dose assorbita - TSRM Torino

L’importanza delle misure di “dose assorbita” in radioprotezione e nelle applicazioni
mediche delle radiazioni ionizzanti
R. F. Laitano
Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti
ENEA, Centro Ricerche Casaccia, Roma
1. La grandezza dose assorbita
La dose assorbita è la grandezza fisica il cui valore consente di determinare l’energia che
un mezzo assorbe a seguito di una sua esposizione a radiazioni ionizzanti. Conoscere
accuratamente il valore della dose assorbita è particolarmente importante nel caso in cui il
mezzo esposto è costituito da organismi biologici.
Gli effetti biologici conseguenti
all’esposizione di un organismo vivente a radiazioni ionizzanti sono infatti correlati alla
quantità di energia che le radiazioni hanno ad esso ceduto. La misura della dose assorbita
è quindi di primaria importanza per poter stimare l’entità di questi effetti. La definizione
della grandezza dose assorbita e la sua unità di misura nell’ambito del Sistema
Internazionale saranno introdotte più oltre. E’ però utile già anticipare la circostanza che
la determinazione della dose assorbita (la “dosimetria”) è necessaria in tutte le situazioni
in cui si ha a che fare con l’esigenza di protezione dalle radiazioni ionizzanti
(radioprotezione) e con la pratica di radioterapia e radiodiagnostica medica.
La
dosimetria delle radiazioni ionizzanti è necessaria anche in altri settori di attività, quali ad
esempio la verifica del danno da radiazioni in materiali di interesse industriale o
scientifico. Le applicazioni in questi ultimi settori sono tuttavia quantitativamente meno
rilevanti rispetto a quelle molto più diffuse, importanti e delicate riguardanti i settori della
radioprotezione (della salute e dell’ambiente) e delle applicazioni mediche. Per questo
motivo si illustrerà brevemente nel seguito il ruolo della dosimetria solo in questi due
ultimi campi.
2. La misura della dose assorbita nella radioprotezione
La conoscenza della dose assorbita nelle attività di radioprotezione è necessaria per poter
stimare gli effetti nocivi a seguito di esposizione, di membri della popolazione o di
lavoratori, alle radiazioni ionizzanti. La esposizione alle radiazioni ionizzanti della
popolazione (nel suo insieme) è dovuta anzitutto alla presenza naturale di radiazioni
nell’ambiente. La radiazione ambientale è classificabile sostanzialmente in due
componenti: i raggi cosmici (che provengono dallo spazio galattico) e la radiazione di
origine terrestre (derivante dalla presenza naturale di radionuclidi nella biosfera, in
particolare nella crosta terrestre e nelle acque). L’esposizione dovuta ai raggi cosmici
aumenta al crescere dell’altitudine e quindi è maggiore per coloro che vivono alle alte
quote o viaggiano frequentemente in aereo. Anche l’esposizione alla radiazione terrestre
non è la medesima per tutti, essendo maggiore per coloro che risiedono in zone dove la
radioattività terrestre è più intensa (ad esempio le zone dal cui sottosuolo si hanno più
intense emanazioni di radon). Nella figura 1 sono mostrate le principali fonti di radiazioni
ionizzanti presenti nella biosfera. La figura 2 mostra inoltre i contributi delle diverse
fonti di radiazioni ionizzanti - quelle presenti naturalmente e quelle introdotte
artificialmente per scopi medici - che danno luogo a esposizioni a radiazioni nei confronti
della specie umana.
Principali sorgenti naturali di esposizione
alle radiazioni ionizzanti
(Unscear 2000)
16% cosmic
12% ingestion (K-40,...)
52% inhalation (Radon, ...)
ENEA-INMRI
20% indoors
irradiation
29
Figura 1. Il grafico mostra i contributi percentuali (valori medi indicativi) all’esposizione umana
derivanti dalle radiazioni ionizzanti presenti nella biosfera e dovute alle principali fonti naturali.
Al primo posto figura il contributo dovuto all’inalazione di radionuclidi, soprattutto il radon,
presenti nell’aria interna ed esterna alle abitazioni (52%), seguito dai contributi derivanti
rispettivamente: dall’irraggiamento da radionuclidi naturalmente presenti nelle abitazioni (20%),
dalla radiazione cosmica (16%), dall’ingestione di radionuclidi, come il K-40, presenti
naturalmente nei terreni e quindi nei prodotti alimentari come i cereali, le carni, ecc..
Conoscere la dose assorbita derivante da queste esposizioni consente di attuare quelle
azioni di rimedio che, con costi accettabili, riducano gli effetti di tali esposizioni. Vi sono
poi gruppi particolari di popolazione che possono essere soggetti a esposizioni aggiuntive
a quelle dovute alla radiazione ambientale. Questi gruppi di popolazione sono costituiti da
quelle categorie di lavoratori che fanno uso o interagiscono con sorgenti di radiazione
prodotte artificialmente per finalità mediche, industriali, e di ricerca scientifica. Anche in
queste situazioni la determinazione della dose assorbita consente di stimare gli effetti
biologici conseguenti a un’esposizione a radiazioni ionizzanti di natura lavorativa.
Mediante analisi di costo-beneficio si ha quindi la possibilità di attuare tutte quelle azioni
tese a mimimizzare questi effetti. L’obiettivo di un’analisi costo
Contributi all’esposizione dovuti alle diverse
sorgenti di radiazioni ionizzanti
(NRPB 91)
87% sorgenti naturali
1% altro
12% applicazioni mediche
ENEA-INMRI
30
Figura 2. Confronto fra i contributi all’esposizione umana alle radiazioni ionizzanti (valori medi
indicativi) derivanti dalle sorgenti naturali di radiazioni (87%) e da quelle prodotte
artificialmente, in particolare per scopi medici (12%). Quest’ultimo contributo riguarda solo gli
esami radiodiagnostici - e non i trattamenti di radioterapia – poiché solo per i primi ha senso
riferirsi statisticamente a esposizioni medie per una larga parte della popolazione.
beneficio nella radioprotezione dei lavoratori esposti è di rendere minima per essi la dose
assorbita (quindi l’effetto biologico) compatibilmente con il mantenimento di un
vantaggio che l’impiego di sorgenti radioattive in una data attività lavorativa comporta.
L’importanza dell’accuratezza nelle misure di dose assorbita per scopi di radioprotezione
è anzitutto legata alla necessità di non sottovalutare gli effetti e le conseguenze per la
salute umana (e per la salvaguardia dell’ambiente) che possono verificarsi ma non essere
preventivati qualora vi sia una sottostima della dose assorbita. Un adeguato livello di
accuratezza nella dosimetria è altresi necessario per evitare indebiti costi economici per
interventi preventivi o di rimedio non realmente necessari qualora essi siano dettati da una
sovrastima nella determinazione.
3. La misura della dose assorbita in radioterapia e in radiodiagnostica medica
Nelle applicazioni mediche delle radiazioni ionizzanti quali la radioterapia oncologica e la
radiodiagnostica medica, la determinazione della dose assorbita richiede il massimo
impegno nella scelta e nell’uso della strumentazione di misura unitamente all’analisi dei
dati sperimentali. In questi settori la dosimetria è particolarmente impegnativa poiché
l’accuratezza di misura per essa richiesta è ancora più elevata di quella necessaria nella
dosimetria per la radioprotezione della popolazione o dei lavoratori. La radiodiagnostica
medica è basata sulla capacità delle radiazioni ionizzanti di generare, mediante opportuni
apparati sperimentali e metodi di analisi dei dati, delle immagini dell’organo o della
regione biologica da esaminare. Le sorgenti di radiazione per la diagnostica medica
possono essere costituite da raggi x nel caso delle
tradizionali radiografie e della
tomografia computerizzata (CT), o da specifici elementi radioattivi (caratterizzati dalla
emissione di radiazione beta, gamma o alfa) nel caso di esami - tipici della cosiddetta
medicina nucleare - quali la scintigrafia, la tomografia a emissione di positroni (PET),
ecc.. La dosimetria in radiodiagnostica è necessaria per l'ottimizzazione della qualità
dell’immagine rispetto alla quantità di radiazione impiegata. Per garantire la protezione
del paziente da effetti biologici indesiderati è infatti necessario impiegare la minima dose
di radiazione compatibilmente con l’ottenimento di una significativa immagine
radiologica dell’organo in esame. Nella radioterapia oncologica la dosimetria ha
un’esigenza di ancor maggiore accuratezza rispetto a quella richiesta nella dosimetria in
radioprotezione e in radiodiagnostica. In radioterapia infatti un’incertezza più elevata del
5% nella misura della dose assorbita può pregiudicare l’efficacia del trattamento. Non è
facile mantenere i valori di incertezza al di sotto del 5% nella misura della dose assorbita
in radioterapia. La difficoltà di questo obiettivo deriva dalla complessità dei fenomeni e
dei metodi sperimentali coinvolti.
Figura 3. Tipico acceleratore lineare (linac) usato per la radioterapia con fasci di elettroni e di
fotoni di energia compresa fra alcuni MeV e qualche decina di MeV. Sono distinguibili
nell’immagine la “testa” della macchina acceleratrice da cui fuoriescono fasci di radiazione in
direzione verticale, e il pianale su cui viene adagiato in posizione orizzontale il paziente.
Le sorgenti di radiazione per la radioterapia sono oggi costituite prevalentemente da
acceleratori di particelle (elettroni, protoni, ecc.) tramite i quali (vedi esempio in figura 3)
vengono prodotti fasci di elettroni, di fotoni, di protoni, di neutroni, ecc. con energie che
possono variare fra alcuni e qualche centinaio di MeV. Questi fasci di radiazione vengono
convogliati nella regione del corpo umano dove è localizzato il tumore. L’obiettivo del
trattamento è di distruggere la massa tumorale minimizzando – tramite un processo di
ottimizzazione - la deposizione di energia trasportata dalla radiazione nelle regioni sane.
A seconda del tipo di trattamento (localizzazione e natura del tumore da trattare) si usano
fasci di radiazione di tipo e energia diversi. In alcuni casi particolari la radioterapia si basa
non sull’uso di acceleratori ma sull’impiego di sorgenti radioattive che vengono introdotte
nella regione del corpo umano dove è localizzato il tumore da irradiare. Questa tipologia
di trattamento, denominata brachiterapia, richiede anch’essa una valutazione molto
accurata della dose assorbita nell’organo coinvolto. I metodi dosimetrici in brachiterapia
sono per diversi aspetti differenti da quelli usati per la terapia con fasci di radiazione
prodotti da acceleratori. In entrambi casi è comunque necessario realizzare l’obiettivo
dell’ottimizzazione della distribuzione di dose negli organi del paziente: rendere massima
la dose al tumore compatibilmente con la minima dose ai tessuti sani circostanti.
L’ottimizzazione del trattamento è fatta da fisici specialisti che lavorano nei reparti di
radioterapia e che a tale scopo utilizzano tecniche sperimentali e di calcolo molto
sofisticate. I valori di dose assorbita nei trattamenti di radioterapia sono molto più elevati
di quelli utilizzati nella radiodiagnostica. Gli obiettivi nei due casi sono evidentemente
molto diversi. In un caso la radiazione deve essere sufficientemente intensa ed energetica
da consentire la distruzione della massa tumorale. Nell’altro caso l’energia e l’intensità
della radiazione devono essere appena sufficienti a produrre un’immagine mantenendo
comunque a livelli minimi o trascurabili i suoi effetti biologici nocivi. La delicatezza
dell’obiettivo finale (successo o fallimento nella cura del tumore) e gli elevati livelli di
dose coinvolti rendono la dosimetria in radioterapia particolarmente impegnativa. La
corretta taratura dei sistemi di misura (i dosimetri di radiazione per radioterapia)
unitamente allo sviluppo di metodi sperimentali e analitici per conseguire l’ottimizzazione
cui si è prima accennato, sono condizioni essenziali per il successo della radioterapia
oncologica. I campioni nazionali di misura delle radiazioni ionizzanti svolgono un ruolo
molto importante in questo processo. Nel seguito sarà illustrata la funzione di questi
campioni, con particolare riferimento a quelli sviluppati per la dosimetria in radioterapia
poiché questa riveste un rilevante interesse nel campo delle applicazioni delle radiazioni
ionizzanti nel settore medico sanitario: circa il 50% dei malati di tumore sono infatti curati
mediante un trattamento di radioterapia. Saranno quindi brevemente illustrate le
procedure teorico sperimentali (tarature e metodi di misura) per assicurare la riferibilità ai
campioni nella dosimetria per radioterapia. Prima di ciò sarà necessario introdurre gli
elementi essenziali che caratterizzano le grandezze e le unità di misura in questo settore
sperimentale.
4. Grandezze e unità di misura per la dosimetria in radioterapia
La misura della dose assorbita finalizzata alla ottimizzazione della radioterapia richiede
tipicamente il ricorso a tre grandezze fisiche particolari: la dose assorbita, l’esposizione e
il kerma in aria. Tali grandezze sono state introdotte, insieme a diverse altre (vedi tabella
1), specificamente per la misura delle radiazioni ionizzanti e si aggiungono a tutte quelle
grandezze fisiche tradizionali (la temperatura, la massa, la lunghezza, ecc.) cui è pur
necessario ricorrere nell’attività sperimentale riguardante la misura delle radiazioni
ionizzanti. La misura delle tre grandezze ora introdotte richiede metodi sperimentali molto
meno comuni e familiari di quelli cui normalmente si ricorre per la misura di grandezze
come la lunghezza o la temperatura. Queste tre grandezze – cui corrispondono distinti
campioni di misura - hanno la caratteristica di poter essere correlate fra di loro. In molti
casi ciò permette di determinare la dose assorbita sia in modo diretto sia (quando la
situazione lo consente) a partire, ad esempio, da una misura di esposizione.
Per comprendere la definizione di dose assorbita è necessario introdurre il concetto di
energia ceduta e di energia specifica. L’energia, ε , ceduta dalla radiazione ionizzante ad
un mezzo di massa e volume conosciuti è definita come:
ε = ∑ E in − ∑ E ex + ∑ Q
Dove
∑ E in è la somma delle energia entranti nel volume di interesse, ∑ E ex è la somma
delle energie uscenti e
∑Q
è la somma delle energie prodotte nelle eventuali reazioni
(esotermiche) che la radiazione può innescare. L’energia Q vale in genere zero o è
trascurabile, per i tipi e le energie delle radiazioni di uso più frequente in radioterapia.
L’energia Q può essere non più trascurabile quando la radiazione d’interesse è costitutita,
ad esempio, da neutroni.
Tabella 1. Grandezze e unità SI per la misura delle radiazioni ionizzanti
Grandezza
Esposizione (per raggi X e γ)
Nome
Nome speciale
(simbolo)
(simbolo)
coulomb al kilogrammo
(C/kg)
Energia specifica
Dose assorbita, kerma
joule al kilogrammo
gray
(J/kg)
(Gy)
joule al kilogrammo
gray
(J/kg)
(Gy)
Equivalente di dose, equivalente di
dose ambiente, equivalente di dose
direzionale, equivalente di dose
personale
joule al kilogrammo
sievert
(J/kg)
(Sv)
Rateo di dose assorbita, rateo di
kerma
joule al kilogrammo
gray al secondo
al secondo
(Gy/s)
(J/kg s)
Rateo di equivalente di dose, rateo
di equivalente di dose ambiente,
rateo di equivalente di dose
direzionale, rateo di equivalente di
dose personale
joule al kilogrammo
sievert al secondo
al secondo
(Sv/s)
Attività (di un radionuclide)
secondo alla meno uno
becquerel
(s-1)
(Bq)
secondo alla meno uno
al kilogrammo
becquerel al
kilogrammo
(s-1kg-1)
(Bq/kg)
Concentrazione di attività (di un
radionuclide)
Fluenza di particelle
(J/kg s)
metro alla meno due
(m-2)
Rateo di fluenza di particelle
metro alla meno due al
secondo
(m-2/s)
Rateo di emissione di particelle
secondo alla meno uno
(s-1)
Noti la massa m e il volume v considerati è possibile definire la grandezza z, detta energia
specifica ceduta al mezzo m, come:
z=
ε
m
La grandezza z è di natura stocastica, poiché una radiazione che attraversa un mezzo può
cedere la propria energia con un valore compreso tra zero e la sua energia massima
attraverso interazioni di tipo stocastico. Possiamo tuttavia valutare come varia z in
funzione di una massa m con valori crescenti. Graficando z in funzione (vedi figura 4) di
m si nota che dopo un certo valore di massa la distribuzione si assesta intorno ad un
valore costante. Il punto in cui la distribuzione diventa costante dipende non solo dalla
massa ma anche dall’energia della particelle del fascio.
z
m
Figura 4. Andamento della valore dell’energia specifica z in funzione della massa m con cui la
radiazione interagisce
In relazione a questo tipo di distribuzione, il valor medio di z , z , è definito come
l’energia specifica media. Quest’ultima corrisponde anche al valore medio di z nelle
regioni di volume in cui la distribuzione diventa statisticamente costante. Con questa
definizione si ha la possibilità di passare da una grandezza stocastica, z, (difficilmente
utilizzabile per calcoli analitici) a una grandezza media, z , descrivibile quindi mediante
relazioni su cui possono essere effettuate tutte le desiderate operazioni analitiche riferite a
un volume infinitesimo (derivazione, integrazione, ecc.). Grazie all’introduzione della
grandezza energia specifica media si può finalmente definire la grandezza dose assorbita
D in un punto P come il valore che assume z allorchè la massa m tende a zero, ovvero:
D( P ) =
dε
dm
[Jkg-1]
dove dε è il valor medio dell’ energia rilasciata nel volume di massa dm centrata nel
punto P.
L’unità di misura della dose assorbita nel Sistema Internazionale (SI) è J/kg e ad essa è
assegnato il nome speciale Gray, con simbolo Gy:
1Gy = 1J ⋅ kg −1
In molte situazioni sperimentali (soprattutto quando la radiazione è costituita da fotoni,
come i raggi x o i raggi gamma) la misura diretta della dose assorbita comporta notevoli
difficoltà sperimentali. Quando la radiazione primaria è costitutita da fotoni una
determinazione della dose assorbita può però essere ottenuta a partire da una misura della
grandezza esposizione prima citata. Una volta nota l’esposizione si può determinare il
kerma da cui finalmente si deduce il valore della dose assorbita. Per brevità si accennerà
nel seguito solo a questa procedura indiretta di misura della dose (a partire dalla
esposizione e quindi dal kerma) e a tal fine è necessario introdurre le definizioni di kerma
e di esposizione.
Il kerma è definito solo per radiazione indirettamente ionizzante (fotoni o neutroni) come:
K=
dove εtr è l’energia
dε tr
dm
trasferita come energia cinetica dalla radiazione indirettamente
ionizzante alle particelle secondarie cariche (come ad es. gli elettroni) nel volume di
massa m centrato nel punto P. È importante notare che questa definizione differisce da
quella di dose assorbita. In quest’ultimo caso l’energia da considerare è quella rilasciata
all’interno del volume di interesse, mentre nel kerma si è interessati solo a quella trasferita
come energia cinetica dalla radiazione primaria alle particelle cariche da essa generate. È
evidente che il kerma ha le stesse dimensioni della dose assorbita e anche in questo caso
l’unità di misura è il Gy. Il kerma differisce quantitativamente dalla dose assorbita poichè
l’energia trasmessa dalla radiazione primaria alle particelle cariche secondarie non è
uguale all’energia che la radiazione primaria cede al mezzo nel volume d’interesse.
Questa differenza è dovuta al fatto che parte dell’energia cinetica delle particelle cariche
secondarie è depositata in regioni lontane dal volume considerato. La differenza
quantitativa fra le due grandezze cresce all’aumentare dell’energia della radiazione
primaria. E’ possibile ottenere una relazione analitica fra queste due grandezze e
determinare la dose assorbita una volta che sia noto il kerma. Per un fascio di fotoni con
una distribuziuone differenziale di energia,ΦE, il kerma può essere anche calcolato come:
K=
1
ρ
E max
∫Φ
E
⋅ µ tr (E , Z )dE
0
dove ρ è la densità del mezzo e µtr (E, Z) è il coefficiente di trasferimento di energia
massico dipendente da E e da Z, rispettivamente l’energia della radiazione primaria e il
numero atomico medio del mezzo considerato.
La relazione fra dose assorbita e kerma può essere più agevolmete attuata se invece del
kerma totale K si prende in esame una quantità, Kc detta kerma di collisione, che
costituisce una parte di K. Nella definizione di kerma di collisione si considerano solo le
perdite di energia delle particelle cariche secondarie che hanno luogo a seguito di
fenomeni di collisione ovvero di ionizzazione ed eccitazione degli atomi mezzo irradiato.
La grandezza Kc è definita come:
Kc =
1
ρ
E max
∫ Φ E ⋅ µen ( E , Z )dE
0
dove µen (E,Z) è il coefficiente di assorbimento di energia massico e gli altri simboli
hanno analogo significato di quelli presenti nell’espressione di K. L’utilità nel relazionare
la dose assorbita con il kerma di collisione deriva dal fatto che Kc può essere più
agevolmente determinato come sarà illustrato nel seguito. Una volta noto Kc si può
ottenere la dose assorbita D se nel volume del mezzo d’interesse sono verificate delle
condizioni (dette di CPE, equilibrio delle particelle cariche) attinenti al bilancio di energia
della radiazione entrante ed uscente nel/dal suddetto volume. Nelle condizione di CPE si
può quindi scrivere:
CPE
D = Kc
Anche la determinazione di Kc non è basata su procedure dirette di misura ma si fonda su
una misura di esposizione della cui unità di misura può essere più agevolmernte realizzato
il campione primario.
La grandezza esposizione, indicata con il simbolo X, è definita solo per fotoni e per l’aria
(quale mezzo di interazione) come:
X =
dQ
dm
dove dQ è la carica di un solo segno generata in aria dai fotoni quando tutti gli elettroni
(positroni) da essi prodotti sono arrestati completamente in aria, e dm è la massa di aria
contenuta nell’elemento di volume dv centrato nel punto d’interesse. In dQ non va incluso
il contributo di carica generato dalla bremsstrahlung degli elettroni secondari generati a
loro volta dai fotoni primari.
L’unità di misura della esposizione nel Sistema Internazionale (SI) è C/kg .
A partire dalla sua definizione si può mostrare che l’esposizione, dovuta a un fascio di
fotoni con una distribuzione di energia ΦE , può essere calcolata anche come:
E max
X =
∫
0
µ
Φ E ⋅  en
 ρ


 E ,air
 e
⋅   dE
 W  air
dove e è il valore della carica elementare, W è l’energia media per formare una coppia di
ioni in aria e gli altri simboli sono quelli già definiti nelle espressioni precedenti. Partendo
quindi dalla definizione di kerma di collisione si può dimostrare che esposizione e kerma
di collisione sono correlati tramite la relazione:
 e 
X = Kc ⋅  
 W  air
Combinando le precedenti espressioni si ottiene infine, per un fascio di fotoni, la
desiderata relazione fra dose assorbita in aria, Dair, e kerma in aria, (Kc)air:
CPE
W 
Dair = ( K c )air = X ⋅  
 e  air
Se sono realizzate le cosiddette condizioni di CPE (equilibrio delle particelle cariche
secondarie) la dose assorbita in un elemento di massa d’aria noto può essere quindi
ottenuta a partire da una misura di esposizione nel medesimo elemento di volume di aria.
5. La dosimetria in radioterapia: metodi, mezzi di misura e sistemi campione
Nelle applicazioni mediche il mezzo cui riferire la dose assorbita è il tessuto biologico il
quale è con buona approssimazione assimilabile all’acqua per quanto riguarda le propietà
di assorbimento della radiazione. La dose assorbita nel mezzo acqua si può dedurre da una
misura della dose in aria, quando questo gas sia quello contenuto in una cavità
sufficientemente piccola introdotta nel mezzo d’interesse, per l’appunto l’acqua. L’uso di
una piccola camera a ionizzazione, un rivelatore di radiazione particolarmente appropriato
a questo scopo, consente di realizzare nell’acqua una cavità d’aria dove poter misurare la
dose assorbita Dair. Le condizioni e le modalità con cui ottenere la dose assorbita in acqua,
Dw, da una misura della dose assorbita in aria, Dair, contenuta all’interno della piccola
camera a ionizzazione sono descritte dalla “teoria della cavità” di Bragg-Gray. Il risultato
finale che questa teoria consente di ottenere è mostrato in sintesi dalla seguente
espressione che fornisce la relazione ricercata fra la dose in acqua (la grandezza
d’interesse pratico) e la dose in aria (la grandezza direttamente misurabile con riferibilità
al campione primario di esposizione):
m
CPE
Dw =
s
Dair ⋅   ⋅ ∏ pi
 ρ air
m
s
W 
= X ⋅   ⋅ ∏ k i   ⋅ ∏ pi
 e 
 ρ air
dove le produttorie Π ki e Π pi contengono fattori correttivi dovuti alla perturbazione
causata dalla camera a ionizzazione nel mezzo acqua, al non rispetto completo delle
condizioni ideali richieste dalla teoria di Bragg-Gray e ad effetti indesiderati sulla carica
misurata dalla camera a ionizzazione. L’espressione in parentesi, (S/ρ), denota il rapporto
dei poteri frenanti massici fra acqua e aria per la radiazione considerata, gli altri simboli
sono analoghi a quelli descritti nelle espressioni precedenti.
Nell’espressione di Dw la dose Dair è espressa in funzione dell’esposizione X esistente
nello stesso punto di riferimento. X è dunque il misurando quando si vuole determinare,
mediante la procedura descritta, la dose assorbita in acqua. I rivelatori di radiazione usati
correntemente per la dosimetria in radioterapia non consentono evidentemente una misura
assoluta di X. A tale scopo essi sono opportunamente tarati con riferibilità al campione
nazionale di esposizione operante in ciascun Paese che di tale campione sia provvisto. In
Italia il campione primario nazionale di esposizione è una camera a ionizzazione assoluta,
tale cioè da effettuare una misura assoluta della grandezza esposizione. Questo campione,
unitamente ai diversi altri operanti nel settore delle radiazioni ionizzanti,
è stato
realizzato presso l’Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti (ENEA,
Roma) dove è sottoposto ai periodici confronti internazionali richiesti dall’accordo di
mutuo riconoscimento, MRA, riguardante i campioni nazionali di misura. La taratura di
un rivelatore nei termini sopra indicati fornisce per esso un coefficiente di taratura, NX,
che permette di misurare l’esposizione X riportata nella precedente espressione di Dw.
L’esposizione misurata mediante il rivelatore tarato sarà perciò data, per definizione di
coefficiente di taratura, da: X = NX M, dove M è il segnale (in unità arbitrarie) fornito dal
rivelatore esposto al campo di radiazione.
Nella figura 5 è riportato uno schema semplificato del campione nazionale di esposizione
necessario per la taratura dei dosimetri usati per la radioterapia. Questo campione è una
camera a ionizzazione di forma cilindrica la cui cavità ha l’aria come gas di riempimento
e le cui pareti sono in grafite. La misura dell’esposizione X, di cui è stata data sopra la
definizione (X = dQ/dm), richiede una misura della carica elettrica Q prodotta nella massa
d’aria, m, della cavità della camera e perciò la conoscenza del volume v della cavità in
modo da determinare la massa m = ρv a seguito di una misura della sua densità ρ. La
misura di Q è particolarmente impegnativa a causa dei numerosi effetti spuri che hanno
luogo nel fenomeno della ionizzazione all’interno di questo tipo di rivelatore. Fra questi si
annoverano: gli effetti di ricombinazione ionica, la dipendenza della carica raccolta
dall’umidità dell’aria, il cosiddetto effetto di polarità della camera, ecc.. La misura della
massa d’aria della cavità è strettamente legata alla conoscenza del volume della camera,
della temperatura e della pressione dell’aria nella cavità al momento della misura. Il
volume della camera, a causa delle sua non semplice forma, pone particolari problemi di
misura. Tale misura si effettua durante le varie fasi costruttive del rivelatore e, al fine di
minimizzare l’incertezza, la stessa procedura di costruzione richiede una elevata
accuratezza. La misura assoluta dell’esposizione sulla base della sua definizione dovrebbe
essere effettuata in aria libera (vedi sopra).
Figura 5. Schema del rivelatore cilindrico “camera a ionizzazione” (in una sua sezione
trasversale) utilizzato per realizzare il campione nazionale di esposizione su cui è a sua volta
basata anche la determinazione della dose assorbita in acqua (vedi testo). La misura assoluta
dell’esposizione richiede la conoscenza accurata del volume efficace della camera e della massa
di aria contenuta nella sua cavità (regione in giallo). Il sistema di misura della carica associato
al campione (non riportato in figura) fornisce la carica formatasi nella cavità a seguito della
ionizzazione dell’aria. Questa carica è convogliata tramite un campo elettrico al circuito di
misura collegato all’elettrodo centrale.
La presenza del rivelatore nel punto di misura genera effetti di perturbazione di cui deve
tener conto con il calcolo e (in alcuni casi) con la determinazione sperimentale di
numerosi fattori correttivi, pi, che in ultima analisi costituiscono uno degli aspetti più
impegnativi della misua assoluta. In considerazione degli effetti perturbativi nella misura,
l’espressione dell’esposizione, cosi come si utilizza per la sua misura con il campione
camera a ionizazione in grafite, diventa la seguente:
Q 
X = ⋅
m
gr
s   µ en  air
 ⋅  ρ  ∏ pi
ρ
 air   gr
dove la produttoria Πpi include i fattori correttivi per gli effetti perturbativi sopra citati e
per quelli dovuti agli effetti spuri nella misura della carica; i simboli hanno il medesimo
significato descritto per le espressioni precedenti con in particolare il riferimento al mezzo
grafite (gr) relativo ai rapporti S/ρ e µen/ρ.
Per la misura della dose assorbita in radioterapia sono utilizzati anche altri metodi di
misura basati su altri campioni che per brevità non sono qui menzionati. E’ invece utile
sapere che in questi ultimi anni è in corso uno sforzo di ricerca e sviluppo a livello
internazionale per mettere a punto un nuovo tipo di campione tramite cui ottenere una
diretta realizzazione dell’unità di misura della dose assorbita. Si tratta dei sistemi
calorimetrici e in particolare del calorimetro ad acqua. Quando quest’ultimo tipo di
campione sarà reso pienamente operativo la taratura dei dosimetri per radioterapia potrà
essere effettuata in modo diretto in termini di dose assorbita in acqua. Non sarà quindi più
necessario (come nel metodo sopra descritto) tarare in termini di esposizione un mezzo di
misura destinato ad effettuare la misura di un’altra grandezza come la dose assorbita.
Va infine ricordato che i campioni a tutt’oggi sviluppati per la misura delle radiazioni
ionizzanti riguardano numerose altre grandezze oltre quelle descritte in questa sede.
Queste grandezze (già elencate nella tabella precedente) come l’attività dei radionuclidi,
la fluenza di particelle, l’equivalente di dose, ecc, coinvolgono tipi diversi di radiazioni
ionizzanti (neutroni, elettroni, protoni, ecc) e sono importanti sia per la dosimetria in
radioprotezione sia per la dosimtria in radioterapia. Per le esigenze in questi settori,
attualmente operano, presso l’Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti,
oltre venti linee sperimentali di sistemi campione di cui i principali sono elencati in
appendice 1. In appendice 2 sono descritte le tipologie di strumenti di misura delle
radiazioni ionizzanti che sono periodicamente sottoposte a taratura nel nostro Paese con
riferibilità ai campioni nazionali dell’Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni
Ionizzanti, INMRI-ENEA.
Letture consigliate
I testi citati qui di seguito, unitamente ai riferimenti bibliografici in essi contenuti, sono
consigliati per ampliare e approfondire i vari temi introdotti in questa breve nota
illustrativa.
- F. H. Attix, Introduction to Radiological Physiscs and Radiation Dosimetry (607 pages),
John Wiley & Sons, New York (1986) .
- Andreo P., Burns D.T., Holfeld K., Huq M.S., Kanai T., Laitano F., Smythe V.G.,
Vynckier S., Absorbed Dose Determination in External Beam Radiotherapy (229 pages),
T R S 398, IAEA Vienna (2000).
- Webb S, The Physics of Medical Imaging (633 pages), Institute of Physics Publishing,
London (2000).
Appendice 1
Caratteristiche dei campioni nazionali per la misura delle radiazioni ionizzanti operanti
presso l'INMRI-ENEA
Grandezza
fisica
Esposizione
Kerma in
aria
Equivalente
di dose
ambiente,
direzionale
e personale
Campione
Qualità
della
radiazione
Intervall
o di
accurate
zza (%,
1σ)
Intervallo di misura
2 camere a
ionizzazione ad aria
libera per basse e
medie energie
Raggi x 10300 kV
0.5 - 1
(2 10-8 - 9 10-4) C kg-1 s-1
Camera a
ionizzazione di
trasferimento
Radiazione
gamma del
137
Cs
0.8 - 1.3
(2 10-8 - 9 10-6 ) C kg-1 s-1
Camera a
ionizzazione a cavità
con pareti di grafite
Radiazione
gamma del
60
Co
0.5
(6 10-6 - 2 10-4 ) C kg-1 s-1
2 camere a
ionizzazione ad aria
libera per basse e
medie energie con
procedura di
conversione
esposizione/kerma
Raggi x 10300 kV
0.5 - 1
(7 10-7 - 7 10-3) Gy s-1
Camera a
ionizzazione di
trasferimento con
procedura di
conversione
esposizione/kerma
Radiazione
gamma del
137
Cs
0.8 - 1.3
(7 10-7 - 3 10-4) Gy s-1
Camera a
ionizzazione a cavità
con pareti di grafite
con procedura di
conversione
esposizione/kerma
Radiazione
gamma del
60
Co
0.5
(2 10-4 - 7 10-3) Gy s-1
2 camere a
ionizzazione ad aria
libera per basse e
medie energie con
fantocci per
l'irraggiamento e
procedura di
conversione
kerma/equivalente di
dose
Raggi x 10300 kV
0.5 - 1
(8 10-7 - 8 10-3) Sv s-1
Camera a
ionizzazione a cavità
con fantocci per
Radiazione
gamma del
60
Co
0.5
(2 10-4 - 8 10-3) Sv s-1
l'irraggiamento e
procedura di
conversione
kerma/equivalente di
dose
Radiazione
gamma del
60
Co (4)
0.5 - 0.7
(2 10-3 - 2 10-2) Gy s-1
Sorgenti
beta di 204Tl,
147
Pm,
90
Sr/90Y e
85
Kr
3
(3 10-7 - 5 10-4) Gy s-1
Camera a
ionizzazione di
trasferimento con
procedura di
conversione
esposizione/kerma
rif.
Bagno al solfato di
manganese
Radiazione
gamma del
192
Ir
1.1
(1 10-4 - 7 10-3) Gy s-1
Sorgenti di
neutroni di
Am-Be e
252
Cf
0.4
(105 - 107) s-1
Contatore Lungo
(Long Counter)
Sorgenti di
neutroni di
Am-Be e
252
Cf
0.7
(103 - 107) s-1
Densità di
flusso di
neutroni
termici
Campione di densità
di flusso di neutroni
termici
Neutroni
termici
0.8
1.2 104 cm-2 s-1
Attività
Sistema di conteggio
a coincidenza 4πβ-γ
Emettitori β
e β-γ
0.1 - 3
(1 - 20) kBq
Rivelatori a NaI a
pozzetto
Emettitori γγ e 222Rn
0.5 - 3
(1 - 20) kBq
Camera a
ionizzazione ad alta
pressione
Spettrometro gamma
HPGe
Emettitori γ
0.2 - 3
(10 - 2 104) kBq
Emettitori γ
1-5
(1 - 105) Bq
Cella elettrostatica
Radiazione
del 222Rn
1
(1 - 15) kBq
Camera radon
Radiazione
del 222Rn (e
figli)
2 - 10
(102 - 104) Bq/m3
Dose
assorbita:
in grafite
in acqua
Dose
assorbita:
in materiali
tessuto
equivalenti
Kerma in
aria di
riferimento
Emissione
di neutroni
Concentrazione di
attività
Calorimetro in
grafite
Calorimetro ad acqua
(in fase
sperimentale)
Calorimetro in
grafite e camera a
ionizzazione a cavità
in fantoccio d'acqua
Camera a
ionizzazione ad
estrapolazione
Appendice 2
COMPLESSI DI MISURA CHE RICHIEDONO LA TARATURA PERIODICA
RISPETTO AI CAMPIONI NAZIONALI OPERANTI PRESSO L'INMRI-ENEA
Le principali tipologie di strumenti di misura per i quali l'INMRI-ENEA ha messo a punto
procedure di taratura basate sulle radiazioni di riferimento ISO (ISO 4037-1 e ISO 6980)
comprendono:
a) Sistemi dosimetrici per radioterapia
•
•
- Dosimetri per fasci di elettroni, fotoni, protoni e ioni
pesanti prodotti da acceleratori clinici.
- Dosimetri per fasci di elettroni in acceleratori ad elevata
dose per impulso per applicazioni IORT.
b) Sistemi dosimetrici per radioprotezione
• - Dosimetri attivi e passivi per misure di equivalente di
dose personale, ambientale e direzionale (Camere a
ionizzazione, Contatori a gas, Rivelatori a film, a
scintillazione, a semiconduttore e a TL)
c) Sistemi dosimetrici per trattamenti industriali ad alte dosi (radiosterilizzazione di prodotti
biomedicali)
• - Dosimetri chimici (soluzione di Fricke e di bicromato di
argento e di potassio)
• - Dosimetri plastici e a film radiocromici.
d) Sistemi di misura del radon
•
•
- Strumenti di misura (attivi e passivi) del radon in aria
(Celle a scintillazione ed elettrostatiche, Camere a
ionizzazione, Rivelatori a tracce, Carboni attivi, Elettreti)
- Strumenti di misura del radon in acqua (Scintillatori
liquidi, Rivelatori a semiconduttori)
e) Sistemi di misura della contaminazione radioattiva (contatori a gas e a scintillazione)
• - Monitori per misure dirette e indirette (smear test).
• - Monitori mani-piedi per misure dirette.
f) Sistemi spettrometrici (con rivelatori a gas, a scintillazione e a semiconduttore)
• - Spettrometri gamma per misure di radioattività in
campioni ambientali liquidi, solidi e gassosi.
• - Spettrometri alfa per analisi di elementi transuranici.
• - Contatori beta per misure di emettitori beta puri in analisi
ambientali e di dosimetria interna.
• - Spettrometri gamma per misure di attività nel corpo
umano.
Appendice 3
SETTORI OPERATIVI E UTENTI DELLE ATTIVITA’ DI METROLOGIA DELLE
RADIAZIONI IONIZZANTI
Il complesso delle attività svolte dall'INMRI-ENEA è essenziale per l'affidabilità delle misure
delle radiazioni ionizzanti nel Paese e, in particolare, per l'attuazione dei Sistemi Qualità nei
seguenti settori:
- radioterapia e radiodiagnostica medica;
- radioprotezione in campo ambientale, ospedaliero e industriale;
- trattamento, sterilizzazione e diagnosi di materiali mediante radiazioni ionizzanti;
La domanda nazionale di certificazione nei campi sopra citati è molto vasta e sempre crescente
anche
in
relazione
alla
recente
normativa
UE
nel
settore.
I numerosi soggetti che a livello nazionale necessitano regolarmente dell'attività metrologica e di
certificazione dell'INMRI-ENEA comprendono:
- i Centri Ospedalieri di Radioterapia;
- i Centri Regionali di Riferimento (CRR) e le ARPA di tutte le Regioni italiane;
- Organismi Centrali di Vigilanza e Controllo, in particolare l'APAT;
- Organismi della Protezione Civile e della Difesa;
- le Industrie che impiegano o producono radioisotopi o strumenti di misura delle radiazioni;
- Università e Centri di Ricerca;
- i Centri di Taratura SIT (presso industrie ed enti pubblici) accreditati con il supporto tecnico
dell'Istituto per soddisfare in modo più capillare nel paese le richieste di taratura.