La Radioattivita’
Stages Invernali 2008
Studenti:
Lucarelli Andrea – ITIS H.Hertz,Roma
Sambucci Matteo – ITIS H.Hertz,Roma
Nucci Alessandro – ITIS H.Hertz,Roma
Di Carli Andrea – ITIS E.Fermi,Roma
Mainardi Andrea – ITIS E.Fermi,Roma
Del Grosso Marco – ITIS E.Fermi,Frascati
Martini Marco – ITIS E.Fermi,Frascati
Tutors:
Chiti Maurizio
Carinci Giuseppe
Casano Luigi Enrico
Obiettivi Stage





Rivelazione di radiazioni
ionizzanti con contatore
Geiger-Muller.
Verifica della legge
dell’inverso del quadrato della
distanza (SorgenteContatore).
Misure di assorbimento di
diverse sorgenti radioattive
con differenti energie e
attività mediante filtri di
Rame (Cu), Piombo (Pb) e
Ferro (Fe).
Taratura del Geiger-Müller
utilizzando le sorgenti a
disposizione.
Misure di radioattività
ambientale.
Radioattività
Decadimenti
Alfa
Beta
Gamma
Artificiale
Naturale
Raggi cosmici
Sorgenti
primordiali
Produzione di
energia nucleare
Processi
industriali
Diagnosi
mediche
Decadimenti



Alfa: emissione di un nucleo di Elio (Z=2 ; A=4):
le particelle alfa sono poco penetranti perchè
avendo carica positiva interagiscono fortemente
con la materia provocando danni localizzati.
Beta: emissione di un elettrone o positrone
(-10β;+10β): rispetto alle Alfa hanno un potere
penetrante maggiore nella materia, avendo
massa e carica minore delle particelle alfa.
Gamma: emissione di fotoni ad alta frequenza
(energia), privi di massa e carica, pertanto più
difficili da schermare e in grado di causare danni
significativi. Sono radiazioni indirettamente
ionizzanti. L’esperienza fatta è stata incentrata
proprio sulla misura di questo tipo di
decadimento.
Tempo di dimezzamento
Arco di tempo necessario affinchè decadano
metà degli atomi di un isotopo radioattivo.Ogni
isotopo possiede il suo specifico tempo di
dimezzamento T1/2; per esempio:
3
H
14
C
60
Co
137
Cs
90
Sr
12,3 anni
5730 anni
5,3 anni
30 anni
29,1 anni
Radioprotezione
Salvaguardia della
salute umana
Studio degli effetti
I.C.R.P.
(International Commission
Radio Protection)
Limiti di dose
Norme di
sicurezza e prevenzione
Deterministici
Stocastici
Corrispondenza precisa
tra dose ed effetto
Corrispondenza statistica
tra dose ed effetto
EFFETTI BIOLOGICI
Le radiazioni rilasciano energia nella materia con cui vengono a
contatto. La radiazione prende cosi il nome di radiazione ionizzante in
quanto provoca ionizzazione nella materia con cui entra a contatto.
L’interazione delle radiazioni con la materia, comporta un
trasferimento di energia alla materia stessa.
La DOSE rappresenta la quantità di energia assorbita dalla materia
per unità di massa. Gli effetti sono più o meno rilevanti a seconda
della DOSE assorbita e dal tipo di radiazione incidente. L’unità di
misura della dose è il Gray. 1Gray equivale a una quantita di energia
di 1 joule assorbita da 1 Kg di materia.
EFFETTI MICROSCOPICI
Le radiazioni ionizzanti rilasciano energia che provoca l’eccitazione
e/o la ionizzazione delle molecole. A causa di questi fenomeni viene
depositata energia nel tessuto biologico (costituito dal 70% di
acqua), con la formazione dei seguenti radicali:
H2O+
H2O-
H*
OH*
H+
OH-
HO2-
e-
Questi radicali (liberi di muoversi all’interno delle cellule) si legano e
danneggiano le biomolecole, che sono situate all’interno delle cellule
e ne governano le funzioni.
EQUIVALENTE DI DOSE





L’equivalente di dose fornisce una stima della dannosità
delle varie radiazioni ionizzanti a parità di dose, e quindi
l’entità dei danni biologici.
Rispetto alla dose assorbita, l’equivalente di dose tiene
conto delle radiazioni a cui sono sottoposti i soggetti in
esame, poichè mette in relazione la dose con dei fattori di
peso, WR e WT,, rispettivamente legati al tipo di radiazione e
al tipo di tessuto biologico irradiato.
L’unità di misura corrispondente è il Sievert (Sv).
La radioattività naturale comporta un equivalente di dose di
2,4 mSv per anno in media per ogni individuo.
La legge italiana stabilisce che il limite massimo di mSv
assorbiti dalle persone annualmente deve essere minore o
uguale a 1 ; nel caso di lavoratori impegnati nell’uso e nella
manipolazione di radioisotopi il limite stabilito è di 20 mSv.
Rivelazione di fotoni




Contatore Geiger-Müller (serial number 805): è un rivelatore
a gas, che funziona utilizzando il metodo della ionizzazione in
un gas. Il passaggio della radiazione ionizzante nel suddetto
gas provoca la creazione di una coppia di ioni, i quali, in
presenza di un campo elettrico opportuno, vengono raccolti
da due elettrodi di segno opposto generando un impulso di
tensione.
Acquisizione dati (I-book g4 Apple): I dati raccolti sono
memorizzati istante per istante su un computer tramite un
apposito software che permette di interfacciarsi con il
contatore.Il computer fornisce inoltre la tensione di
alimentazione del Geiger-Müller(cavo USB).
Banco ottico IMG Tema: costituito da un banco mobile e da
due laser per il posizionamento del Geiger-Müller rispetto al
cono di emissione della sorgente.
Porta sorgente Tema: è il contenitore delle varie sorgenti,
selezionabili dall’apposita consolle,e schermato da una lastra
di piombo.
Sistema
di rivelazione
e di
acquisizione
dati
Legge 1/d2

Nella Radioprotezione, un sistema per proteggere chi è a
contatto o lavora con sorgenti radioattive, è allontanare
queste ultime dalle persone. Infatti la dose a cui l’individuo
è soggetto è regolata da una legge, detta dell’inverso del
quadrato della distanza. Infatti, raddoppiando la distanza
dalla sorgente, la dose(e quindi il n.di conteggi rilevati)a cui
si è esposti si riduce a ¼.
K(x)=dose nel punto x
K(1m)=dose alla distanza di 1m
dalla sorgente
x2=distanza tra sorgente e
punto x al quadrato
Legge
Distanza(m)
CPM
Media CPM
Dev.St.
1
6684
6564
6420
6594
6360
6654
6558
6444
6432
6642
6498
6930
6528
6798
6576
6576
6774
6444
6090
6342
6024
6948
6756
6549
226
1,5
2826
2922
2790
2772
2700
2574
2640
2874
2916
2832
2682
2808
2982
2664
2742
2802
2934
2718
2988
2616
2826
3018
2988
2809
129
2
1/d
2
1518
1704
1416
1542
1530
1434
1482
1536
1572
1548
1650
1518
1452
1716
1692
1620
1542
1620
1422
1392
1566
1608
1806
1560
106
2,5
1008
1128
1146
1026
1020
1128
1110
1104
984
1020
1044
1086
948
1080
966
990
1170
954
1062
1074
1038
1104
1464
1072
106
3
768
738
654
720
678
648
750
690
702
666
684
618
672
702
720
642
696
684
690
774
648
654
720
692
41
3,5
474
444
564
480
600
498
528
444
606
462
636
468
468
546
462
624
546
492
540
462
504
516
618
521
62
Legge 1/d2
Legge dell'inverso del quadrato
8000
Conteggi per minuto
7000
6000
5000
4000
3000
2000
1000
0
0
0.5
1
1.5
2
Distanza(m)
2.5
3
3.5
4
Misure di assorbimento

Un altro parametro relativo alla Radioprotezione è
dovuto all’assorbimento delle radiazioni ionizzanti
in materiali (schermature) interposte tra la
sorgente e i possibili bersagli. I materiali utilizzati
per le schermature sono molto vari. Essi
forniscono un diverso livello di assorbimento della
radiazione in funzione della densità del materiale
stesso e del potere di penetrazione della
radiazione; se per le particelle Alfa basta anche
un foglio di carta, nel caso dei raggi Gamma sono
necessari materiali di elevata densità (piombo,
cemento armato, ecc).
Misure di assorbimento 241Am con
Rame, Ferro, Piombo
241
241
Spessore(mm)
Sorgente utilizzata:
5784LX:241Americio(Gamma
-emettitore)
T/2=157850 d
E=60KeV
A=11100MBq
Media
Deviazione St.
0
5844
5448
5988
5808
5670
5748
6018
6144
5964
5934
6012
6312
6012
5880
5442
5790
5880
5832
5742
5928
6012
5970
5982
5694
5826
5875
192
1
1476
1848
1716
1746
2076
1938
1854
1746
1698
1674
1854
1758
1518
1908
1962
1728
1740
1716
1788
1914
1824
1572
1770
1920
1626
1775
141
Am con filtro di Cu
2
3
498
180
570
240
612
282
648
240
576
240
546
204
630
276
612
258
582
246
450
282
624
330
564
228
516
294
714
216
558
282
504
252
684
252
522
252
654
252
678
324
636
300
534
162
582
192
480
210
624
252
584
250
68
42
4
108
138
78
180
180
144
90
186
150
150
102
144
174
174
156
204
120
192
150
162
180
180
186
186
180
156
34
5
150
168
138
90
132
138
156
168
120
144
186
132
138
132
114
120
174
96
144
114
108
60
174
126
168
136
30
6
120
126
138
126
78
126
132
132
138
126
120
138
126
138
144
120
156
126
132
150
102
174
114
120
114
129
18
Am con filtro di Fe 241Am con filtro di Pb
1
1
2718
120
2646
210
2586
180
2388
126
2730
234
2592
144
2610
174
2808
132
2580
186
2850
108
2754
144
2820
156
2820
126
2706
168
2796
150
2778
156
2712
168
2700
138
2658
186
2844
144
2730
174
2622
132
2826
210
2646
180
2574
252
2700
164
111
36
Curva di assorbimento relativa al
241Am con Rame, Ferro, Piombo
Attenuazione dell'Americio con un filtro di Rame,Ferro e Piombo
7000
CpM (Conteggi per minuto)
6000
5000
"Rame"(Cu)
4000
"Ferro"(Fe)
3000
"Piombo"(Pb)
2000
1000
0
0
1
2
3
4
Spessore(mm)
5
6
7
Misure di assorbimento del 137Cs
con Rame
137
Spessore(mm)
Sorgente utilizzata:
3061GN:137Cesio(Gamma
-emettitore)
T/2=11020 d
E=661KeV
A=698MBq
Media
Deviazione St.
0
4092
3762
3744
3972
3924
3636
3990
4020
3780
3876
3990
4026
4098
3930
3708
3954
4206
3846
4098
4074
4200
4182
4356
4140
3948
3982
175
1
3882
3834
3822
4050
3864
3810
3786
3696
3918
3606
3702
3720
3492
3768
3942
3522
3636
4068
3720
3600
3936
4026
3582
3708
3924
3785
162
2
3630
3720
3510
3612
3624
3666
3678
3336
3552
3900
3756
3606
3786
3762
3804
4158
3840
3630
3774
3660
3702
3702
3858
3966
3624
3714
161
3
3558
3288
3534
3618
3420
3642
3618
3774
3816
3600
3342
3462
3738
3756
3618
3354
3534
3552
3504
3522
3786
3492
3570
3480
3738
3573
143
5
3354
3306
3396
3240
3606
3186
3258
3030
3168
3318
3402
3348
3276
3306
3408
3090
3084
3516
3144
3294
3294
3444
3444
3366
3096
3295
143
8
2790
3042
2940
2964
2892
2838
3024
2904
3144
3168
3042
2904
3018
2988
2838
3336
2976
2916
2910
2928
3084
3270
2892
2826
2646
2971
151
12
2526
2694
2880
2466
2586
2622
2472
2760
2742
2964
2628
2520
2562
2700
2604
2592
2532
2706
2592
2838
2628
2724
2778
2544
2460
2645
132
16
2430
2166
2076
2304
2232
2184
2298
2310
2280
2292
2202
2346
2142
2196
2118
2346
2334
2310
2274
2184
2316
2520
2280
2394
2406
2278
104
Cs con filtro di Cu
20
25
1974 1548
1740 1554
1926 1608
1848 1590
1896 1638
1836 1620
1974 1710
1854 1680
2184 1428
1728 1542
1974 1506
1926 1734
1944 1566
1956 1542
1998 1614
1728 1590
1896 1500
1932 1776
2016 1584
1854 1452
2112 1578
2028 1362
1812 1446
1860 1428
1770 1854
1911 1578
113
115
30
1380
1380
1260
1296
1362
1266
1350
1212
1158
1236
1188
1164
1374
1302
1260
1176
1248
1164
1284
1260
1242
1350
1098
1302
1362
1267
80
35
954
1146
984
954
936
900
978
1110
834
984
984
1152
1068
1038
1008
1020
1020
1032
1026
1014
1176
1050
954
978
954
1010
79
40
738
768
708
786
864
702
912
876
816
768
900
816
792
864
744
888
858
816
906
822
762
942
798
816
882
822
66
45
618
594
666
660
720
606
672
672
660
636
744
684
642
600
756
726
570
660
576
720
642
654
648
660
660
658
49
50
552
450
492
546
450
408
642
504
468
480
516
486
468
576
372
528
504
504
552
540
534
540
426
510
450
500
58
56
342
384
450
480
486
336
336
426
468
444
360
420
324
510
426
378
426
426
366
372
420
438
366
480
516
415
57
61
402
318
342
450
384
348
312
360
342
384
324
318
384
366
288
294
318
366
246
282
282
336
264
252
378
334
50
67
210
294
258
288
258
288
282
252
234
246
246
312
324
258
318
294
234
318
270
270
276
258
252
264
246
270
29
Curva di assorbimento relativa al
137Cs con Rame
Attenuazione del Cesio con filtro di Rame
4500
CpM (Conteggi per minuto)
4000
3500
3000
2500
2000
1500
1000
500
0
0
10
20
30
40
Spessore (mm)
50
60
70
80
Taratura del Geiger-Muller con
sorgenti: Am-241, Cs-137 e Co-60.

L’operazione di taratura ci permette di
associare ad un determinato numero di
conteggi al minuto il relativo rateo di
equivalente di dose, che è il dato
confrontabile con la normativa.
L’equivalente di dose relativo alle diverse
sorgenti si determina utilizzando una
camera a ionizzazione (standard
secondario), precedentemente tarata
presso il “Laboratorio primario di
metrologia per le radiazioni ionizzanti”.
Tabella Taratura
distanza(m)
Sorgenti utilizzate:
0848HA:60Cobalto(Gamma
-emettitore)
T/2=1925d
E=1250KeV
A=387MBq
241Americio
137Cesio
Media
Dev.St.
Dose(μSv/h)
1
4242
4146
4236
4104
4350
4206
3888
4350
4170
4320
3900
4278
4242
3942
4242
3948
4146
4068
4218
4272
4350
4080
4044
3989
144
45
CpM 137Cs
2
1104
978
1128
1056
1092
1122
1212
1212
1008
1272
1032
1140
1236
1170
1104
1104
1044
1212
1140
1236
1062
1134
1122
1080
78
12,8
3
552
546
522
384
486
462
564
540
480
540
480
564
588
510
492
504
456
528
534
492
534
558
510
493
45
5,85
1
1716
1890
1776
1932
1794
1824
1914
1806
1794
1782
1872
1962
1866
1812
1830
1926
1818
1812
1830
1836
1878
1902
1902
1770
60
15,8
CpM 60Co
2
474
462
474
534
480
576
540
606
528
504
570
432
534
462
522
492
486
558
450
528
564
558
522
494
46
4
3
300
228
222
198
234
294
198
240
300
234
246
312
246
258
342
354
312
306
234
246
276
258
270
255
43
1,8
CpM 241Am
1
2
6684
1518
6564
1704
6420
1416
6594
1542
6360
1530
6654
1434
6558
1482
6444
1536
6432
1572
6642
1548
6498
1650
6930
1518
6528
1452
6798
1716
6576
1692
6576
1620
6774
1542
6444
1620
6090
1422
6342
1392
6024
1566
6948
1608
6756
1806
6277
1495
226
106
35,5
9,8
3
768
738
654
720
678
648
750
690
702
666
684
618
672
702
720
642
696
684
690
774
648
654
720
663
41
4,8
Grafico Taratura
Taratura Geiger-Muller
y=coefficiente
angolare
7000
y = 183.88x - 259.13
R2 = 0.9998
6000
R2=regressione
lineare
CpM
5000
Cesio
Cobalto
y = 89.631x - 47.591
R2 = 0.9999
4000
Americio
Linear (Americio)
3000
Linear (Cobalto)
Linear (Cesio)
y = 108.19x + 60.548
R2 = 1
2000
1000
0
0
10
20
30
Rateo Eq.di Dose (uSv/h)
40
50
Funzione della curva di taratura

A seconda dell’energia del campo di
radiazioni da misurare si deve
scegliere la curva di taratura più
idonea (cioè quella più vicina
all’energia da analizzare).
Misure Ambientali

Come noto le radiazioni ionizzanti non
sono emesse solo da sorgenti radioattive
artificiali, infatti spesso i materiali che ci
circondano sono in grado di emettere
radiazioni. Compiere questo tipo di
monitoraggio può risultare di particolare
importanza ai fini della radioprotezione
per renderci conto della quantità di
radiazioni a cui siamo quotidianamente
soggetti.
Tabella misure ambientali
CpM
Posizione
Media
Dev.St.
Rateo di equivalente di dose(uSv/h)
Esterno bunker(muretto di tufo)
66
54
60
54
48
42
30
24
30
24
30
30
36
48
54
48
42
30
24
30
36
30
36
42
36
30
39
12
0,43
Esterno DaФne(prato)
36
30
18
12
18
12
6
12
30
42
60
24
60
54
30
30
12
18
30
24
18
12
6
12
18
24
25
15
0,28
Strada DaФne(asfalto)
42
48
42
36
30
36
48
36
48
36
54
60
66
72
60
66
60
48
36
48
42
48
42
54
60
48
49
11
0,54
Strada BTF(asfalto) Toilette BTF(maioliche) Esterno edificio Alte Energie(muretto di tufo)
78
84
72
60
48
24
18
24
30
30
48
54
60
54
60
66
72
78
84
78
84
78
90
120
102
108
66
27
0,73
54
48
42
36
48
36
42
43
42
48
36
42
48
60
54
78
72
78
72
78
66
72
66
54
54
60
55
14
0,61
66
72
78
72
60
72
60
54
60
72
74
60
66
78
84
56
102
96
102
90
84
78
84
60
48
54
72
15
0,80
Stanza T-73 edificio Alte Energie
24
12
6
12
18
12
30
36
24
18
12
18
12
24
18
12
18
6
0
6
12
18
12
18
24
24
16
8
0,18
Mappa delle Misure Ambientali
Rateo di
equivalente
di dose
(μSv/h)
Dev.St.
(μSv/h)
1
Esterno bunker
(muretto di tufo)
0,43
0,13
2
Esterno DaФne (prato)
0,28
0,17
3
Strada DaФne (asfalto)
0,54
0,12
4
Strada BTF (asfalto)
0,73
0,30
5
Toilette BTF
(maioliche)
0,61
0,16
6
Esterno edificio Alte
Energie (muretto di
tufo)
0,80
0,17
7
Stanza T-73 edificio
Alte Energie
0,18
0,09
Conclusioni



Dalle misure sperimentali effettuate
relativamente alla “Legge 1/d2 ”, abbiamo
constatato che effettivamente la distanza
costituisce uno degli elementi fondamentali della
Radioprotezione.
Inoltre, con le misure di assorbimento, abbiamo
verificato l’effettiva efficacia delle schermature
nell’ambito della Radioprotezione.
Infine, le misure ambientali ci hanno permesso di
accertare che nei luoghi ove abbiamo operato il
livello di radioattività è ampiamente entro i limiti
imposti dal D.Lgs.230/95, inerente ai principi da
seguire nella protezione degli ambienti di lavoro.
Ringraziamenti


Si ringraziano per la completa
disponibilità il Direttore dei
Laboratori Nazionali di Frascati, prof.
Mario Calvetti, il S.I.S. e i tutors.
Se il progetto ha raggiunto un buon
fine, il merito va soprattutto al
magnifico gruppo con il quale ci
siamo trovati a lavorare, che tra una
risata e l’altra non ci hanno mai fatti
sentire a disagio.