ 3000 km și una externă la aproximativ 22 000 km de suprafața terestră. Centura internă de radiații coboară până relativ aproape de suprafața 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
Radionuclizii naturali de origine terestră, numiți uneori și radionuclizi primordiali, sunt
prezenți în diverse concentrații în toate elementele mediului, inclusiv în corpul uman. Doar
acei radionuclizi cu timpi de viață comparabili cu vârsta pământului (și produșii lor de filiație )
există în cantități suficient de mari pentru a avea o contribuție semnificativă la expunerea populației [41].
III.1.2.1. Expunere a externă la radiații
Principalele contribuții la expunerea externă provin de la radionuclizii emițători gamma
prezenți în sol, în special
40K și seriile natural radioactive ale 238U și 232Th. Informațiile privind
expunerea în afara locuinței provin din măsurători directe ale concentrațiilor radionuclizilor în
sol.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
49
Informații despre debitele de doză externă și concentrațiile de radionuclizi în sol sunt
disponibile în literatură [42] . Domeniul debitelor de doză dator ate expunerii externe sunt în
domeniul 0,3 ÷ 1,0 mSv/an.
III.1.2.2. Expunerea internă
Expunerea internă apare ca urmare a incorporării radionuclizilor de origine terestră prin
inhalare și ingestie. Componenta dominantă a expunerii este datorată produșilor de
dezintegrare cu viață scurtă ai radonului. Inhalarea altor radionuclizi are doar o mică
contribuție la expunerea internă. Dozele produse ca urmare a ingestiei se datorează 40K și
radionuclizilor din seriile natural radioactive ale 238U și 232Th prezenți în alimente și în apa
potabilă [43, 44].
Dozele totale anuale datorate inhalării și ingestiei de radionuclizi de origine terestră
sunt evaluate la 0,29 mSv, din care 0,17 mSv se datorează 40K și 0,12 mSv radionuclizilor cu
timpi mari de via ță din seriile natural radioactive ale 238U și 232Th. Valorile estimate pentru
doza efectivă medie anuală pe persoană datorate surselor naturale de radon și toron estimate de
UNSCEAR în anul 2000 ca fiind 1,15 respectiv 0,1 mSv pot fi considerate încă corecte [ 40].
Aceste valori reprezintă jumătate din doza totală datorată tuturor surselor naturale de r adiații
ionizante.
Pe lângă marea variabilitate a concentrațiilor din mediu și a densității populației, viteza
cu care o doză se acumulează poate varia și în funcție de vârsta persoanei. Un studiu elaborat în
Marea Britanie arată că dozele la inhalare pent ru copii sunt la nivelul a 20% față de dozele
pentru un adult, în timp ce radiațiile gamma terestre conduc la doze efective pentru copii mai mari cu 15 ÷ 30%.
Contribuțiile diverselor surse naturale de radiații la doza efectivă anuală sunt prezentate
în tabelul III.1.

Tabel III.1. Contribuțiile diverselor surse naturale de radiații la doza efectivă anuală [40]

Surse de radiații Doza efectivă anuală (mSv)
Valoare medie Valori așteptate

Radiația cosmică Componenta fotonică și radiații direct ionizante 0,28
Componenta neutronică 0,10
Radionuclizi cosmogenici 0,01
Total cosmic + cosmogenic 0,39 0,3 – 1,0a
Radiația terestră În exterior („outdoors”) 0,07
În interior ul clădirii („indoors”) 0,41
Total radiație terestră 0,48 0,3 – 1,0b

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
50

Surse de radiații Doza efectivă anuală (mSv)
Valoare medie Valori așteptate

Inhalare
Seriile uraniului și thoriului 0,006
Radon (222Rn) 1,15
Thoron (220Rn) 0,10
Total inhalare 1,26 0,2 – 10c
Ingestie 40K 0,17
Seriile uraniului și thoriului 0,12
Total ingestie 0,29 0,2 – 10d
Total 2,40
a – valoarea depinde altitudine (intervalul acoperă valorile pornind de la nivelul mării până la
altitudini ridicate)
b – depinde de compoziția radionuclidului în sol și materialul de construcție
c – depinde de acumularea radonului în interiorul clădirii
d – depinde de compoziția radionuclidului în mâncare și apa de băut
III.1.3. Expu nerea la materiale natural radioa ctive ca urmare a activităților
industriale
Activitățile legate de extracția și procesarea minereurilor pot conduce la nivele crescute
de material radi oactiv natural (NORM – N aturally Occur ring Radioactive Material s) în
produsele finale, produsele secundare și deșeuri.
În statele Uniunii Europene au fost efectuate evaluări ale amplasamentelor cu nivele
amplificate tehnologic de material natural radioact iv și au fost identificate nouă astfel de
categorii: extracția și prelucrarea minereului de uraniu, mineritul metalelor, industria fosfaților,
mineritul cărbunelui și producerea de energie în termocentrale, extracția petrolului și a gazelor
naturale, industria metalelor rare și a oxizilor de titan, industria zirconiului și a ceramicii,
aplicații utilizând radionuclizi naturali (radiu și toriu) și depozitarea materialelor de construcții
(domeniu considerat a fi de interes mai mic ).
La nivel European, primele trei categorii reprezintă prin cipalele industrii poluante din
punct de vedere al cantității totale de deșeuri produse, în timp ce la următoarele trei categorii,
nivelele de radionuclizi din produse și/sau deșeuri pot fi în mod particular foarte ridicate ;
activitățile din ultimele trei categorii nu au fost evaluate complet din punct de vedere al
expunerii populației.
Pentru activitățile din trecut, principala preocupare este legată de zonele în care au fost
amplasate reziduurile înaintea stabilirii actualelor standarde de protecție radi ologică. Multe
dintre aceste amplasamente au fost curățate iar dozele reziduale și conținutul de radionuclizi

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
51
sunt cunoscute. Pentru activitățile industriale aflate în desfășurare, principalele preocupări sunt
legate de efluenți și emisiile produse de deșe uri.
La nivel internațional și la nivel național se depun eforturi serioase pentru evaluarea
expunerii la NORM (N aturally Occur ring Radioactive Material s) și pentru dezvoltarea
strategiilor de rezolvare a situațiilor existente ce conduc la expunerea populației. Deși dozele
către populație sunt în general mici, unele grupuri critice pot primi doze semnificative [40].

III.2. Surse artificiale
III.2.1. Utilizarea surselor de radiații în scopuri pașnice
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 și 1985, cu o creștere medie de peste 20% pe an, a fost urmată de o încetinire de doar puțin peste 2% pe an între 1990 și 1995. Cu
toate că a crescut numărul centralelor nucleare dezafectate sau închise, producerea energiei
nucleare continuă să crească, deși la viteze mult mai mici: aproximativ 0,2% pe an în perioada
1996 – 2000 și 0,1% din 2000 până în 2005.
Expune rea la radiații a persoanelor din populație se produce ca urmare a emisiilor/
deversărilor de material radioactiv. Dozele pot varia foarte mult de la o instalație la alt a, între
diferite amplasamente și în timp.
Exploatarea și prelucrarea minereului de ur aniu
În perioada 1998 – 2003, în 24 de state au fost produse anual aproximativ 35 000 tone
de uraniu. Principalul producător a fost Canada, cu aproximativ 20% din producția mondială,
urmată de Australia. De la începutul erei nucleare, producția de uraniu a fost asigurată de 31 de
state. Canada a produs circa 21%, Statele Unite 20 %, fostele state membre ale Uniunii
Sovietice 20% și Germania 12%. Producția anuală a scăzut după 1990, dar se menține relativ
stabilă din 2000 până în prezent, după cum se poate vedea din figura III.4.

Fig. III. 4. Producția de uraniu, la nivel mondial, din 1990 până în 2003 [unscear 2010]

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
52
Există numeroase zone miniere dezafectate. Statele ce au declarat zone dezafectate sunt
Argentina, Australia, Bulgaria, Canada, Cehia, Danemarca, Franța, Germania, Slovenia, Spania
și Statele Unite. Alte state cu responsabilități de mediu legate de exploatarea uraniului sunt
Brazilia, Romania și Ucraina.
În anul 2003 existau în operare 294 instalații de procesare a minereului și 8 în
construcție; 149 erau deja dezafectate iar 231 închise în vederea dezafectării [40]. Reziduurile
de la exploatare sunt de ap roximativ o tonă la fiecare tonă de minereu extras și păstrează în
general 5 ÷ 10 % din uraniu și 85% din activitatea totală . Haldele de minereu steril pot deveni
o importantă sursă de expunere a populației. Problemele de expunere p ot să apară în urma
contamin ării apelor, ca urmare a scurgeril or ce pot antrena uraniul din haldele de steril.
Eroziunea acoperișurilor, defectarea structurală a digurilor de protecție, scurgerile către apele
subterane sau de suprafață și emisiile de radon reprezintă câteva dintr e cele mai importante
mecanisme de eliberare a poluanților către mediu.

Centralele nucleare
În perioada 1998 ÷ 2002 existau 452 de reactori operaționali. Din aceștia, 23 au intrat în
funcțiune în respectiva perioadă, 14 au fost închiși, iar 8 nu au produs energie. Între 2003 și 2005 au fost puși în funcțiune alți 10 reactori, 8 au fost închiși iar 22 de reactori noi au fost
construiți în 10 state. Din 2007 numărul a crescut cu încă 30 de reactori construiți în 13 state.
Comitetul UNSCEAR a determinat emisiile medii de radionuclizi ale reactorilor pe
baza datelor furnizate de operatori; aceste medii au fost utilizate pentru estimarea expunerilor
generate de un reactor de referință. Factorii de influență ai dozelor calculate sunt numeroși:
localizarea geopolitică a reactorului, punctele de deversare, distribuția populației, producerea
alimentelor și nivelul de consum, căile și mecanismele de migrație în mediu a radionuclizilor. Aceeași emisie de activitate cu aceeași compoziție de radionuclizi poate gen era doze diferite
către populație. Astfel, expunerile calculate pentru un reactor de referință oferă doar o măsură
generală a experienței de operare a unui reactor și servesc drept mă surători standardizate pentru
analiza tendințelor pe termen lung a practicilor de operare.

Estimarea dozelor la nivel local și regional
Concentrațiile din mediu ale radionuclizilor emiși sunt în general prea mici pentru a
putea fi măsurate, exceptând imediata vecinătate a instalației nucleare și chiar și aici doar
pentru un număr limitat de radionuclizi.
Grupurile critice luate în calcul la licențierea și controlul efluenților unei centrale
nucleare sunt restrânse la persoanele ce locuiesc pe o rază de 3 km în jurul centralei, iar dozele
anuale pe acest grup sunt supuse constrângerilor în domeniul 200 – 300 µSv. Dozele anuale

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
53
estimate pentru aceste grupuri sunt mult mai mici decât aceste limite. Considerând că peste
80% din doza colectivă se datorează componentei aeropurtate, ținând cont de diferențele dintre
valorile fac torilor de diluție pentru sursele reprezentative și a condițiilor meteo pe termen lung,
la un grup critic cu o rază de 1 km, se poate estima că în perioada 1998 – 2002 dozele efective
anuale maxime sunt de ordinul a 0,02 mSv.

III.2.1.2 Transportul de mate riale nucleare și radioactive
Transportul normal de materiale radioactive se referă la operațiunile de transport ce au
loc fără incidente sau accidente de pierdere/ deteriorare a containerelor. Astfel de situații apar în
timpul transportului, dar impactul lor este în general limitat prin sistemele intrinseci de
securitate ale containerelor și prin procedurile de control ce includ și răspunsul în caz de
urgență [45, 46].
Materialele radioactive naturale sau artificiale sunt utilizate intensiv la nivel mondia l și
sunt transportate atât în interiorul unei țări cât și între diverse state. Există o mare varietate de
materiale transportate, de la mici cantități de radiofarmaceutice cu scopuri medicale la
combus tibil nuclear ars puternic radioa ctiv și deșeuri prove nite din ciclul de combustibil
nuclear. Manipularea și transportul acestora poate conduce la expuneri ale lucrătorilor și persoanelor din populație.
IAEA estimează că anual sunt efectuate 10 milioane de expedieri de material
radioactiv. Marea majoritate a acestora, aproximativ 95% nu sunt legate de activitățile din
ciclul de combustibil nuclear, Datele disponibile arată că, în condiții normale de transport,
expunerea este mică [ 40, 45] . De exemplu, în Statele Unite și Marea Britanie, transportul
materialelo r din ciclul de combustibil contribuie semnificativ mai puțin la expunerea
lucrătorilor decât transportul materialelor ce nu fac parte din ciclul de combustibil.
Este un fapt verificabil că dozele către persoanele din populație datorate transportului în
condiții normale a materialului radioa ctiv sunt foarte scăzute [ 40, 48 ]. În Germania, o valoare
conservativă a dozei anuală către populație, datorată transportului de combustibil nuclear este sub 0,1 mSv. În Franța se estimează că aceste transporturi generează o doză anuală maximă de
0,2 mSv.

III.2.1.3 Alte aplicații
Producția de radioizotopi
Radioizotopii au numeroase aplicații în industrie, medicină și cercetare. Expunerea la
radiații poate să apară datorită unor neconformități în procesul de producție sau etapele de

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
54
depozitare a produsului conținând radionuclizi. Izotopii cel mai utilizați în examinări medicale
și medicină nucleară sunt 131I și 99mTc. Estimarea dozelor rezultate din producția și utilizarea
radioizotopilor este a fectată de incertitudini destul de mari din cauza disponibilității limitate a
datelor privind producția comercială și pierderilor ce pot apare atât la producere cât și la
utilizare.
Una dintre cele mai importante utilizări a radionuclizilor este în radiodiagnostic și
terapie. Cel mai important radionuclid, utilizat în 80% din investigațiile de radiodiagnostic este
99mTc (provenit din 99Mo). Datele privind scăpările de 131I din spitale sunt limitate [40] . După
administrarea pe cale orală, 131I se elimină prin sistemul excretor, dar sistemele de tratare a
deșeurilor, prevăzute cu bazine de retenție sunt eficiente în reducerea cantității de 131I din
efluenții lichizi până la o fracțiune foarte mică (aproximativ 5 x 10-4) din cantitățile
administrate pacienților. Acest aspect pare a fi confirmat de concentrațiile foarte mici de 131I
măsurate în apele de suprafață și sistemele de canalizare din câteva țări, deși astfel de
informații nu sunt colectate și raportate sistematic.
Reactorii de cercetare
Reactorii de cercetare sunt utilizaț i pentru te starea combustibilului nuclear ș i a diverse
alte materiale, pentru experimente de fizică nucleară și neutronică, biologie și medicină și
pentru produc ția de radioizotopi. Utilizarea reactorilor de cercetare este, la nivel global, mult
mai răspândită decât utilizarea reactorilor pentru producerea de energie electrică. În anul 2003,
70 de state erau înregistrate că oper ează un număr de peste 280 de reactori de cercetare [47].
Produse de consum Există o serie de produse de larg consum ce c onțin nivele scăzute de radioactivitate.
Unele dintre ele con țin nivele scăzute de NORM (Naturally Occur ring Radioactive Material s),
dar majoritatea produsele de consum ce conțin substanț e radioactive, au materialul radioactiv
adăugat în mod intenț ionat pentru a li se modifica propr ietățile fizice sau chimice.
Detectori i de fum moderni, pe bază de camere de ionizare, folosiți pentru alarmare la
incendiu conțin o foiță de
241Am cu o activitate ce nu depășește 40 000 Bq. În Marea B ritanie
aproximativ 80% din locuințe sunt prevăzute cu astfel de detectori de fum. Presupunând o expunere de 8 h/zi la o distanță de 2 m de detector ar rezulta o doză anuală de 0,07 µSv.
Unele persoane din populație colecționează fosile, roci sau minerale . În unele zone ale
Marii Britanii rocile native conțin concentrații semnificative de uraniu și produșii săi de
dezintegrare. Doza globală pentru astfel de persoane, în condiții normale de manipulare și
păstrare, este de ordinul a unei mici fracțiuni din doza totală datorată fondului natural.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
55
„Surse radioactive orfane” este un termen utilizat de autoritățile de reglementare în
domeniul nuclear pentru a denumi sursele radioactive aflate în afara controlului oficial. Sursele
orfane includ: surse ce au fost supuse controlului legal dar au fost abandonate, pierdute sau
amplasate eronat; surse furate sau mutate fără autorizație. Nu se cunoaște cu exactitate numărul
surselor orfane, dar se estimează că la nivel mondial acesta depășește câteva mii. Un studiu al Uniunii Europene arată că anual până la 70 de surse scapă de sub controlul reglementar. Deși o
mare parte din aceste surse nu prezintă un risc radiologic semnificativ posibilitatea unor
accidente este totuși importantă.

III.2.2 Aplicații militare
Între anii 1945 și 1980, p e 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
și între 1961-1962. După semnarea în 1963 a Tratatului de Interzicere a Testelor Nucleare în
Atmosferă, sub Apă și în Spațiul Cosmic, testele nu cleare s -au efectuat majoritar sub pământ.
Testele atmosferice de la începuturi rămân principala sursă a expunerii mondiale datorate
testelor militare [40]. În total au fost efectuate 502 teste atmosferice, distribuția lor fiind
prezentată în figura III.5.

Fig. III. 5. Numărul testelor nucleare efectuate în atmosferă ,
pentru fiecare amplasament nuclear [40]
Deoarece testele nucleare au avut loc în regiuni izolate, dozele datorate acestor practici
nu au contribuit semnificativ la dozele colective globale, după cum se poate vedea din figura
III.6.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
56

Fig. III.6 . Dozele efective anuale per persoană datorate testelor nucleare,
între anii 1950 – 2005 [40]

III.2.3 Expunerea la radiații 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 greșit conceput, reactorul unității 4 al centralei nuclearo – electrice de la Cernobîl, a explodat. În urma exploziei, în a tmosferă a fost eliberată o
cantitate impresionantă de radionuclizi, care au ajuns în păturile înalte ale atmosferei și s -au
răspândit în întreaga Europă.
Explozia a expus zona activă a reactorului, trimițând în atmosferă un nor de fum,
produși de fisiune și fragmente de materiale până la o înălțime de aproximativ 1 km. În timp ce
fragmentele grele au căzut și s -au acumulat pe terenul din jurul reactorului, cele mai ușoare,
incluzând produșii de fisiune și practic întreg inventarul de gaze nobile, au fost purtate de
vântul predominant pe direcția nord – vest față de centrală. În ceea ce a rămas din unitatea 4 a
izbucnit un incendiu pornind de la moderatorul de grafit din zona activă a reactorului . Focul a
dus la accelerarea emisiilor de material radioactiv în atmosferă . Datorită incendiului ce a
cuprins și moderatorul, durata eliberării de materiale radioactive și cantitatea eliberată au fost
mari. Elemente slab volatile, cum ar fi ceriul, zirconiul, actinidele și în bună măsură bariul,
lantanidele și stronțiul, au fost cuprinse în particulele de combustibil. Particulele de mici
dimensiuni au putut fi dispersate pe distanțe foarte mari.
În primele 10 zile de la accident, perioada în care au avut loc emisiile cele mai
importante, condițiile meteorologice au v ariat foarte puternic. Pe data de 26 aprilie, când a avut
loc accidentul, direcția predominantă a vântului era nord – vest, ceea ce a făcut ca în această

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
57
fază emisiile să fie transportate deasupra Bielorusiei (care a fost, de altfel, țara cea mai puternic
afectată de accident), Poloniei, Scandinaviei, Belgiei și Marii Britanii. Ulterior, vântul și- a
schimbat direcția către sud și sud – vest, astfel încât au fost contaminate Europa Centrală, zona
Balcanilor și nordul Mediteranei.
În tabelul III.2. sunt prezentate dozele echiva lente pe ntru tiroidă și dozele efective
angajate în primul an de la accident pentru diverse zone din Europa [49].

Tabelul III.2. Dozele echivalente pe tiroidă și dozele efective angajate în primul an de la accident pentru diverse zone din Europa [49].
Doza echivalentă în primul an după Cernobîl ,
mSv Media pe țară a dozei echivalente ,
mSv
Tiroidă Efectivă Tiroidă Efectivă
Copil Adult Rural Urban Copil Adult
EUROPA DE NORD
Finlanda 1,80 1,20 0,49 0,44 1,80 1,20 0,46
Suedia C
N
S 1,80
0,47 0,87 0,70
0,92 0,28 0,44
0,87 0,11 0,34
0,83 0,99
1,00
0,34
0,15
EUROPA CENTRALĂ
Cehia V
E 2,00
2,20 2,30
2,60 0,28
0,37 0,27
0,35 2,10 2,40 0,31
Germania E
N C
S 5,10
0,66
2,30
6,20 0,97
0,20
0,53
1,50 0,22
0,07
0,14
0,51 0,20
0,06
0,12
0,46
2,50
0,55
0,15
Ungaria V
E 7,50
4,50 1,30
0,79 0,29
0,18 0,27
0,17 6,00 1,00 0,23
Polonia 8,10 1,40 0,28 0,26 8,10 1,40 0,27
EUROPA DE EST
România V
E S 8,20
33,00 17,00 1,20
5,30 2,70 0,27
1,10 0,55 0,25
1,00 0,52
18,00
2,80
0,57
Bulgaria N
S 25,00
25,00 2,80
2,90 0,72
0,81 0,70
0,77 25,00 2,90 0,76
Croația N
S 22,00
3,60 8,50
1,50 0,66
0,11 0,59
0,10 13,00 5,00 0,40

Deși norul radioactiv a ajuns deasupra României relativ târziu, au existat totuși zone cu
depuneri relativ importante [50, 51]. În primele zile după accident, 131I a avut cea mai
importantă contribuție la doza internă angajată de populație, după dispariția sa principalul
factor fiind 137Cs și, într -o mai mică măsură, 90Sr. În ceea ce privește efectul asupra populației,
în timp ce aerosolii au dat naștere unei doze de inhalare în populație, depunerile au contribuit și
ele la doza internă în mod indirect, prin contaminarea apei și alimentelor [52].

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
58
Cercetările efectuate în țara noastră cu privire la consecințele pentru populația
României, au luat în calcul factorii de risc recomandați de UNSCEAR pentru 131I. În urma
studiilor întreprinse a fost estimată o creștere relativă a mortalității prin cancer tiroidian cu cca.
6,5% pentru zona Bucureștiului, concluzia fiind că acest procent se încadrează în fluctuația
statistic ă normală a mortalității prin cancer din această zonă, neputând fi depistată
epidemiologic [ 53, 54].
Accidentul de la Fukushima
Deși a fost clasificat cu gradul 7 pe sca ra INES – International Nuclear and
Radiological Event Scale – accidentul de la Fukushima a fost mult mai puțin sever decât cel de
la Cernobîl (figura III.7).

Fig. III.7 . Clasificarea evenimentelor radiologice pe scara INES – International Nuclear and
Radiological Event Scale)
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 și tsunami -ul au condus la peste 14.000 victime omenești și peste 10.000
persoane dispărute. Au fost afect ate mai multe facilități nucleare: Tokai, Higashi Dori,
Onagawa, TEPCO`s Fukushima Dai -ichi și Dai- ni, dintre acestea cea mai afectată fiind
TEPCO`s Fukushima Dai-ichi.
Primul val al seriei de tsunami a lovit la 46 minute după cutremur . Fukushima Dai -ichi
a fost proiectată să reziste la valuri de maxim 5,7 m și a fost lovită de valuri având o înălțime
mai mare de 14 m, ceea ce a condus la pierderea sistemelor de control asupra reactoarelor 1 – 4
și apariția unor explozii care au condus la împrăștierea în atmosferă a radionuclizilor. Acest fapt a determinat clasificarea accidentului ca fiind de gradul 7, cel mai înalt pe scar a 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 și 30 km de centrală evacuările s -au făcut pe bază de
voluntariat. Au fost monitorizate depunerile pe sol și contaminarea alimentelor. Peste 93%

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
59
dintre probele alimentelor analizate au indicat Cs -134 / Cs -137 și I -131 ca având valori sub
limitele admise în Japonia iar 7% dintre probe au indicat valori ce depășesc aceste limite .
În figura III. 8. sunt prezentate rezultatele cu privire probele alimentelor analizate în
diverse zone din jurul centralei.

Fig. III. 8. Numărul alimentelor analizate în perioada 19 – 31 mai 2011 în diverse zone [55]
În colaborare cu guvernul Japoniei, experți IAEA au avut misiunea de identificare a
lecțiilor ce trebuie învățate din accident și de comunicare a acestor informații către întreaga
comunitate nucleară din lume. În figur a III.9 sunt prezentate debitele de doză gamma în diverse
zone din jurul Fukushima.

Fig. III. 9. Debitul de doză gamma măsurat în perioada 25 martie 2011 – 03 iunie 2011 [55]

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
60
III.3. Expunerea populației din România la surse naturale de radiații
Deși în România nu sunt disponibile hărți de distribuție ale radonului și ale debitelor de
doză externă, până în prezent au fost efectuate studii cu privire la expunerea populației la surse
naturale de radiații [ 56].
În tabelul III.3. sunt prezentate dozele efective anuale înregistrate de populația
României datorate expunerii la surse naturale de radiații .

Tabel III.3. Dozele efective anuale datorate surselor naturale de radiații [ 56]
Nr.
crt. Sursa de radiații Doza efectivă anuală
per locuitor, mSv Doza colectivă anuală
om∙Sv % din doza totală
1 Inhalare 222Rn
220Rn 1,590
1,315 35855
7103 53,0%
10,5%
2 Ingestie 40K, 238U,
232Th 0,272 6140 9,1%
3 Radiația cosmică 0,485 7555 11,2%
4 Radiația terestră 0,335 10960 16,2%
TOTAL 2,512 100%

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

Fig. III.10. C ontribuția fiecărui tip de expunere la doza efectivă anuală
primită de o persoană din populație [56]

Se observă că radonul (222Rn) și descendenții lui sunt principalii contribuitori la doza
efectivă totală datorată expunerii la surse naturale de radiații (53%), după care urmează radiația
terestră (16,2%), radiația cosmică (11,2%), thoronul (220Rn) și descendenții lui (10,5%) și
ingestia radionuclizilor 40K, 238U, 232Th (9,1%).

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
61
III.4. Proprietățile detectorilor termoluminescenți 7LiF:Mg,Cu,P
Pentru măsurători de doză ambientală au fost utilizați detectori termoluminescenți cu
cristale de 7LiF:Mg,Cu,P ( detectori numiți în continuare 7777H) . Alegerea acestor detectori
pentru determinări ale fondului natural de radiații se datorează sensibilității acestor detectori, a
căror limită minimă de detecție pornește de la 1µGy [57, 58].
LiF:Mg,Cu,P este un material de 30 ori mai sensibil la radiații γ comparativ cu
LiF:Mg,Ti (materialul cel mai des utilizat în dozimetria termoluminescentă), 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) și caseta dozimetrică cu filtrare sp ecific ă
determinărilor de mediu (casetă tip 8855) . Pentru interpretarea semnalului termoluminescent se
folosește cititorul Harshaw 4500.
Datele specifice casetei și elementelor de detecție ale cartelei se regăsesc în tabelul
III.4.

Tabel I II.4. Specificații privind f iltrarea elementelor de detecție [59]
Elementul 1 Elementul 2 Elementul 3 Elementul 4
material grosime material grosime material grosime material grosime
Material TLD -700H 0,38mm TLD -700H 0,38mm TLD -700H 0,38mm TLD -700H 0,38mm
Filtrare ABS+C u 331mg/cm2 ABS+ PTFE 1000 mg/cm2 Al Mylar 6,8mg/cm2 ABS +Sn 704mg/cm2

Modul de dispunere a elementelor TLD- 700H și rolul acestora sunt pre zentate în figura III. 11:
• elementul 1 furnizează informații despre fotonii de energie joasă ;
• elementul 2 are filtrarea corespunzătoare pentru determinarea dozei ambientale ;
• elementul 3 are filtrarea corespunzătoare pentru determinarea dozei direcționale ;
• elementul 4 furnizează informații despre fotonii de energie medie.

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

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
62
Filtrele sunt așezate simetric în caseta dozimetrică astfel încât fiecare element al casetei
este acoperit cu același filtru pe ambele fețe ale casetei. Acest fapt asigură absorbția
corespunzătoare a radiațiilor pentru evaluarea dozei ambientale și dozei direcționale (fig.
III.12).

Fig. III. 12. Caseta dozimetrică cu filtrare specifică determinărilor de mediu

III.4.1. Mărimi dozimetrice și mărimi operaționale folosite în dozimetria de mediu
Principalele mărimi dozimetrice care sunt legate de transferul energiei de la fasciculul
primar de radiații către mediul iradiat sunt kerma K, și doza absorbită, D , mărimi care au fost
definite în capitolul I, la paragraful I.1.2.2.
Pentru scopul monitori zării de mediu, Comisia Internațională de Protecție Radiologică
(ICRU – International Commission on Radiation Units & Measurements) a introdus două
mărimi care leagă câmpul de radiație extern de doza efectivă și de doza echivalentă în piele.
Prima mărime, echivalentul de doză ambiental H*(d ), este adecvată radiației puternic
penetrante, iar cea de a doua, echivalentul de doză direcțional H’(d), este adecvată pentru
radiația slab penetrantă.
Pentru definirea acestor mărimi utilizate în monitorizarea mediului este necesară
definirea unor câmpuri de radiații care sunt derivate din câmpul real de radiații. Pentru
caracterizarea câmpurilor de radiații derivate, Comisia Internațională de Protecție Radiologică
a definit termenii „ expandat ” și „ aliniat” [ 7, 8].
Câmpul expandat este câmpul în care fluența, distribuția unghiulară și distribuția
energetică a fluenței au aceeași valoare pe întregul volum de interes ca și câmpul real în
punctul de referință. Câmpul expandat și aliniat este un câmp în care fluența și d istribuția sa
energetică sunt aceleași cu ale câmpului expandat, dar fluența este unidirecțională.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
63
Cu aceste noțiuni, se definesc mărimile:
• echivalentul de doză ambiental H*(d), definit într -un punct din câmpul de radiație, este
echivalentul de doză ce ar fi produs de câmpul aliniat și expandat corespunzător, în
sfera ICRU, la o adâncime d, pe raza opusă direcției câmpului aliniat [ 7, 8].
• echivalentul de doză direcțional H’(d), definit într -un punct din câmpul de radiație, este
echivalentul de doză ce ar fi produs de câmpul expandat corespunzător, în sfera ICRU,
la o adâncime d, pe o rază într -o direcție specificată [ 7, 8].

III.4.2. Evaluarea dozelor folosind detectori termoluminescenți 7LiF:Mg,Cu,P
În prezent, la nivel internațional și la nivel național se depun eforturi serioase pentru
dezvoltarea strategiilor de rezolvare a situațiilor existente ce conduc la expunerea populației.
Deși dozele către populație sunt în general mici, unel e grupuri critice pot primi doze
semnificative [ 40].
Radioactivitatea naturală, modificată de om în ultimele decenii, are o contribuție relativ
redusă la doza datorată expunerii la surse naturale de radiații. Există totuși unele zone în
România cu valori ceva mai ridicate, cunoscute ca zone cu radioactivitate naturală crescută,
datorită existenței și exploatării minereurilor uranifere.
La nivel european s -a constatat că extracția și prelucrarea minereului de uraniu,
mineritul metalelor, industria fosfațilo r reprezintă principalele industrii poluante din punct de
vedere al cantității totale de deșeuri radioactive produse. Pentru categoriile: mineritul
cărbunelui și producerea de energie în termocentrale, extracția petrolului și a gazelor naturale,
nivelele de radionuclizi din produse și/sau deșeuri pot fi doar în mod particular foarte ridicate
[40].
Pentru evaluarea dozelor ambientale am efectuat calibrări ale dozimetrelor
termoluminescente de mediu 7LiF:Mg,Cu,P, pentru:
• stabilirea răspunsului dozim etrului relativ la fotoni
• studiul influenței energiei radiației asupra răspunsului dozimetrului de mediu
• verificarea corectitudinii rezultatelor furnizate de algoritmul de calcul al producătorului și stabilirea variantei optime de lucru a acestui algoritm, pentru minimizarea erorilor
asociate rezultatelor

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
64
III.4.2.1. Stabilirea răspunsului relativ la fotoni al sistemului
termoluminescent de mediu
Răspunsul relativ la fotoni a fost stabilit respectând aceleași etape descrise la paragraful
II.4.1. A m iradiat 5 dozimetre termoluminescente de mediu la surs a de 137Cs, la 5 mSv. Aceste
5 dozimetre au fost însoțite de alte 5 dozimetre de mediu pentru înregistrarea valorilor de fond
natural de radiații.
Profilul timp -temper atură utilizat este diferit, adaptat materialului 7LiF:Mg,Cu,P:
 Preîncălzire până la 1650C;
 Achiziție de date până la 2600C, viteza de încălzire 150C/secundă
 Ștergere 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 (prezentat la III.4.2.2), pentru determinarea
echivalentului de doză ambiental H*(10) și a echivalentului de doză direcțional H’(0,07).

III.4.2.2. Algoritmul de calcul folosit pentru evaluarea dozei ambientale
Algoritmul utilizat pentru evaluarea dozelor ambientale , numit „Harshaw MCP
environmental dosemeter” , conține următoarele variante care aproximează câmpul în care au
fost iradiate dozimetrele cu unul din următoarele câmpuri :
• Genera l („General”)
• Câmp de energii joase („ Low energy” )
• Câmp de energii ridicate („ High energy” )
• Câmp de Cs -137 („ Cs137 only” )
Opțiunile se aleg în funcție 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 funcție de opțiunea selectată, algoritmul aplică factorii de calibrare
adecvați pentru determinarea dozelor de mediu. Determinarea acestor factori este realizată de
producătorul echipamentelor, în urma calibrării sistemului termoluminescent de mediu în
diferite câmpuri de radiații .

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
65
III.4.3. Studiul dependenței răspunsului de energia medie de iradiere a
dozimetrului
Studiile efectuate au urmărit evaluarea dependenței energetice a detectorului 7777H și
modul în care algoritmul de calcul furnizat de p roducător poate compensa această dependență
[29].
Pentru studiul dependenței răspunsului de energia medie de iradiere a dozimetrului tip
7777H au fost iradiate 60 dozimetre la aceeași valoare a lui K a (kerma în aer), la 16 calități ale
radiației fotonice. D ozimetre le au fost iradiate în condiții de laborator standard secundar , la
Czech Metrology Institute – Inspectorate for Ionizing Radiation (incertitudine asociată
rezultatelor sub 5%).
Iradierile au fost efectuate folosind surse etalon izotopice quasi -punctiforme (137Cs și
60Co) și generatori de radiații X, cu lărgimea spectrului ce poate fi încadrată în spectrul ISO –
Narrow. Au fost iradiate minim două dozimetre pentru aceeași valoare a mărimii kerma în aer.
Deoarece iradierea dozimetrelor s -a realizat în unități de kerma în aer, am folosit
factorii de conversie pentru calitatea radiațiilor (standardizați), pentru trecerea de la kerma în
aer la mărimile operaționale H*(10) și H’(0,07) [5, 6].
Echivalentul de doză ambiental H*(10) este mărimea adecvată radiației puternic
penetrante (radiații de energie mare), din acest motiv nu au sens factorii de conversie pentru
energii mai mici de 30keV. Echivalentul de doză direcțional H’(0,07) este mărimea adecvată
radiației slab penetrante (radiații de energie mică), din acest motiv nu au sens factorii de conversie pentru energii mari (după cum se observă și din tabelul III.5).

Pentru determinarea dozelor ambientale folosind algoritmul de calcul am folosit
varianta „ Cs137only”, deoarece stabil irea răspunsului relativ la fotoni s -a realizat prin iradierea
la o sursă de Cs -137.
În tabelul III.5 sunt prezentate datele referitoare la condițiile în care a avut loc iradierea
dozimetrelor , factorii de conversie corespunzători calității radiațiilor, valorile convențional
adevărate furnizate de laboratorul de calibrări pentru kerma în aer și valorile convențional
adevărate pentru mărimile operaționale H*(10) și H’(0,07) (incertitudine asocia tă rezultatelor
sub 5%).

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
66
Tabel III.5 . Condițiile de iradiere și valorile convențional adevărate înregistrate de dozimetrele
termoluminescente de mediu

Nr
crt
Cod
dozimetru
Kerma
în aer,
mGy
Calitate a radiație i
energia medie,
keV Factor de conversie
𝐻𝐻′(0,07)
𝐾𝐾𝑑𝑑
mSv/mGy Factor de conversie
𝐻𝐻∗(10)
𝐾𝐾𝑑𝑑
mSv/mGy
H’(0,07) c.a.
mSv
H*(10) c.a.
mSv
1 1000072
2,00 N-10, 8keV 0,91 – 1,82 –
1000028
2 1000039
2,00 N-15, 12keV 0,96 – 1,92 –
1000069
3 1000034
2,01 N-20, 16 keV 1,00 – 2,01 –
1000063
4 1000050
1,99 N-25, 20 keV 1,03 0,52 ! 2,04 –
1000101
5 1000027
2,00 N-30, 24 keV 1,10 0,80 ! 2,20 –
1000070
6 1000083
2,00 N-40, 33 keV 1,25 1,25 2,50 2,36
1000097
7 1000090 2,00 N-60, 48 keV 1,48 1,59 2,96 3,18
8 1000060
1,99 N-80, 65 keV 1,60 1,73 3,18 3,44
1000026
9 1000042
2,00 N-100, 83 keV 1,60 1,71 3,20 3,42
1000073
10 1000078
2,00 N-120, 100 keV 1,55 1,64 3,10 3,28
1000016
11 1000094
2,00 N-150, 118 keV 1,50 1,58 3,00 3,16
1000062
12 1000046
1,99 N-200, 164 keV 1,39 1,46 2,77 2,90
1000074
13 1000068
2,00 N-250, 208 keV 1,34 1,39 2,68 2,78
1000077
14 1000035
2,00 N-300, 250 keV 1,31 1,35 2,62 2,70
1000013
15 1000032
2,00 Cs-137, 661 keV – 1,20 – 2,42
1000092
16 1000067
2,00 Co-60, 1250 keV – 1,16 – 2,32
1000018

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
67
În tabelul III.6. sunt prezentate rezultatele obținute privind răspunsul dozimetrului în
funcție de energia medie de iradiere. Răspunsul dozimetrului reprezintă raportul dintre valoarea
măsurată și valoarea convențional adevărată.
Determinările sunt efectuate pentru ambele mărimi raportate de către dozimetrul
termoluminescent de mediu: H*(10) și H’(0,07), în condițiile în care a fost folosită varianta
„Cs137only” a algoritmului de calcul furnizat de producătorul echipamentelor.

Tabelul II I.6. Răspunsul dozimetrului în funcție de energia medie de iradiere ( „Cs-137only”)
Calitatea
radiației Energia
medie
(keV)
H’(0,07)c.a.
.mSv
H’(0,07)măs .
.mSv Raport
𝐻𝐻’(10)𝑚𝑚ă𝑐𝑐.
𝐻𝐻’(10)𝑐𝑐.𝑑𝑑.
H*(10)c.a.
mSv
H*(10)măs.
mSv Raport
𝐻𝐻∗(10)𝑚𝑚ă𝑐𝑐.
𝐻𝐻∗(10)𝑐𝑐.𝑑𝑑.
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
S-Cs 661 – 2,52 – 2,42 2,42 1,01
S-Co 1250 – 1,93 – 2,32 2,61 1,12

În figura III.1 3 este prezentat modul în care răspunsul dozimetrului depinde de energia
medie de iradiere.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
68

Fig. III. 13. Răspunsul dozimetrului termoluminescent de mediu în funcție de energia medie de
iradiere (dozele sunt calculate folosind varianta „Cs137only” din algoritmul de calcul) .

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

Pentru verificarea modului în care algoritmul de calcul influențează rezultatele raportate
de detectorul termoluminescent de mediu, am evaluat dozele înregistrate de detectori aplicând
varianta „ General” a algo ritmului de calcul, această opțiune fiind recomandată în cazul în care
se lucrează într -un câmp de energii cuprinse în intervalul 20-1250 keV.

În tabelul III.7 . sunt prezentate valorile măsurate ale mărimilor H*(10) și H’(0,07 ) –
evaluate cu ajutorul algoritmului de calcul (varianta „ General”) – comparativ cu valorile
convențional adevărate raportate de laboratorul de calibrări precum și răspunsul dozimetrului
în funcție de energia de iradiere, pentru cele două mărimi determinate folosind dozimetrul
termoluminescent de mediu .

Tabelul III. 7. Răspunsul dozimetrului în funcție de energia medie de iradiere (algoritm
„General ”)
Calitatea
radiației Energia
medie
(keV)
H’(0,07)c.a.
.mSv
H’(0,07)măs .
.mSv Raport
𝐻𝐻’(10)𝑚𝑚ă𝑐𝑐.
𝐻𝐻’(10)𝑐𝑐.𝑑𝑑.
H*(10)c.a.
mSv
H*(10)măs.
mSv Raport
𝐻𝐻∗(10)𝑚𝑚ă𝑐𝑐.
𝐻𝐻∗(10)𝑐𝑐.𝑑𝑑.
N-10 8 1,82 1,20 0,66 – – –
N-15 12 1,92 1,82 0,95 – – – 0.10.30.50.70.91.11.31.51.71.9H'(0,07)/
H'(0,07) -ca
H*(10)/H*(10) -ca

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
69
Calitatea
radiației Energia
medie
(keV)
H’(0,07)c.a.
.mSv
H’(0,07)măs .
.mSv Raport
𝐻𝐻’(10)𝑚𝑚ă𝑐𝑐.
𝐻𝐻’(10)𝑐𝑐.𝑑𝑑.
H*(10)c.a.
mSv
H*(10)măs.
mSv Raport
𝐻𝐻∗(10)𝑚𝑚ă𝑐𝑐.
𝐻𝐻∗(10)𝑐𝑐.𝑑𝑑.
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

Răspunsul dozimetrului termoluminescent de mediu (pentru valori ale dozelor calculate
cu varianta „General”) se încadrează în intervalul (0,89 – 1,15) pentru intervalul 33 – 661 keV.
Pentru energii mai mari de 661 keV, rezultatele sunt supraevaluate cu până la 33%.
În figura III.14 este prezentat modul în care răspunsul dozimetrului depinde de energia
medie de iradiere.

Fig. III. 14. Răspunsul dozimetrului termoluminescent de mediu în funcț ie de energia medie de
iradiere (dozele sunt calculate folosind varianta „General” din algoritmul de calcul). 0.10.30.50.70.91.11.31.51.71.92.1H'(0,07)/
H'(0,07)- ca
H*(10)/
H*(10)- ca

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
70
Modul în care r ezultatele se încadrează în intervalul de acuratețe prevăzut de curbele
trompetă [ 60], este prezentat în figurile III.1 5 și III.1 6, atât pentru dozele ambientale calculate
cu varianta „Cs137only” cât și pentru varianta „General”.

Fig. III.15. Încadrarea rezultatelor în intervalul
de acuratețe prevăzut de curbele trompetă
(doze evaluate cu varianta „Cs137only”)

Fig. III.16. Încadrarea rezultatelor în intervalu
de acuratețe prevăzut de curbele trompetă (doze
evaluate cu varianta „General”)
Pentru determinarea energiei medii de iradiere a dozimetrului termoluminescent am
calculat raportul dintre intensitatea semnalului termoluminescent pe elementul E1 și elementul
E4, pentru energi ile la care au fost efectuate iradierile. Rezultatele sunt prezentate în tabelul
III.8.

Tabelul III. 8. Raportul intensităților semnalului termoluminescent raportate de elementele E1 și
E4, în funcție de energia de iradiere
Nr. Crt. Calitatea radiației Energia medie de iradiere, keV Raport E1/E4
1 N-40 33 5.845
2 N-60 49 5.01
3 N-80 63 2.71
4 N-100 83 1.67
5 N-120 100 1.345
6 N-150 118 1.17
7 N-200 164 0.945
8 N-250 203 0.83
9 N-300 250 0.775
10 S-Cs 661 0.815
11 S-Co 1250 0.915 0.000.200.400.600.801.001.201.401.601.802.00
0 1 2 3 4
Doza (mSv)"Cs137 only"
0.000.200.400.600.801.001.201.401.601.802.00
0 1 2 3 4
Doza (mSv)"General"

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
71
Graficul dependenței răspunsului dozimetric de energia medie de iradiere este ilustrat în
figura III.17

Fig. III.1 7. Dependența de energie a răspunsului dozimetrului termoluminescent de mediu
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 funcție de regiune, se
situează în intervalul 0,077 ÷ 0,157µSv/h (cf. Agenției Naționale pentru Protecția Mediului –
Rețeaua de Supraveghere a Radioactivității Mediului) [61] .
Aceste valori conduc la valori lunare ale fondului natural de radiații cuprinse între:
0,077𝜇𝜇𝑆𝑆𝑑𝑑
ℎ∙24ℎ ∙31=57,288𝜇𝜇 𝑆𝑆𝑑𝑑= 0 ,057𝑚𝑚 𝑆𝑆𝑑𝑑

0,157𝜇𝜇𝑆𝑆𝑑𝑑
ℎ∙24ℎ ∙31=116, 108𝜇𝜇 𝑆𝑆𝑑𝑑= 0 ,116𝑚𝑚 𝑆𝑆𝑑𝑑
Folosind detectorii termoluminescenți 7LiF:Mg,C ,P, am evaluat dozele ambien tale în
incinta unor obiectiv e nucleare. Pentru realizarea acestor măsurători, am colaborat cu
specialiști din cadrul Fabricii de Combustibil Nuclear – Pitești (F.C.N.) și cu Sucursala de
Cercetări Nucleare – Pitești (S.C.N.). Dozimetrele termoluminescente au fost amplasate în
diverse puncte de interes alese de reprezentanții celor două instituții. Dozele au fost evaluate
folosind varianta de lucru „Cs137only” , deoarece dozimetrele de mediu au fost plasate în câmp
de radiații caracterizat ca fiind de energie mare.
Pentru Fabrica de Combustibil Nuclear – Pitești (F.C.N. Pitești) punctele de interes au
fost alese în spatele unor magazii, depozite și platforme în care se află deșeuri solide
radioactive, zonele fiind zone supravegheate sau controlate (KMP -A, KMP -C și platforma
DMSR sunt zone controlate). Rezultatele obținute sunt prezentate în tabel ul III.8
01234567
0 200 400 600 800 1000 1200Raport E1/E4
Energie (keV)

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
72
Tabelul III. 8. Dozele ambie ntale pentru Fabrica de Combustibil Nuclear – Pitești.
Puncte de măsură aflate în zone controlate și 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 obținute pentru doz ele ambientale măsurate de dozimetrele
termoluminescente pentru o perioadă de o lună comparativ cu intervalul de valori pentru fondul
natural de radiații corespunzător unei luni calendaristice (0,057– 0,116) mSv/lună, cf. ANPM
se observă că valori le sunt comparabile cu valorile fondului natural , prezentând ușoare creșteri
în zonele supravegheate și controlate.
Pentru Sucursala de Cercetări Nucleare – Pitești (S.C.N. Pitești), punctele de interes au
fost alese în clădirea reactorului nuclear, în diverse încăperi tehnologice . Au fost determinate
dozele ambientale gamma în câmpurile de radiații existente în incinta clădir ii reactorului.
Rezultatele obținute sunt prezentate în tabel ul III.9.
Tabelul III.9. Dozele ambientale pentru Sucursala de Cercetări Nucleare – Pitești
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 10000 02 0,253 0,126
3 Punct 0 3 22.06. -22.08.2011 10000 12 0,646 0,323
5 Punct 0 5 22.06. -22.08.2011 10000 16 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

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
73
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 nu sunt determinări de doză gamma datorată fondului natural de ra diații, ci reprezintă
doze gamma datorate câmpului de radiații existent în încăperile tehnologice ale clădirii
reactorului nuclear.
Se observă că valorile lui H*(10) sunt mai mari decât valorile fondului natural de radiații
ceea ce era de așteptat pentru punctele de măsură alese, care se află în zone controlate, cu acces
monitorizat.
În general, pentru determinarea dozelor de mediu se aplică două metode:
• integrarea dozelor pe o perioadă îndelungată . Pentru astfel de determinări detectorii
termoluminescenți sunt cei potriviți, fiind utilizați atât pentru monitorizarea dozimetrică
a persoanelor expuse la radiații cât și pentru monitorizarea dozelor gama de mediu.
• determinări punctuale ale dozei, pentru care se folosesc sisteme electronice cu detectori cu corp solid și cu detectori cu gaz. Astfel de determinări se fac în jurul obiectivelor
nucleare majore, ceea ce permite alarmarea rapidă în cazul unui accident.

La nivel european, există peste 4000 stații de monitorizare a radioactivității mediului,
rețelele naționale fiind interconectate astfel încât să furnizeze valori ale debitului de doză din oră în oră (fig. III.19.). Motivul monitorizării radioactivității mediului îl constituie limitarea
expunerii populației la efectele radiațiilor nucleare.

Fig. III.19. Harta stațiilor de monitorizare a radioactivității mediului [62]

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
74
Detectorii termoluminescenți 7LiF:Mg,C,P folosiți pentru evaluarea dozelor ambientale
au avantajul unei limite de detecție foarte mici, pornind de la 1µGy, ceea ce este foarte
important pentru dozimetria de mediu .
Pentru dozimetrele termoluminescente de mediu iradiate la diverse calități ale
radiațiilor în condiții de laborator standard secundar , algoritmul de calcul utilizat pentru
evaluarea dozelor ambientale conduce la rezultate diferite în funcție de varianta aleasă:
„Cs137only” sau „General”.
Am s tabilit dependenț a răspunsului dozimetric termoluminescent de energia de iradiere.
Pentru stabilirea acestei dependențe au fost iradiate un număr de 60 dozimetre
termoluminescente de mediu la aceeași valoare a lui kerm a în aer, la 16 calități diferite ale
radiației fotonice. Am stabilit dependența intensității semnalului termoluminescent de energia
medie de iradiere în intervalul 8 keV – 1250 MeV și am evaluat modul în care algoritmul de
calcul furnizat de producător poate compensa aceasta dependență .
Pentru varianta „Cs137only” , răspunsul dozimetrului de mediu se încadrează în
intervalul (0,60 – 1,12), cu o subevaluare constantă a rezultatelor la valori intermediare ale
energiilor di n intervalul 33 –1250 keV și răspuns unitar la capetele intervalului. Pentru varianta
„General”, răspunsul dozimetrului de mediu se încadrează în intervalul (0,89 – 1,15) pentru 33
– 661 keV, cu o supraevaluare a rezultatelor de până la 33% pentru energia de 1250 keV. Pentru compensarea dependenței energetice au fost analizate datele de pe cele patru
elemente termoluminescente ale detectorului termoluminescent de mediu și a fost identificat
modul de evaluare a energiei de iradiere pentru alegerea variantei optime a algoritmului.
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 nuclear e de la Pitești. Datele
obținute au fost analizate comparativ cu datele actuale privind distribuțiile de doză externă
ambientală în Romania . Rezultatele obținute au fost apropiate de valoarea fondului natural de
radiații, cu ușoare creșteri în zonele perim etrale aflate în spatele unor depozite, magazii ș i
platforme ce conțin deș euri solide radioactive , aceste zone fiind zone supravegheat e sau
controlate , cu acces monitorizat .
Studiile efectuate folosind detectori termoluminescenți 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 informații
deosebit de utile referitoare la cal itatea radiației .

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
75

IV. DETECTORI TERMOLUMINESCENȚI FOLOSIȚI PENTRU
EVALUAREA DOZELOR ÎN EXPUNEREA MEDICALĂ

“Folosirea radiațiilor în medicină este sursa majoră a expunerii umane la radiațiile ionizante
artificial e” – este concluzia raportului Comitetului Științific al Națiunilor Unite asupra Efectelor
Radiațiilor Atomice (UNSCEAR).
În acest capitol sunt prezentate rezultatele obținute folosind diverse tipuri de dozimetre
în scopul evalu ării dozelor de radiații datorate expunerii medicale. Pentru realizarea acestor
studii au fost folosite în paralel patru sisteme de detecție diferite : dozimetre termoluminescente
LiF:Mg,Ti, dozimetre electronice individuale , dozimetre cu cameră de ionizare și dispozitive
de măsurare a dozei la pacient (DAP -metre – Dose -Area Product).
Au fost analizate rezultatele raportate de fiecare sistem de detecție și au fost identificate
avantajele și dezavantajele utilizării fiecărui sistem de detecție în parte [30].

IV.1. Radiațiile în medicină: sursa majoră a expunerii umane la radiațiile
ionizante artificiale
De mai bine de o sută de ani utilizarea radiațiilor ionizante în medicină a cunoscut o
creștere spectaculoasă în întreaga lume, devenind un instrument deosebit de ut il în
diagnosticarea și tratarea maladiilor. De și dozele de radiații în radiodiagnosticul medical sunt
relativ mici, cre șterea numărul ui de proceduri radiologice aplicate populației face ca riscurile
asociate să devină tot mai ridicate [40].
Dozele primite de pacienți diferă cu mai multe ordine de mărime, în funcție de
complexitatea investigației radiologice [63, 64].
Legislația recent adoptată pune accent pe cunoașterea dozelor primite de pacienți în
urma examinării și tratamentelor medicale. Pentru reduc erea dozei colective primite de
populație în urma expunerilor medicale, unele tipuri de investigații medicale au fost interzise
ca fiind considerate nejustificate (radioscopia directă, microradiofotografia pulmonară), i ar
pentru alte tipuri de investigații medicale este obligatorie cunoașterea dozei primite de pacient
[64, 65, 66].
În acest context, de un interes crescut se bucură și evaluarea retrospectivă a expunerilor
la radiații ionizante , în scopul de a furniza informații dozimetrice suplimentare pentru
evaluarea efectelor biologice asupra stării de sănătate [67, 68, 69].
Între expunerea medicală și toate celelalte tipuri de expunere există diferențe
semnificative. Expunerea medicală este aproape întotdeauna voluntară și este în general

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
76
acceptată ca aducând mai multe beneficii decât riscuri. Expunerile medicale implică de obicei
doar o parte a corpului, în timp ce toate celelalte expuneri implică întregul corp. În plus,
persoanele expuse nu sunt tipice pentru populație. Vârsta medie e ste ceva mai mare, iar starea
lor de sănătate poate afecta semnificativ balanța dintre beneficiile și riscurile asociate utilizării
radiațiilor.
Pe de altă parte, introducerea noilor tehnici de imagistică conduce la creșterea utilizării
și în domeniul radiologiei pediatrice, influențând astfel profilul de vârstă al subiecților
examinați. Practica medicală ce implică expunerea medicală la radiații ionizante se împarte în
trei mari categorii:
• Radiologia de diagnostic (și procedurile de imagistică intervențională)
• Medicină nucleară
• Terapia cu radiații (radioterapie)
Radiologia de diagnostic se referă la analiza imaginilor obținute cu ajutorul razelor X.
Acestea includ radiografii clasice (de exemplu radiografia toracelui), imagini ale sânilor
(mamografii), imagini obținute prin fluoroscopie și imagini obținute prin utilizarea tehnicilor
de reconstrucție computerizată cum ar fi tomografia computerizată (CT). În plus față de utilizarea pentru diagnostic, în spitale se mai pot derula proceduri intervenționale s au invazive
(de exemplu amplasarea unui cateter în vasele de sânge). Unele din procedurile de mai sus nu sunt realizate de că tre radiologi ci de alte categorii precum fizicieni medicali, cardiologi sau
chirurgi ortopezi a căror pregătire de radioprotecție s-ar putea să nu fie la același nivel cu cea a
radiologilor.
Radiologia dentară este inclusă în practica de radiologie de diagnostic, iar distincția
între aceste două tipuri de practici este efectuată prin utilizarea unor termeni diferiți: radiologie
de di agnostic dentar și radiologie de diagnostic medical.
Evaluarea expunerilor medicale constă în evaluarea frecvenței anuale și a tipurilor de
proceduri desfășurate, precum și în evaluarea dozelor de radiații pentru fiecare tip de procedură. Frecvența anuală și datele de doză sunt obținute din trei surse principale: literatura
de specialitate, rapoartele oficiale ale Statelo r Membre și studiile derulate de Secretariatul
UNSCEAR.
Raportul Comitetului Științific al Națiunilor Unite asupra Efectelor Radiațiilor Atomice
UNSCEAR 2008 definește statele lumii în funcție de patru nivele de sănătate (I, II, III și IV) ,
nivele bazate pe numărul de medici pe cap de locuitor. S -a constatat că numărul de medici pe
cap de locuitor este corelat cu numărul de examinări medica le bazate pe radiații.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
77
Conform acestui model, statele sunt împărțite astfel:
– Nivel I – state în care există cel puțin un medi c la fiecare 1000 de locuitori
– Nivel II – un medic la fiecare 1000 ÷ 2999 locuitori
– Nivel III – un medic l a fiecare 300 0 ÷ 1000 locuitori
– Nivelul IV – cel puțin un medic la fiecare 10000 de locuitori.
Principalul avantaj al acestui model constă în faptul că furnizează o bază consistentă
pentru extrapolarea practicilor de la un grup restrâns de state la nivel mondial. D e asemenea,
permite compararea tendințelor de evoluție în timp a expunerilor medicale.
În figura IV.1 este prezentată doza efectivă anuală colectivă datorată expunerilor de
diagnostic (atât medicale, dentare cât și procedurilor de medicină nucleară de diag nostic) din
perioada 1997 – 2007, la nivelul întregului glob . Cea mai mare parte a dozei colective provine
din procedurile de diagnostic din statele încadrate la Nivel I. Valoarea totală este de
aproximativ 4 200 000 Sv·om [70].

Fig. IV.1. Doza efectivă anuală colectivă datorată expunerilor medicale din perioada 1997 –
2007, pentru cele 4 categorii de state [70]

IV.2. Dozele implicate în procedurile radiologice: nivele de referință și tendințe
de evoluție
Expunerea medicală constituie cea mai mare sursă de expunere la radiații ionizante a
populației, ponderea ei continuând să crească cu o rată considerabilă.
Tendința de creștere a gradului de urbanism împreună cu creșterea graduală a
standardelor de viață au condus inevitabil la numărul persoanelor care au acces la sistemele de
sănătate. Drept consecință, dozele datorate expunerilor medicale continuă să crească în toate statele, indiferent de nivelul lor de încadrare [71, 72, 73].

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
78
IV.2.1. Radiologia de diagnostic
În prezent se desfășoară anual aproximativ 3,6 miliarde de proceduri medicale
(incluzâ nd și procedurile stomatologice ). Distribuția procedurilor este inegală, de aceste
proceduri beneficiind aproximativ 24% din populația încadrată în statele Nivel I. În s tatele
Nivel I și II, ce concentrează aproximativ 75% din populația globului, gradul de utilizare
medicală a radiațiilor a crescut de la an la an ca urmare a popularizării beneficiilor acestor
proceduri, iar în statele Nivel III și IV, f recvența examinări lor medicale de radiodiagnostic a
rămas aproximativ constantă (figura IV.2) [ 70].

Fig. IV .2. Frecvența examinărilor medicale pentru cele 4 categorii de state, în ultimele decenii
Frecvența anuală de examinări stomatologice în statele de nivel I, pentru perioada 1997
– 2007, a înregistrat o ușoară scădere: de la 320 la 274 examinări/an, în timp ce în statele din
celelalte categorii, numărul de examinări a crescut. Frecvența examinăr ilor dentare în ultimele
decenii pentru cele patru categorii de state, este ilustrată în figura IV. 3 [70].

Fig. IV.3. Frecvența examinărilor dentare pentru cele 4 categorii de state, în ultimele decenii

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
79
Tendințe de evoluție
Majoritatea examinărilor radiologice sunt efectuate pe un subgrup al populației ce
suferă din punct de vedere al stării de sănătate. Pacienții bolnavi sunt fie mai tineri, fie sunt mai
în vârstă decât media populației. De exemplu media de vârstă a populației ce suferă de cancer
este în general mai mare decât media globală. Este probabil ca acești pacienți să efectueze
multiple examinări CT pentru diagnosticarea și stabilirea stadiului bolii. De asemenea, este foarte probabil ca ei să efectueze multiple examinări CT și ulterior pent ru descoperirea unui
eventual cancer recurent. În consecință doza lor totală este mai mare decât valoare medie. În plus, există tendința la nivel mondial de creștere a gradului de utilizare a tehnicilor de
tomografie computerizată pentru diagnosticarea timpurie a diverselor boli și pentru
investigarea persoanelor fără simptome (pentru cancere de plămâni, cancere colo -rectale,
investigarea la nivelul întregului corp sau pentru nivelul de calciu din organism).
Introducerea rezonanței magnetice nucleare a avut un impact serios asupra frecvenței
investigațiilor radiologice. De exemplu, în Canada, în perioada 1992 ÷ 2001 numărul de rezonanțe magnetice la coloana vertebrală a crescut cu 450% , în timp ce numărul investigațiilor
CT ale întregii coloane vertebrale a scăzut cu 51%.
În general, radiologia este utilizată mai frecvent la persoanele mai în vârstă. O excepție
este reprezentată de radiografia dentară, unde apare tendința de utilizare și asupra indivizilor
mai tineri, a căror dentiție este încă în dezvoltare.
Organizațiile internaționale, organismele de reglementare și cele de standardizare au
promovat o politică de reducere a expunerilor medicale. Fabricanții de echipamente au răspuns
prin dezvoltări tehnologice pentru reducerea dozelor la pacienți. Astfel doza primită la o
singură examinare a avut tendința de scădere datorită îmbunătățirilor continue ale construcției
și performanțelor aparaturii medicale. Dozele rezultate din radiodiagnostic pot fi reduse prin modul de utilizare a echipamentului de radiații X, prin utilizarea generațiilor moderne de
echipamente și prin modul în care este aplicată procedura.
Studiul UNSCEAR privind practicile de radiologie medicală și dentară s -a bazat pe
răspunsurile primite de la diverse state, suplimentate cu date din lite ratură. Pentru perioada
acoperită de raportul UNSCEAR 2008, doza colectivă anuală estimată datorată expunerilor medicale și dentare este de 4 .000.000 Sv·om. Față de evaluările anterioare, această valoare
reprezintă o creștere de mai mult de 70%. Această cr eștere a apărut din două motive principale :
în primul rând doza efectivă pe cap de locuitor a crescut de la 0,4 mSv la 0,62 mSv, în
principal din cauza creșterii frecvenței examinărilor CT iar în al doilea rând , populația globului
a crescut semnificativ .

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
80
IV.2.2. Medicina nucleară
Un produs radiofarmaceutic reprezintă un compus cu o structură moleculară ce
provoacă concentrarea lui într -o zonă specifică a organismului. Acest compus prezintă un
conținut de radioactivitate ce permite:
– obținerea unei imagini în scopul evalu ării structurii și/sau funcțiilor unui organ
– furnizarea unei doze mari de radiații (terapie) în zona de interes, pentru a
controla o anumită boală.
Pentru atingerea acestui scop, majoritatea procedurilor de imagistică sau terapie se
bazează pe o sursă externă de radiații ionizante. M edicina nucleară implică introducerea în
corpul pacientului a unui radiotrasor iar cu ajutorul unui dispozitiv extern se poate detecta și în
unele cazuri cuantifica radioactivitatea din diferite regiuni ale corpului . Acest lucru permite
astfel nu numai examinarea structurii interne ci și analiza proceselor fiziologice. În cazul
radioterapiei, concentrația de material radioactiv din volumul țintă permite furnizarea unei doze
letale țesutului nedorit, cu menținerea unei con centrații scăzute în celelalte țesuturi pentru a se
evita efectele nedorite.
În majoritatea procedurilor de imagistică din medicina nucleară, obiectivul fizicianului
medical este de a diagnostica o boală sau o funcționare anormală a unui organ prin analiza
distribuției radioactivității în interiorul structurilor specifice din organism. Multe proceduri evaluează structura, dimensiunea și forma unui anumit organ sau pot evalua prezența unor
leziuni canceroase sau de alt gen. De asemenea sunt utilizate studii dinamice pentru a se obține
informații privind funcționarea unui sistem sau organ prin măsurarea vitezei de acumulare și eliminare ulterioară a produsului radiofarmaceutic din organul de interes. Două exemple de
imagistică dinamică sunt: studiul dinamicii cardiace și studiul funcției renale de procesare a
trasorilor.
Practica de medicină nucleară depinde în primul rând de disponibilitatea substanțelor
radioactive. Acestea provin în general de la:
– Reactori nucleari;
– Acceleratori de particu le
– Sisteme de producere a radionuclizilor (dispozitive ce conțin un radionuclid părinte
de viață mai lungă ce produce un radionuclid de filiație cu un timp mai scurt de
viață, ce poate fi ușor de separat din sistem și furnizat pacienților)
Furnizarea eficientă a radionuclizilor către centrele de medicină nucleară este esențială
pentru practica de medicină nucleară. Multe spitale și clinici depind de asigurarea neîntreruptă
a produselor radiofarmaceutice. Cantitatea de produs radiof armaceutic administra tă, este în

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
81
general mică din pun ct de vedere al masei, dacă activitatea specifică (Bq/kg) este ridicată.
Acest lucru permite produsul ui să acționeze ca un trasor fără a perturba cinetica normală a
sistemelor și fără a ridica probleme de toxicitate. Produce rea și distribuirea unui produs
medicamentos (radiotrasor sau radiofarmaceutic) reprezintă următorul pas esențial pentru o
practică de succes.
Începând din anul 1988, numărul examinărilor medicale de medicină nucleară a crescut
ușor, în principal datorită creșterii populației globului. Frecvența anuală a examinărilor a rămas
aproape constantă începând din 1988 (figura IV.4). Cu toate acestea, doza efectivă colectivă datorată procedurilor de diagnostic din medicina nucleară s -a triplat, datorită introducerii
majoritare a acestor proceduri în studiile cardiace, valorile dozelor implicate fiind foarte mari
(figura IV.5) [70, 74].

Fig. IV.4. Frecvența anuală a examinărilor din
medicina nucleară [70]

Fig. IV. 5. Doza efectivă colectivă datorată
procedurilor de diagnostic din medicina nucleară
IV.2.3. Tomografia computerizată
Tomografia computerizată (CT) a fost introdus ă în practica medicală începând di n
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, dar dozele furnizate pacien ților sunt mult mai mari comparativ cu cele
din radiografia convenț ională [75, 76].
Tomografia computerizată este o metod ă tomografic ă transversal ă ce permite
reconstruc ția secț iunii vizualizate , pentru o anumit ă secțiune a corpului . Valor ile de absorbț ie
ale componentelor organismului uman sunt cunoscute și disponibile din punct de vedere
cantitativ (valoarea T C), aceste valori putând fi corelate cu diversele ț esuturi sau modific ări
patologice posibile.
Tehnica CT oferă în particular îmbună tățiri ale rezoluției contrastului pentru o mai bună
vizualizare a țesuturilor moi, dar cu o doză de radiaț ii absorbit ă relativ mare pentru pacient.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
82
IV.3. Determinarea dozelor în radiologia pediatrică folosind dozimetre
termoluminescente
În acest studiu s -a urmărit caracterizarea comportării diverselor sisteme de detecție în
câmpurile de radiații aferente investigațiilor radiologice efectuate în cadrul spitalului. Au fost
analizate rezultatele raportate de fiecare sistem de detecție și au fost identificate avantajele și
dezavantajele utilizării fiecărui sistem în parte [30]. Studiul a fost realizat la Spitalul Clinic de
Urgență pentru Copii „Grigore Alexandrescu” din București.
Diferitele proceduri radiologice induc î n organele radiosensibile doze absorbite
apreciabile. Copiii au o sensibilitate mult mai mare dec ât adul ții la ac țiunea radiaț iilor
ionizante. De aceea, aplicarea unei examinări radiologice în scop de diagnostic trebuie să aib ă
loc numai dacă este absolut necesară, iar tehnica radiografică utilizată trebuie să fie câ t mai
exactă. Dacă parametri fizici de expunere nu sunt corespunzător setați și nu s unt adaptați la
tipul de procedură și la dimensiunile pacientului, atunci dozele primite de copii sunt mai mari decât doza optimă necesară stabilirii diagnosticului. În această situație, valorile dozelor primite
de copii pot depăși valorile de referință st abilite pentru tipul respectiv de investigație [81].
Cunoașterea valorilor dozelor primite de pacienți este primul pas pentru reducerea dozelor în
cadrul expunerilor medicale la radiații ca urmare a îmbunătățirii practicilor și a tehnicilor de
lucru.

IV.3.1. Nive le de referință
Nivel ul de referință reprezintă nivelul de doză care nu trebuie să fie depășit la
efectuarea unei investigații radiologice, dacă în procedura medicală efectuată se aplică practici
corecte privind performanța tehnică și diagnosticul. Un astfel de nivel este specificat anticipat,
de o autoritate competentă sau de către conducerea instituției, astfel încât la depășirea unei
anumite valori să fie întreprinse măsuri pentru aducerea mărimilor în limitele normale. Doza
eliberată pacientului dep inde însă și de măsura în care radiologul este preocupat de optimizarea
procedurii pe care o aplică, în scopul minimizării dozei la pacient , dar obținerii informațiilor
necesare diagnosticării corecte [65, 77].

IV.3.2. Sisteme le de detecție utilizate în studiu
Pentru evaluarea dozelor primite de copii în timpul investigațiilor medicale radiologice
în vederea comparării acestora cu nivelele de referință, d ozele au fost evaluate folosindu- se
următoarel e tipuri de dozimetre:
 dozimetrul termoluminescent LiF -100

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
83
 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 și dozimetrele electronice individuale au fost furnizate
de laboratorul DOZIMED iar celelalte două tipuri de dozimetre (DAP -metre și camera de
ionizare) au fost furnizate de Spitalul Clinic „Grigore Alexandrescu ”.

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. Comparație între dozimetrul termoluminescent și dozimetrul electronic
Iradierile efectuate în paralel pentru dozimetrul termoluminescent și dozimetrul
electronic individual au fost efectuate pe phantom (găleată cu apă), pentru ca dozele
înregistrate de dozimetre să conțină și componenta de doză datorată contribuției radiației
retroîmprăștiate de corp. Au fost iradiați 4 detectori termoluminescenți și un dozimetru
electronic i ndividual EPD MK2, la diverși parametri de expunere ai echipamentului radiologic.
Testele s -au realizat pentru un număr de 3 aparate de radiodiagnostic diferite (PHILIPS
TELEDIAGNOST, PHILIPS DUODIAGNOST și TOSHIBA 30).
Dozimetrul electronic individual es te un dozimetru cu citire directă, care însumează
valorile dozelor înregistrate. V aloarea dozei înregistrate de dozimetrul electronic individual se
obține prin diferența dintre în valoarea finală și valoarea inițială a dozei raportate de acesta.
Acest tip de dozimetru este deosebit de util în monitorizarea dozimetrică a persoanelor expuse
profesional deoarece are prag de alarmare (la depășirea unei valori presetate de debit de doză)
și citire directă (cunoașterea dozei se face în timp real). Rezultatele obț inute pentru cele trei
tipuri de aparate de radiodiagnostic sunt prezentate în tabelele IV.1, IV.2 și IV.3.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
84
Tabelul IV.1. Valorile de doză înregistrate de dozimetrele termoluminescente și de dozimetrul
electronic individual, pentru diverși parametri de expunere ai aparatului Philips Telediagnost

PHILIPS TELEDIAGNOST
Parametri de expunere EPD MK2 TLD
U
(kV) mAs t (ms) d (m) inițial final Doza
(µSv) Cod
dozimetru Valori
(µGy) Valoare
medie,
µGy Abatere
standard ,
µGy
40 180 309 1,5 29 207 178 70795 1254
1223 70 90645 1318
90887 1135
90331 1183
70 315 310 1,5 207 548 341 90909 9301
9539 422 90938 8988
70686 1008
80177 9785
90 140 157 1,5 548 711 163 70606 7069
7381 202 90575 7384
90733 7437
90849 7632
110 112 154 1,5 711 853 142 90889 8223
8647 340 70715 8426
70136 9085
70784 8852
125 100 156 1,5 853 966 113 90936 9114
9463 391 90350 9095
80144 9602
90371 10042
55 140 152 1,5 966 1110 144 90624 2499
2533 95 70843 2394
70099 2607
90801 2632

Tabelul IV.2. Valorile de doză înregistrate de dozimetrele termoluminescente și de dozimetrul
electronic individual, pentru diverși parametri de expunere ai aparatului Philips Duodiagnos t
PHILIPS DUODIAGNOST
Parametri de expunere EPD MK2 TLD
U
(kV) mAs t (ms) d (m) inițial final Doza
(µSv) Cod
dozimetru Valori
(µGy) Valoare
medie,
µGy Abatere
standard ,
µGy
40 186 320 1 1110 1386 276 90381 4193
4276 114 90902 4136
70055 4367
70850 4408

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
85
PHILIPS DUODIAGNOST
Parametri de expunere EPD MK2 TLD
U
(kV) mAs t (ms) d (m) inițial final Doza
(µSv) Cod
dozimetru Valori
(µGy) Valoare
medie,
µGy Abatere
standard ,
µGy
55 186 320 1 0 273 273 59620 3829
4369 334 70553 4423
70033 4483
90925 4742
55 160 320 1 273 638 365 90428 9642
9599 207 90956 9265
70777 9654
70739 9835
70 160 320 1 638 994 356 70859 16062
16502 730 90670 15985
70789 16202
70202 17760
90 100 200 1 994 1187 193 70024 16764
17300 469 90763 16935
70144 17588
70719 17913
109 63 160 1 1187 1317 130 70804 15249
15598 325 70800 15319
90480 15796
70038 16028
133 100 160 1 1317 1333 16 90445 594
566 18 90344 545
70823 561
90736 562

Tabelul IV.3. Valorile de doză înregistrate de dozimetrele termoluminescente și de dozimetrul
electronic individual, pentru diverși parametri de expunere ai aparatului Toshiba
TOSHIBA
Parametri de expunere EPD MK2 TLD
U
(kV) mAs t (ms) d (m) inițial final Doza
(µSv) Cod
dozimetru Valori
(µGy) Valoare
medie,
µGy Abatere
standard
µGy
40 160 320 1,5 1499 1644 145 70173 1026
1038 53 70222 956
90419 1079
90255 1090
55 160 320 1,5 1644 1929 285 70767 3065
3109 116 90870 2943
70035 3177
70007 3251

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
86
TOSHIBA
Parametri de expunere EPD MK2 TLD
U
(kV) mAs t (ms) d (m) inițial final Doza
(µSv) Cod
dozimetru Valori
(µGy) Valoare
medie,
µGy Abatere
standard
µGy
90 80 200 1,5 1929 2155 226 90761 4262
4498 153 70235 4583
70867 4474
70205 4672
70 100 200 1,5 2155 2365 210 90848 3234
3177 35 70871 3142
70177 3173
70791 3157
130 26 212 1,5 2365 2612 247 90348 3428
3534 161 90399 3775
90487 3578
90753 3354

Valorile celor 4 dozimetre termoluminescente TLD -700 iradiate simultan pe fantomă
sunt relativ apropiate , împrăștierea rezultatelor fiind mai mică de 8 %, fapt ilustrat în figura
IV.10.

Fig. IV.10. Abaterea standard a măsurătorii, pentru diverse doze raportate de dozimetrele
termoluminescente (pentru 4 dozimetre iradiate simultan)
Din rezultatele obținute s -a constatat că dozimetrul electronic individual raportează
valori cu până la două ordine de mărime mai mici față de dozimetrele termoluminescente ,
indife rent de parametrii de expunere ai aparatului radiologic. Acest lucru confirmă datele din
literatura de specialitate conform cărora, în câmp pulsatoriu de radiații, dozimetrele electronice nu răspund în mod corespunzător [78, 79, 80].
Standard Deviations at TLDs measurements
0123456789
0
2.000 4.000 6.000 8.00010.000 12.000 14.000 16.000 18.000 20.000
Measured doses (uGy)Standard deviation (%)

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
87
IV.3.2.2. Comparație între dozimetrul termoluminescent și dispozitiv ul de
măsurare a produsului doză -arie ( DAP -metru )
Conform legislației în vigoare, pentru anumite tipuri de investigații medicale
radiologice, este obligatorie cunoașterea și 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 conține o cameră de ionizare rectangulară și transparentă, de dimensiuni
mai mari decât colimatorul sursei de radiații (rolul colimatorului fiind acela de a selecta din
fasciculul de radiație doar fotonii dintr -un anumit unghi solid), iar i ndicația furnizată de DAP –
metru este exprimată în Gy ∙cm2.
S-au efectuat iradieri la aparatul Philips TELEDIAGNOST, pentru parametri i de
iradiere folosiți uzual în procedurile radiologice pediatrice și s- a comparat răspunsul
dozimetrelor termoluminescente cu indicația DAP -metrului.
Iradierile au fost efectuate atât pe phantom (găleată umplută cu apă , dimensiuni
20∙20cm2) cât și în aer , folosind aparatele radiologice din cadrul spitalului.
Au fost efectuate trei seturi de determinări, la tensiunile: 40kV, 70kV și 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 și IV.5.

Tabelul IV.4. Valorile de doză raportate de dozimetrele termoluminescente și DAP -metru,
pentru Philips TELEDIAGNOST: Iradiere pe fantomă (găleată cu apă, dimensiuni 20∙ 20cm2)
Parametri de expunere TLD DAP -metru
Nr.
Crt.
U(kV) mAs d(m) cod Valori
(µGy) Indicație
(µGy /m2) Suprafaț a
(m2) Doza ( µGy)
1 40 0,5 1 70715 76,00 0,00 0,04 0,00
2 40 5 1 70823 93,00 1,10 0,04 27,50
3 40 50 1 90870 420,00 11,60 0,04 290,00
4 40 100 1 90385 764,00 23,30 0,04 582,5 0
5 70 0,5 1 70144 60,00 0,50 0,04 12,50
6 70 5 1 90399 224,00 5,20 0,04 130,00
7 70 50 1 70177 1708 ,00 55,50 0,04 1387,5 0
8 70 100 1 70202 3626 ,00 111,3 0 0,04 2782,5 0
9 125 0,5 1 90753 131,00 1,60 0,04 40,00

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
88
Parametri de expunere TLD DAP -metru
Nr.
Crt.
U(kV) mAs d(m) cod Valori
(µGy) Indicație
(µGy /m2) Suprafaț a
(m2) Doza ( µGy)
10 125 5 1 70824 615,00 15,50 0,04 387,5 0
11 125 50 1 70800 5249 ,00 148,4 0 0,04 3710 ,00
12 125 100 1 90739 10084 ,00 303,1 0 0,04 7577,5 0

Tabelul IV.5. Valorile de doză raportate de dozimetrele termoluminescente și DAP -metru,
pentru Philips TELEDIAGNOST: Iradiere în aer
Parametri de expunere TLD DAPmetru
Nr.
Crt.
U(kV) mAs d(m) cod Valori
(µGy) Indicație
(µGy /m2) Suprafata
(m2) Doza ( µGy)
1 40 0,5 1 70154 45,00 0 0,04 0,00
2 40 5 1 70719 91,00 1,1 0,04 27,50
3 40 50 1 70804 391,00 11,6 0,04 290,00
4 40 100 1 90733 695,00 23,2 0,04 580,00
5 70 0,5 1 90597 73,00 0,5 0,04 12,50
6 70 5 1 90331 183,00 5,3 0,04 132,50
7 70 50 1 70122 1342 ,00 55,5 0,04 1387,50
8 70 100 1 90428 2822 ,00 111,2 0,04 2780 ,00
9 125 0,5 1 90936 177,00 1,7 0,04 42,50
10 125 5 1 70789 462,00 14,2 0,04 355,00
11 125 50 1 90660 4063 ,00 152,1 0,04 3802,50
12 125 100 1 70867 8021 ,00 306,6 0,04 7665 ,00

Se observă că pentru aceiași parametri de expunere, dozele înregistrate de dozimetre în
condițiile iradierii pe fantom ă au valori mai mari decât valorile înregistrate de aceste dozimetre
la iradierea în aer. Aceasta deoarece la iradierea pe phantom , dozimetrele termoluminescente
cumulează și contribuția radiației retroîmprăștiate. Din analiza rezultatelor se observă că DAP –
metru l raportează valori similare atât la iradierea pe fantomă cât și la iradierea în aer.
Rezultatele obținute sunt prezentate în figurile IV. 11, IV. 12, IV. 13.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
89

Fig. IV. 11. Doza la pacient în funcție de intensitatea curentului, la tensiunea de 125 kV

Fig. IV.12. Doza la pacient în funcție de intensitatea curentului, la tensiunea de 70 kV
020004000600080001000012000
0 20 40 60 80 100 120Doza (uGy)
mAsPHILIPS TELEDIAGNOST -125 kV
TLD -phantom
TLD -aer
DAP meter –
phantom
DAP meter -aer
05001000150020002500300035004000
0 20 40 60 80 100 120Doza (uGy)
mAsPHILIPS TELEDIAGNOST -70 kV
TLD-phantom
TLD -aer
DAP meter –
phantom
DAP meter –
aer

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
90

Fig. IV. 13. Doza la pacient în funcție de intensitatea curentului, la tensiunea de 40 kV

Se observ ă că indicația DAP -metrelor este foarte apropiată de cea oferită de
dozimetrele termoluminescente la iradierea în aer. La iradierea pe phantom , contribuția
retroîmprăștierii nu este acoperită de DAP -metre, în schimb indicația dozimetrelor
termoluminescente este semnificativ mai mare.

IV.3.2.3. Comparație între dozimetrul termoluminescent și camera de ionizare
Pentru diverși parametri de expunere s- au efectuat iradieri la mai multe aparate, atât pe
fantom cu apă cât și în aer, fiind expuse în aceleași condiții dozimetr e termoluminescente și o
cameră de ionizare, model 370 – X Ray Dosemeter . Modul de amplasare a dozimetrelor este
prezentat în figura IV.1 4.

Fig. IV.14. Iradierea în paralel a dozimetrelor termoluminescente și a camerei de ionizare 0100200300400500600700800900
0 20 40 60 80 100 120Doza (uGy)
mAsPHILIPS TELEDIAGNOST -40 kV
TLD -phantom
TLD -aer
DAP meter –
phantom
DAP meter -aer

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
91
Au fost iradiate un număr de 98 dozimetre termo luminescente și r ăspunsul dozimetrelor
a fost analizat comparativ cu răspunsul camerei de ionizare, pentru aceleași condiții de iradiere
și aceiași parametri de expunere ai aparatului de radiodiagnostic. Rezultatele obținute pentru
fiecare tip de aparat pe care au fost efectuate măsurătorile sunt prezentate în figurile IV.1 5,
IV.16, IV.17, IV.18 și IV.1 9.

Fig. IV.15. Rezultatele obținute la iradierea în paralel a dozimetrelor termoluminescente
și a camerei de ionizare. Aparat Philips Telediagnost

Fig. IV.16. Rezultatele obținute la iradierea în paralel a dozimetrelor termoluminescente
și a camerei de ionizare. Aparat Polymobil 2 0100020003000400050006000
0 1000 2000 3000 4000 5000 6000TLD, uGy
Ionization Chamber , uGyPHILIPS TELEDIAGNOST
050010001500200025003000
0 500 1000 1500 2000 2500 3000TLD, uGy
IC, uGyPOLYMOBIL 2

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
92

Fig. IV.17. Rezultatele obținute la iradierea în paralel a dozimetrelor termoluminescente
și a camerei de ionizare. A parat Practix 100 Plus

Fig. IV.18. Rezultatele obținute la iradierea în paralel a dozimetrelor termoluminescente
și a camerei de ionizare. Aparat Toshiba 30

Fig. IV.19. Rezultatele obținute la iradierea în paralel TLD -camer ă de ionizare. Aparat Toshiba 80 01000200030004000500060007000
0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000TLD, uGy
IC, uGyPRACTIX 100 PLUS
020004000600080001000012000
0 2000 4000 6000 8000 10000 12000TLD, uGy
IC, uGyTOSHIBA 30
0200040006000800010000
0 2000 4000 6000 8000 10000TLD, uGy
IC, uGyTOSHIBA 80

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
93
Analizând rezultatele prezentate în graficele din figurile IV.1 5, IV.16, IV.17, IV.18 și
IV.19 se observă că răspunsul dozimetrului termoluminescent este foarte apropiat de răspunsul
camerei de ionizare și nu diferă foarte mult de la un aparat de radiodiagnostic la altul.
Dimensiunilor reduse ale detectorilor termoluminescenți comparativ cu dozimetrul cu cameră
de ionizare reprezintă un avantaj major în evaluarea dozelor primite de pacienți, deoarece nu
afectează imaginea radiografică. De asemenea, costul redus al acestora în comparație cu
dozimetrul cu cameră de ionizare reprezintă un alt avantaj important.

IV.4. Compararea dozelor cu n ivelele de referință în radiodiagnostic
Nivelele de referință se stabilesc pentru fiecare tip de procedură, pentru grupuri de
pacienți cu dimensiuni standard, nu pentru expuneri individuale. În principiu, aceste nivele de
referință în radiodiagnostic sunt aplicabile pentru procedurile standard, în toate domeniile de
radiologie [77].
În mod particular, nivelele de referință sunt foarte utile în acele domenii unde trebuie
realizată o reducere considerabilă a dozelor individuale sau colective, sau în situațiile în care
reducerea dozei absorbite implică o reducere relativ mare a riscului, precum:
• Exami nări frecvente, incluzând programele de depistare medicală (screening)
• Examinări cu doză mare (precum CT sau radiologia intervențională)
• Examinările pacienților mult mai sensibili – copiii.
În radiodiagnostic, nivelul de referință trebuie să fie mai mare decât valoarea medie a
dozelor măsurate pe fantomă. Nivelele de referință se bazează pe dozele măsurate în diferite
tipuri de spitale, pentru diverse practici. În tabelul IV.6. sunt prezentate exemple de nivele de
referință care sunt utilizate în diferite s tate membre UE.
Tabelul IV. 6. Doze de referință în radio diagnostic, exprimate în doză la suprafața de intrare
[65].
Nr. crt. Radiografia Doza la suprafața de intrare, mGy
1 Torace Postero Anterior (PA) 0,30
2 Torace Lateral (LAT) 1,50
3 Coloană vertebrală Antero Posterior (AP) 10,00
4 Coloană vertebrală Lateral (LAT) 30,00
5 Coloană Joncțiunea Lombo Sacrală (JLS) 40,00
6 Pelvis Antero Posterior (AP) 10,00
7 Tract urinar 10,00

Nivelele de referință în radiologia pediatrică sunt cu mult reduse, după cum se poate
vedea în tabelul IV.7. Dozele sunt stabilite pentru pacienți în vârstă de 5 ani.

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
94
Tabelul IV.6. Doze de referință în RX -diagnostic, exprimate în doză la suprafața de in trare
[65].
Nr. crt. Radiografia Doza la suprafața de intrare, mGy *
1 Torace Postero Anterior (PA) 0,10
2 Torace Lateral (LAT) 0,10
3 Pelvis Antero Posterior 0,90
4 Craniu Postero Anterior 1,50
5 Craniu Lateral 1,00
*incluzând radiația retroîmprăștiată

Dacă nivelele de referință în radiodiagnostic sunt depășite, procedurile de lucru și/sau
echipamentele radiologice trebuie revizuite/ verificate. În figura IV.20. sunt prezentate
schematic nivelele de referință stabilite pentru diverse investigații radiologice, ale căror valori
de doză cresc o dată cu complexitatea investigației.

Fig. IV.20. Nivelele de doză pentru diverse investigații medicale
Valorile dozei pacientului sunt legate de dimensiun ile pacientului și de parametri de
expunere selectați pentru obținerea unei imagini de calitate. Valorile medii ale dozelor obținute
pot fi propuse ca nivele de referin ță în practica radiologică.
Rezultatele studiilor privind dozele de radiații primite de copii în t impul tratamentelor
radiologice conduc la optimizarea procedurilor și reducerea dozelor în radiografia pediatrică
datorită : X-Ray Doses
101001.00010.000100.000
Chest (newborn)Chest (baby)
Chest (5 y child)
Chest lateral (5 y child)Chest (adult 70 Kg)Pelvis (5 y child)
Abdomen (5 y child) Skull lateral (5 y child)Skull (5 y child)
Chest lateral (adult 70 Kg)Skull lateral (adult 70 Kg)Skull (adult 70 Kg)
Abdomen (adult 70 Kg)Pelvis (adult 70 Kg)
Lumbar spine (adult 70 Kg)
Lumbar spine lat (adult 70 Kg) Lumbo/sacral lat (adult 70 Kg)
X-Ray typeuGy (Log scale!)Reference doses

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare
95
 Cunoașterii nivelelor de doză primite de copii
 Utilizarea unor parametri tehnici specifici, cum ar fi mAs – ale căror valori trebuie să
fie mai mici decât în cazul adulților
 Îmbunătățirea calității imaginii prin alegerea unor timpi mici de expunere. Acest lucru
conduce și la reducerea numărului de rebuturi și implicit la reducerea repetării
expunerii.

Din cele patru sisteme de detecție utilizate în acest studiu, dozimetrul electronic
individual EPD MK2 a fost exclus încă de la primele determinări efectuate, deoarece valorile
indicate erau aceleași, indiferent de parametri de expunere ai aparatului. Acest lucru confirmă
concluziile din literatura de specialitate, conform cărora, do zimetrul electronic individual nu
poate fi folosit în câmp pulsatoriu de radiații [78, 79, 80].
Din rezultatele obținute s -a observat că doza furnizată de DAP -metru nu conține și
contribuția dat orată radiației retroîmprăștiate, dozele raportate de acesta fiind cu până la 38 %
mai mici decât cele obținute cu dozimetrele termoluminescente. La iradierea în aer, indicațiile
furnizate de dozimetrele termoluminescente și de DAP -metru au fost similare, d ar în cazul
iradierii pe fantomă, DAP -metrul a raportat aceleași valori ca și în cazul iradierii în aer, în
condițiile în care nivelele de referință din radiografia pediatrică includ și doza datorată radiației
retroîmprăștiate.
Comparând rezultatele furniz ate de dozimetrele termoluminescente și de dozimetrul cu
cameră de ionizare, s -a văzut că indicațiile acestora au fost foarte apropiate. Indicațiile acestora
sunt folosite ca date de intrare în procesul de stabilire a nivelelor de referință pe tip de
proce dură și respectiv parametri de expunere.
Studiile efectuate au evidențiat avantajele folosirii detectorilor termoluminescenți
pentru evaluarea dozelor în expunerea medicală. Dimensiunile reduse ale acestor dozimetre, ușurința manipulării și acuratețea rezultatelor raportate recomandă dozimetrele
termoluminescente ca fiind prima alegere pentru determinarea dozelor înregistrate de pacienți
în timpul tratamentelor radiologice.
Dozele primite de copii în tratamentele radiologice pot fi reduse în primul rând prin
cunoașterea lor, prin modul de utilizare a l echipamentului de radiații X, prin utilizarea
generațiilor moderne de echipamente, prin modul în care este aplicată procedura și nu în
ultimul rând, prin implicarea medicul ui practician în optimizarea proced urii pe care o aplică .

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

96

CONCLUZII

Lucrarea de față a prezentat caracteristicile și performanțele sistemelor dozimetrice
termoluminescente utiliza te în câmpuri mixte de radiații, pentru determinarea dozelor
provenite din expunerea profesională și expunerea medicală . Detectorii termoluminescen ți pe
bază de fluorură de litiu (LiF) dopată cu diverși activatori acoperă toate tipurile de determinări
în domeniile studiate în această lucrare: dozimetria de neutroni , dozimetria de mediu și
dozimetria pacientului.
Dozimetrele termoluminescente de albedo de tip 6LiF:Mg,Ti -7LiF:Mg,Ti au fost
folosi te pentru evaluarea dozelor datorate componentei de neutroni a câmpului mixt gamma –
neutroni , pentru persoanele expuse profesional la radiații care utilizează surse de neu troni .
Studiul dependenței răspunsului dozimetrului termoluminescent de albedo de spectrul
energetic al neutronilor a fost realizat prin iradier ea la surse de 241Am-Be și 252Cf, în condiții
de laborator standard primar . Studiile au confirmat dependența accentuat ă a răspunsului
dozimetrului de albedo de spectrul energetic al neutronilor, chiar în condițiile în care au fost efectuate iradieri la surse de neutroni cu spectru energetic relativ apropiat (
241Am-Be și 252Cf).
Utilizarea variantei de lucru „252Cf nemoderat” a algoritmului de calcul pentru
evaluarea dozelor de neutroni iradiate la o sursă de 252Cf nemoderat a condus la erori asociate
rezultatelor mai mici de 27%. Aceste rezultate reprezintă o performanță în condițiile în care este unanim recunos cut gradul ridicat de dificultate al evaluărilor de doze în câmpuri mixte
gamma – neutroni. Utilizarea variantei de lucru „
252Cf nemoderat” a algoritmului de calcul
pentru evaluarea dozelor de neutroni iradiate la o sursă de 241Am-Be a condus la erori de p ână
la 46%, fiind necesară corecția rezultatelor furnizate de algoritm. Pentru î mbunătățirea
rezultatelor, am determina t factori de corecție ai rezultatelor furnizate de algoritm, corelați cu
caracteristicile câmpului mixt gamma -neutroni și am evaluat incertitudinile asociate
rezultatelor raportate de dozimetrele termoluminescente de albedo .
Dozimetrul termoluminescent de albedo are un răspuns stabil, cu o împrăștiere mică a
rezultatelor. Precizia cu care sunt determinate dozele de neutroni poate fi îmbunătățită prin
corelarea datelor rezultate din algoritmul de calcul cu caracteristicile câmpului gamma -neutroni
în care a avut loc iradierea.
Pentru evaluarea dozelor datorate expunerii la surse naturale de radiații am utilizat
detectori de 7LiF:Mg,Cu,P , deosebit de sensibili, care asigură o limită de detecție pornind de

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

97
la 1µGy. Am stabilit dependenț a răspunsului dozimetric termoluminescent de energia de
iradiere. Pentru stabilirea acestei dependențe au fost iradiate un număr de 60 dozimetre
termolumin escente de mediu la aceeași valoare a lui kerm a în aer, la 16 calități diferite ale
radiației fotonice. Am stabilit dependența intensității semnalului termoluminescent de energia
medie de iradiere în intervalul 8 keV – 1250 MeV și am evaluat modul în care algoritmul de
calcul furnizat de producător poate compensa aceasta dependență .
Pentru varianta „Cs137only” a algoritmului de calcul utilizat pentru evaluarea dozelor
ambientale , răspunsul dozimetrului se încadrează în intervalul (0,60 – 1,12), cu o subevaluare
constantă a rezultatelor la valori intermediare ale energiilor din intervalul 33 – 1250 keV și
răspuns unitar la capetele intervalului iar p entru varianta „General”, răspunsul dozimetrului se
încadrează în intervalul (0,89 – 1,15) pentru 33 – 661 keV, cu o supraevaluare a rezultatelor de
până la 33% pentru energia de 1250 keV (Co- 60).
Pentru compensarea dependenței energetice a m analizat datele furnizate de cele 4
elemente termoluminescente ale detectorului 7LiF:Mg,Cu,P – corelate cu caracteris ticile
câmpului în care au fost iradiate – și am evaluat modul în care algoritmul de calcul furnizat de
producător poate compensa aceasta dependență .
Studiile au confirmat avantajele folosirii dozimetrului termoluminescent 7LiF:Mg,C,P
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 informații deosebit de utile referitoare la
calitatea radiației .
Am folosit dozimetrele termoluminescente pentru determinări de doză ambientală în
incinta unor obiective nucleare din România și am analizat d atele comparativ cu datele actuale
privind distribuțiile de doză externă ambientală în Romania . Rezultatele obținute au fost
apropiate de valoarea fondului natural de radiații, cu ușoare creșteri în zonele perimetrale aflate
în spatele unor depozite, magazii și platforme ce conțin deș euri solide radioactive , aceste zone
fiind zone supravegheat e sau controlate , cu acces monitorizat .
Am folosit detectori termoluminescenți de tip LiF:Mg,Ti pentru studii de evaluare a
dozelor datorate expunerii medicale la radiații, în domeniul radiologiei pediatrice. Au fost folosite patru sisteme de detecție diferite: dozimetre termoluminescente, dispozitive de măsură
a produsului doză -arie, dozimetre elect ronice individuale și dozimetre cu cameră de ionizare.
Din cele patru sisteme de detecție, dozimetrul electronic individual EPD MK2 a fost
exclus încă de la primele determinări efectuate, deoarece valorile indicate erau aceleași,
indiferent de parametri i de expunere ai aparatului. Dozele furnizate de dispozitivul de măsură a

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

98
produsului doză –arie (DAP -metru) sunt cu până la 38% mai mici decât dozele raportate de
dozime trele termoluminescente. La iradierea în aer, indicațiile furnizate de dozimetrele
termoluminescente și de DAP -metru au fost similare, dar în cazul iradierii pe fantomă, DAP –
metrul nu a înregistrat și contribuția datorată radiației retroîmprăștiate. Analiz ând datele
raportate de dozimetrele termoluminescente și dozimetrul cu cameră de ionizare, s -a observat
că indicațiile acestora sunt foarte apropiate. Dozele furnizate de dozimetrele
termoluminescente sunt folosite ca date de intrare în procesul de stabili re a nivelelor de
referință pe tip de procedură radiologică, pentru parametri de expunere folosiți uzual .
Studiile efectuate au evidențiat avantajele folosirii detectorilor termoluminescenți
pentru evaluarea dozelor în expunerea medicală. Dimensiunile reduse ale acestor dozimetre,
ușurința manipulării și acuratețea rezultatelor raportate recomandă dozimetrele
termoluminescente ca fiind prima alegere pentru determinarea dozelor înregistrate de pacienți
în timpul tratamentelor radiologice.
Detectorii termolu minescenți prezentaț i în această lucrare au fost utilizați pentru
determina rea dozelor în câmpuri mixte de radiații nucleare . Au fost studiate caracteristicile și
performanțele dozimetrului termoluminescent pe bază de LiF dopată cu diverși activatori, în
funcție de aplicațiile și domeniile de interes studiate în această lucrare: dozimetria de neutroni ,
dozimetria de mediu și dozimetria pacientului.
Studiile efectuate în prezenta teză de doctorat au condus la stabilirea met odologiilor de
lucru, fundamentate științific și autorizate de către autoritățile competente în domeniul nuclear, pentru cunoașterea nivelelor de doză datorate expunerii profesionale și expunerii medicale, în
câmpuri mixte de radiații nucleare.
Având în vedere eforturile care se fac la nivel european pentru cunoașterea dozelor
rezultate din expunerea la radiații, atât în cazul expunerii profesionale cât și a expunerii
populației și a expunerilor medicale este necesar ca aspectele practice ale protecției r adiologice
precum analiza risc- beneficiu și cunoașterea dozele înregistrate pe r tip de expunere să conducă
la un ansamblu de informații și reguli pentru înțelegerea și respectarea reglementărilor din
domeniul protecției la radiații.
Studiile efectuate au condus la implementarea unei metodologii de lucru pentru
evaluarea dozelor datorate neutronilor pentru persoanele expuse profesional la neutroni și au
contribuit la extinderea desemnării ca Organism Dozimetric Acreditat pentru determinări de
doză folosind metoda termoluminescentă.

ieskf metrologickf institut
OkruZni 31,638 00 Brns
tel. +420 545 555 111, fax +420 545 222 728. www.cmi.cz
Laboratory: Inspectorate for Ionising Radiation Prague, Radiov6 1, 102 00 prague l0
. Department of Photon Dosimetry, tel. +420 266 020 285 , fao(.. +420 266 O2O 466
PROTOCOL OF' IRRADIATION
Date ofissue:
Customer:
Dosimeter:9011-OD-A7774al20ll
Jlcr:,e 27,2011 Page 1 of 2
S.C.DOZIMED S.RL..
405, Atomistilor St., 077125, Magurele city, ILFOV county, Romania
62 pieces of environmental TL dosineters
Manufacturer:
Type:
Serial number:Harshaw
badge Harshaw 8855, holder,
detectors Harshaw 4-elements card. TLD – 700H
a10000011 to a1000101t, see table in appendix
The results have been obtained following the procedures reported in this protocol and are related only to the date,
place and conditions ofthe irradiation.
Date of irradiation: May 30,2011
Irradiated by:
Ing. Wadimlr Sochor
Ing. Tomdi Tesai
Bc. Jana SmoldasovdIlead of the Department:
Ing.Jili Sunifi, MBA
<. ,/r,A wfufauq?7
Name imprint Name
This document may only be reproduced in fiill, except with the pfior tefitten permission by the issuing laboratory.

PROTOCOL OF IRRADIATION
Measurernent
standards used:
Irradiation
procedure:
Place of irradiation:
Ambient conditions:
Irradiation
conditions:90ll-OD-A7774al20ll Page 2 of 2
Secondary standard of exposure and kerma CMI IIR Prague
The irradiation was performed free in air in collimated beams of X-rays (narrow
spectra series N10 to N300) ard 13tCs and 60Co gamma radiation. Dosimeters were
inadiated in different inadiation angles (see table in appendix) to the nominal value of
air kerma of 2 mGy. One dosimeter remained unirradiated (to determine the
background value). The dosimeters were tfien retumed to the customer. Irradiation
conditions and inadiated values ofindividual dosimeters are stated in the table in
appendix.
The relative expanded combined uncertainty ofthe inadiated value is 3.5%.
CMI-IIR Prague
98.6 kPa, 2l.8oC, 38 % r.h
Collimated- beam ofX-rays (radiation qualities N10 to N300 acc. to ISO 4037),'"Cs and uoco garnma radiation, free in air
The standard uncertainty of measurement has been determined in accordance with EA4/02 document. The
reported expanded uncertainty of measurement is stated as the standard uncertainty of measurement multiplied
by the coverage factor k corresponding to a coverage probability of approximately 95 %o, which for normal
distribution corresponds to a coverase factor k – 2.
End of protocol.
imprint
This document may only be reproduced infull, except with the prior written permission by the issuing laboratory.

PROTOCOL OF IRRADIATION
Table: Irradiation conditions and inadiated valuesgOll-OD-A7774al20ll appendix (1 page)
No. Dosimeter code Radiation quslity Irrrdiation angle JolIrradiated valu€ lmGyl
1000083 N40 0 2,00
2 1000044 N40 45 2.00
3 1000045 N60 45 2.00
4 r000097 N40 0 2.00
5 1000024 N60 45 2.00
6 1000090 N60 0 2.00
7 1000091 N_20 45 2.01
8 1000071 N40 2.00
I 1000080 N60 60 2.00
l0 1000076 N40 60 2.00
ll 1000034 N20 0 2.01
12 1000070 N30 0 2.00
r3 1000079 N60 60 2_00
t4 1000035 N300 U 2-00
15 1000030 N25 2.01
1000039 Nl5 0 2.00
1',7 1000042 N 100 0 2.00
l8 1000058 N40 60 2,00
19 r000050 N25 0 1.99
20 | 000051 N30 60 1,99
2l 1000060 N80 0 1.99
2Z r000046 N200 0 l.s9
t 000026 N80 0 1.99
24 1000066 N60 60 2.00
25 1000074 N200 0 j.99
1000087 background
2'.7 1000101 N25 0 I.99
28 1000069 N15 0 2.00
29 1000068 N250 2.00
30 1000032 S-Cs 0 2.00
3l r000062 Nl50 0 2.00
32 1000067 S-Co 0 2.00
33 1000078 N120 0 2.00
34 1000072 Nl0 0 2.00
35 1000028 Nl0 0 2,00
36 1000099 Nl0 60 2.00
r000092 S-Cs 0 2.00
38 1000094 Nr 50 0 2.00
l9 100001I N10 60 2,00
40 | 0000r3 N300 0 2.00
4l 1000012 Nl0 45 1,99
1000018 S-Co 0 2.00
43 1000016 N120 0 2.00
44 1000019 Nl5 45 2.00
1000043 Nl0 1.99
1000086 Nl5 60 2.00
47 1000077 N250 2.00
48 1000073 N100 0 2.00
49 1000098 N25 60 1.99
50 1000064 N30 2.00
5l 1000063 N20 0 2-01
52 r000075 N20 0 2.01
53 1000081 N25 60 t.99
1000001 N20 60 2.01
1000010 N20 0 2.01
56 r000002 N30 45 2,00
1000091 N25 45 2.01
| 00002t Nt5 60 2,00
1000029 N20 45 2.01
60 1000027 N.l0 0 2.00
6l r000025 N30 60 1.99
62 1000001 Nl5 45 2,00
Thk document may only be reproduced in full, except with the prior written permission by the issuing laboratory.

Czech Metrology Institute
Inspectorate for Ionizing Radiatioin
Radiov6 l, CZ-102 00 Prague l0
Tel.: +420 266 020 497 , fax +420 266 020 466,
E-mail: pdryak@cmi.cz
Page I of3
No. 901l-PT-7773/2011 PROTOCOL ABOUT IRRADIATIONS
Date of issue: 16. 5.2011
lvttu )
" " " "','/ " " " " "' 1' " " " " " " /" " "
RNDr. Pavel Dryik7csc.
Director of the lngfectoratetrr
Customer: S.C.DOZIMEDS.R.L.
405, Atomistilor St.,077125, Magurele city
ILFOV county
ROMANIA
VATNo.: RO 12076622
Order No. : 107 7 128.03.2011
Personal dosimeterl
42 pieces ofpersonal dosimeter TLD 677618806
Producer: HARSIIAW BICRON
Choice of neutron fields:
Neutron fields were chosen in accordance with recommendations in standards:
ISO 8529-1 Reference neutron radiations – Part 1 : Characteristics and methods of
production
ISO 8529-2 Reference neutron radiations – Part 2: Calibration fundamentals of
radiation protection devices related to the basic quantities characterizing the
radiation field
ISO 8529-3 Reference neutron radiations – Part 3: Calibration of area and personal
dosimeters and determination of their response as a function of neutron
energy and angle of incidence
This Protocol mav be oublished or distributed only in full.

Protokol about inadiations No.. 901 1-PT-7773/2011 Page 2 of 3
The conventionally true personal dose equivalent rate on the surface ofISO water slab phantom at
the distance d between centre of the source and the frontal wall of the phantom is determined by
following formula:
H-(10)=h-(10). ".' .exp(-8.d ),P ' P' 4 nd'
where
H o( l0 ): personal dose equivalent rate [Sv/s],
hp(10) : conversion coeffrcient of neutron fluence to personal dose equivalent according to
ISO 8529-3: ho( 0) = 400 pSv .cm' for "'Cf.
hoQol = 411psv 'cm2 for 2a1Am-Be
B = emission rate ofthe neutron source [s''].
F{0) : anisotropy correction factor,
d: distance between centre of the source and the fiontal wall ofthe ISO water slab phantom [cm],
J: linear air-attenuation coefficient averaged over the spectrum of radionuclide neutron source
(as recommended by ISO 8529-2)
,= 1.055 .10a cm-r for252cf. ,: 8.90 '10-5 crrr for Am-Be.
The conventionally true value of personal dose equivalent Ho(10) was calculated from the rate
Ho(10) accordin9to:
Ho(10)=Ho-t,
where t indicates inadiation time of the dosimeter.
Standards used for calibration:
Neutron fields have been rcalized by means of radionuclide neutron sorrces "tcf ICMI#10) and
Am-Be (CMI #13). Emission rates of these sources have been determined by manganese bath
method with relative standard uncertainty less than 1 o%. Manganese bath, i.e. a primary standard
for neutron emission rate, is traceable to CMI primary standard of activity.
Dates of irradiations: 10-12 Mavl1. 2011
Data about inadiations of dosimeters – pefsonal dose equivalent are summarised in Table 1.
Standard uncertainty of personal dose equivalent is denoted: u(Ho(10). At Table I it is presented
as expanded uncerbiry with k:2 ,(k : coverage factor).
This Protocol has not any supplement.
Prepared by:
l_ k, _L\k-
/ Miloslav Krilik
tel.:+420 266 020 299, e-mail: mkralik@cmi.cz
This Protocol may be published or distributed only infull.

\
\
\
\S'
L
b\z
L
I
q,oo
t'-t-.t'.c.-(.\ .r
t-t.raa-F-('-
C.loot–r'-t-t-s
f-oor-t-t-t-t-N€
f-
c..F..
F–c-+
Frc,-.c'ta
F
F..f..t.'-F-a-F-oo
F-c\N
t.
F..
F-F-t.-
soo
f..F-,€
F-.c.tao
t-€st.-(-'F-
t…t,-+t–.f,
F.c.-€
f-.coa.l
F.-€c.loo
F.
F-
F-F-.oo
|'-F-
F-
t–q
t- f..F-
F–t'-F..F-
t"C.l
F-t'-
GIllr.asa>-tr -iA|,-c.l
-ic.t
N
A(..l
AN
QA**trc..l6€
ot
c\|
=oE S,)
a3(.)5o
GIL(D
{)
li
{)
Fa.)b0
ol
F..
F-
F-
F
.iz

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

105

BIBLIOGRAFIE

1. M. Oncescu, I. Panaitescu, “Dozimetria ș i ecranarea radiațiilor Roentgen ș i gamma”,
Editura Academiei Romane, Bucureș ti, 1992
2. D. Ș erban, “Dozimetrie ș i radioprotec ție”, Oficiul de documentare I.C.E.F.I.Z.,
Bucure ști, 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 Seri es 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, G eneva, 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 Netw ork Publication,
2000
12. O. Duliu, „Aplicațiile radiațiilor nucleare”, Editura Universității din București, București, 1993
13. V.I. Ivanov, „Curs de dozimetrie”, Editura Planeta, București, 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

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

106
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 Carl o 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. Cheresteș , S. Popescu, C. Cheresteș , „Dozele medii înregistrate în anul 2007 de
personalul expus profesional la radiații ionizante” Sesiunea ș tiințifică a S.R.Rp., Galați,
2008
21. M.V. Paraschiva, M. Cheresteș , C. Cheresteș , “Monitorizarea dozimetrică individuală
a personalului expus profesiona l la radiații ionizante din laboratorul de radiologie”, A
Doua Conferință Națională a Fizicienilor Medicali din România, Iași, 17 sept. 2011
22. M.V. Paraschiva, M. Cheresteș , C. Cheresteș , “Dozele medii înregistrate în 2009 de
personalul expus profesional monitorizat de laboratorul de dozimetrie individual ă
DOZIMED ”, Conferința Națională a Societății Române de Radioprotecție, București, 8
oct. 2010
23. M.V. Paraschiva, M. Cheresteș , C. Cheresteș , “Participarea la exercițiile de
intercomparare: o obligație sau o necesitate? ”, Conferința Națională a Societății
Române de Radioprotecție, București, 18 oct. 2011
24. M. Cheresteș , C. Cheresteș , 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.Cheresteș , C. Cheresteș , M.V. Paraschiva, L.M. Constantinescu, C. Bârcă,
„Evaluarea preciziei determinărilor de doză cu ajutorul dozime trului fotografic ”,
Sesiunea Științifică a Facultății de Fizică, Iunie, 2009
26. C. Cheresteș , M. Cheresteș , O.G. Duliu, N. Ghiordanescu, Aplicații dozimetrice în
cadrul Centrului de Cercetare în Protecție Radiologică – Universitatea din București,
Conferința Națională de Fizică (CNF) 2008, 10 – 13 septembrie 2008, București

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

107
27. M. Cheresteș , C. Cheresteș , 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. Cheresteș , „Calibration of Personal Albedo Neutron Dosemeter in mixed gamma –
neutrons fields ”, Optoelectronics and Advanc ed Materials – Rapid Communications,
Vol. 5, No. 7, July 2011, p. 802 – 805
29. C. Cheresteș , M. Cheresteș , 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
Communicat ions, trimis spre publicare, septembrie 2011
30. B. S. Olteanu, M. V. Paraschiva, M . Cherestes, C. Cheresteș , “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 personal ă cu dozimetre de albedo
32. K. R. Saroja, A.J. Lennox, J. M. Sixta, “ Pleomorphic Adenoma and F ast Neutrons:
Fermilab Experience”, IL, Northern Illinois University, DeKalb, IL, Fermi Nat ional
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 externa l 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

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

108
38. W. Rühm, V. Mares, G. Simmer, E. Weitzenegger, “ Continuous Measurements of
Cosmic Radiation at Low Atmospheric Shielding (Altitude 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 radia tion 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 Assembl y with Scientific
Annexes, New Y ork, 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 natur al 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 lear ned 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

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

109
50. R. A. Vasilache, „Metode de detecție a radiațiilor nucleare. Detector i cu corp solid
pentru doze mici”, Teză de doctorat, București, 2001
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 an d performance limits for the periodic evaluation of processors of personal
dosemeters for X and gamma radiation , Geneva, 2000
61. Agenția Națională pentru protecția Mediului, Rețeaua Națională de Supraveghere a Radioactivității Mediului, Raport privind starea mediului în România, Cap. IV –
Radioactivitate, 2007

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

110
62. Stefan Neumaier , PTB, Germany – EURADOS WG3 „Environmental Radiation
Monitoring” , Mai 2011
63. Constantin Milu,”Expunerea medicală la radiații ionizante”, Raport sintetic 2007
64. Directiva Nr. 97/43/EURATOM
65. Norme privind radioprotecția persoanelor în cazul expunerilor medicale la radiații
ionizante, Monitorul Oficial al României, Nr. 446 bis, iunie 2002
66. International Atomic Energy Agency , „Radiological Protection for Medical Ex posure to
Ionizing Radiation” , Safety Guide No. RS – G – 1. 5., IAEA, Vienna, 2002
67. C. Cheresteș , 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.Cheresteș, M. Secu, C. Cheresteș , V. Paraschiva , C. Barca
“Retrospective dosimetry assesment using termoluminiscence of tooth enamael”,
Elsevier Editorial System(tm) fo r Radiation Measurements , article in press, 2011,
10.1016/j.radmeas.2011.07.014
69. C.E. Secu, M. Cheresteș, M. Secu, C. Cheresteș, V. Paraschiva, C. Barca, I. Simina,
“Dozimetrie retrospectivă folosind peak- ul de termoluminescență de la 380C al
smalțului dentar”, Conferința Națională a Societății Române de Radioprotecție, București, 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 t he 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 Nort h of England”, Br. J. Rad., 70(833), 492 -497, 1997
73. A. 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”, EU R 16262, 1999

Contribuții privind utilizarea sistemelor dozimetrice termoluminescente în câmpuri mixte de radiații nucleare

111
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
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. Dosimetr y (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 și dozimetria radiațiilor X” , Teză de doctorat,
Universitatea Babeș -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. A. Delgado, J.L. Muni z, 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), 1 25
(1-4), 327- 330
84. T. Haninger, G. Fehrenbacher, „ Neutron dosimetry with TL albedo dosemeters at high
energy accelerators ”, Radiat. Prot. Dosimetry, (20 07), 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, „ Calibr ation 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