Search

This abstract describes a research experience carried out in collaboration with the “Liberi di Crescere” (LdC) project. The working group, composed by teachers and educators from Sicily, Campania, Liguria and Piedmont, met several times online, between September 2021 and January 2022. The meetings were held by a sociologist (University of Messina) through qualitative and participative techniques. Each meeting consisted of three moments: individual, in sub-groups and in plenary. The aim was to share the experiences of educators and teachers within the project, in order to start a discussion on common strengths and weaknesses, as well as the possible strategies to solve them. The main themes emerged were: conflict; the oppression of students within the institutional school context; the theme of power; rules at school; pandemic/post pandemic effects at school. From the participants reflections we notice a need for – a new school proposal: more open and concrete; – a comparison between teachers and educators on working methods, exchanging good practices, advices and innovations; – a comparison between workers with different types of training and experience, to get to a final shared work in which everyone had the opportunity to take part; – to share common experiences and techniques.

Si è utilizzato il codice di calcolo Montecarlo MCNP4C per simulare sia le sorgenti che i materiali strutturali dell’irradiatore IGS3, al fine valutarne i loro contributi. Il numero di storie simulate è stato fissato in modo da ottenere un errore casuale abbastanza piccolo. Si sono utilizzati due scenari: uno in presenza del ripiano di appoggio dei campioni da irradiare ed uno senza. I punti dose sono stati posti a tre distanze dalle sorgenti e a tre quote rispetto al piano di appoggio. Negli stessi punti–dose sono state eseguite delle misure sperimentali utilizzando due coppie di sorgenti di radioattive. Sia le simulazioni che i punti sperimentali sono stati messi in relazione con i risultati forniti dal calcolo.

Il presente lavoro riguarda la valutazione sperimentale delle componenti gamma e neutronica del campo di radiazioni presente in diversi punti all’interno del canale di irraggiamento di un irradiatore neutronico con sorgenti 241Am-Be. Per la componente gamma sono stati considerati due contributi: il primo associato a gamma di energia di 60 keV, dovuto al decadimento dell'241Am; il secondo a gamma di energia 2,2 MeV, dovuto alla cattura radiativa dei neutroni da parte dello schermo biologico (acqua) che circonda le sorgenti. Per le misure sperimentali sono stati utilizzati dosimetri tipo TLD700 in due diverse configurazioni: TLD "nudi" per misura della dose relativa al campo gamma totale e TLD schermati con piombo per la determinazione (per differenza) della componente a 60 keV. I dosimetri usati, le cui dimensioni risultano molto ridotte, consentono la determinazione “puntuale” della dose e sono stati confezionati e letti presso il nostro Laboratorio. La calibrazione dei TLD è stata effettuata con esposizione ad un campo gamma con dosi note presso l’impianto di irraggiamento gamma con sorgenti di 60Co, denominato IGS3, in dotazione al Dipartimento. Per la componente neutronica sono state effettuate valutazioni sperimentali sia tramite attivazione neutronica, utilizzando foglie di oro, sia con dosimetri TLD600 e TLD700. I risultati sono stati poi confrontati con i valori ottenuti mediante una simulazione con il codice Monte Carlo MCNP nella versione 4C. E’ stato inoltre possibile correlare le misurazioni effettuate con dosimetri TLD600 e TLD700 con i dati relativi al flusso neutronico, potendo così calibrare gli stessi dosimetri nelle modalità operative adottate. I dati ottenuti sperimentalmente e quelli tramite simulazione Monte Carlo hanno consentito la determinazione dell'andamento del campo neutronico e gamma in diversi punti all'interno del canale di irraggiamento e in modo particolare nelle posizioni più utilizzate per le prove di irraggiamento.

Lo studio degli effetti delle radiazioni neutroniche sul funzionamento dei componenti che fanno parte dei più comuni sistemi elettronici comporta lo studio della fluenza neutronica di origine cosmica a livello del suolo. Infatti la sorgente primaria dei neutroni in atmosfera è principalmente individuabile nell’interazione tra i raggi cosmici di origine solare ed i vari strati dell’atmosfera. Il campo neutronico pertanto non è dunque costante ma dipende fortemente dai cicli di attività solare. In questo lavoro sono presentati i risultati di due cicli di misurazioni del “dose rate” da neutroni nei periodi 21-28 Febbraio e 29 Febbraio-7 Marzo 2012. La strumentazione utilizzata è costituita dal Neutron Dose Rate Meter Alnor 2202 D la cui risposta è stata registrata tramite l’impiego di una scheda di acquisizione ORTEC MCS-32 controllata in ambiente Windows. I dati ottenuti sono stati confrontati con le letture del Neutron Monitor dell'Osservatorio SVIRCO di Roma, che hanno confermato le fluttuazioni nelle misurazioni su base temporale. Con l’ausilio del Neutron Monitor Data Base è stato inoltre possibile definire un fattore correttivo che tenesse conto delle fluttuazioni nel flusso di raggi cosmici durante il corso di un ciclo solare, riscontrato pari a k=1,083. Dal confronto tra le misurazioni effettuate ed i dati forniti dalle reti di monitoraggio dei raggi cosmici è possibile ottenere un valore del “dose rate” e del rateo di fluenza neutronici mediati su un ciclo solare.

Lo studio presentato in questo lavoro ha avuto come obiettivo il monitoraggio e l’analisi del destino dei radionuclidi negli impianti di depurazione ed è stato condotto in collaborazione tra l’Università di Palermo e ARPA Sicilia. Esso ha previsto lo svolgimento di due fasi sperimentali. Nel corso della prima sono stati monitorati gli impianti di depurazione a servizio dei Comuni di Palermo (in località Acqua dei Corsari e Fondo Verde), Bagheria e Cefalù; nella seconda fase l’indagine è stata limitata al solo impianto di Acqua dei Corsari, nel quale si erano riscontrati in precedenza i maggiori spunti di interesse. In entrambe le fasi sono stati prelevati campioni istantanei in diverse sezioni degli impianti oggetto del monitoraggio: influente, vasca a fanghi attivi, ricircolo di fango, effluente del sedimentatore secondario e fango disidratato. I campioni sono stati analizzati con l’obiettivo di determinare l’attività dei principali radioisotopi di origine antropica, per via del loro uso medicale, o presenti nell’ambiente. L’identificazione e la quantificazione dell’attività dei radioisotopi nei campioni prelevati sono state condotte mediante tecniche di spettrometria gamma, utilizzando le strumentazioni disponibili presso l’Università di Palermo e il Laboratorio di radioattività della Struttura Territoriale di Palermo di ARPA Sicilia. Le attività dei radionuclidi rilevate nei vari punti di campionamento sono state utilizzate per la valutazione del rischio radiologico dei lavoratori e verificare il rispetto dei limiti di esposizione. I risultati ottenuti hanno generalmente evidenziato che il radiosotopo maggiormente presente nei campioni analizzati è risultato lo 131I, verosimilmente a causa del suo elevato tempo di dimezzamento. Inoltre è stata riscontrata una maggiore affinità dei radionuclidi nei confronti della componente solida presente nelle acque reflue, circostanza questa che comporta il loro progressivo trasferimento nei fanghi di depurazione, con particolare riferimento, per lo 131I alla frazione organica in essi presente. Tuttavia le attività di 131I rilevate nei fanghi depurazione sono risultate inferiori ai valori limite imposti dalla normativa vigente (D.Lgs. 230/95, D.Lgs. 241/00), per il loro smaltimento.

La movimentazione di sorgenti ad alta attività, sia che si tratti dell’acquisizione, trasporto e collocazione di nuove sorgenti in impianti di irraggiamento, o del trasferimento di sorgenti all’interno della stessa struttura, deve essere pianificata nei minimi dettagli con un piano di lavoro. Ciò è fondamentale per l’analisi di tipo radioprotezionistico ma anche dal punto di vista della valutazione dei rischi di altra natura, non ultima la movimentazione dei carichi. Tale analisi preventiva viene effettuata avvalendosi sinergicamente di un gruppo di esperti con diverse competenze e varie figure di responsabilità (Responsabile delle sorgenti, RSPP, Esperto Qualificato, Medico Autorizzato, …), al fine di definire puntualmente - ciascuno per la propria parte - le fasi operative e la relativa tempistica, valutare i possibili rischi, individuare gli operatori addetti e, non ultimo, ottimizzare la procedura in termini di dose agli operatori e compatibilità dei rischi. Una verifica sperimentale dei piani di sicurezza, con l’impiego di sorgenti “bianche”, consente di determinare le eventuali debolezze o i punti critici, con un processo graduale di ottimizzazione di tutta la procedura. In questo lavoro sono presentati, in sintesi, alcuni dei criteri generali di elaborazione dei piani di sicurezza all’interno di un piano di sostituzione di almeno 6 sorgenti gamma di 60Co da circa 500 Ci ciascuna, per la ricarica di un irradiatore gamma sperimentale. Gli stessi criteri sono poi estesi alla elaborazione di un programma di realizzazione di un irradiatore neutronico, con lo spostamento di 4 sorgenti neutroniche di Am-Be da 3 Ci ciascuna, potendone derivare da questi anche piani particolareggiati per sorgenti dello stesso tipo e di minore attività.

Una campagna di prelievo nella regione montagnosa delle Madonie (Sicilia) è stata recentemente effettuata per caratterizzare dal punto di vista dosimetrico zone con differenti caratteristiche litologiche. Al termine della campagna sono stati raccolti 41 campioni di terreno e rocce selezionati in base alla loro natura. Tutti i campioni sono stati poi triturati, essiccati e sigillati in beakers "Marinelli" per 20 giorni prima della misura per garantire il raggiungimento dell’equilibrio radioattivo tra 226Ra e 214Bi. Sono stati poi sottoposti a misure spettrometriche gamma con rivelatore a Ge di efficienza 35% per la determinazione delle concentrazioni dei radionuclidi presenti. Le caratteristiche mineralogiche e chimiche dei campioni sono determinate tramite analisi XRF (X-ray Fluorescence), XRD (X-ray Diffraction), ATR-FTIR (Attenuated Total Reflection-Fourier Transform Infrared) e SEM-EDS (Scaning Electron Microscope – Energy Dispersive Spectrometry). I valori medi di concentrazione di 214Bi, 228Ac e 40K sono rispettivamente 30, 17 e 227 Bq/kg, mentre le concentrazioni massime erano 134, 59 e 748 Bq/kg. Una relazione lineare è riscontrata tra le attività del 214Bi e quelle di 228Ac e 40K: le attività di 214Bi e 228Ac sono paragonabili, mentre quelle del 40K sono circa 10 volte maggiori. Un'eccezione è stata evidenziata per un gruppo di campioni in cui le attività di 214Bi sono molto superiore alle aspettative. La composizione chimica e le caratteristiche mineralogiche dei campioni hanno permesso di giustificare queste anomalie. Per quanto riguarda le concentrazioni di radionuclidi primordiali, i risultati sono rassicuranti dal punto di vista della radioprotezione e per le relazioni tra le attività dei prodotti della serie dell’uranio e del torio, oltre al 40K.

Presso la Sezione di Ingegneria Nucleare del Dipartimento dell’Energia (già Dipartimento di Ingegneria Nucleare, DIN) dell’Università di Palermo, è installato un sistema di aspirazione di particolato atmosferico ad altissimo volume (circa 1000 m3/h di aria). Costruito agli inizi degli anni ottanta del secolo scorso, risulta ormai datato in parte della strumentazione a corredo oltre che nella stessa struttura di protezione dagli agenti atmosferici che lo contiene. La stazione di prelievo è stata utilizzata fino a qualche anno addietro per il monitoraggio giornaliero di deboli concentrazioni di inquinanti radioattivi in aria, con livelli di Minima Attività Rivelabile (MAR) abbastanza ridotti (dell’ordine di 2÷5 microBq/m3 per il 137Cs) anche in relazione all’impiego di sistemi spettrometrici gamma con rivelatori HPGe tipo “Low Background”. Tale sensibilità e l’elevato volume aspirato permettono anche di adottare brevi tempi di campionamento e di misura, un aspetto che può essere molto importante in una situazione di emergenza, come già sperimentato durante il periodo immediatamente successivo l’incidente di Chernobyl. Questo sistema, tuttavia, seppure interessante e utile in situazioni di emergenza o per il monitoraggio di deboli attività, non è automatico e risulta oneroso sia per l’impegno di personale che di dotazione strumentale. Pertanto, non è proponibile come prototipo di una stazione di monitoraggio da adottare per misure di routine, da inserire nella cosiddetta “rete diradata”, o per la rete locale attorno alle centrali nucleari che dovrebbero essere realizzate sul territorio italiano. Si è voluto allora elaborare un progetto per la realizzazione di una stazione di monitoraggio di contaminanti radioattivi in aria che avesse caratteristiche di automaticità e rispondesse comunque e requisiti di efficienza e alto volume di campionamento. Inoltre l’installazione di una stazione meteorologica per il rilevamento automatico delle caratteristiche locali, inclusa la piovosità, dovrebbe assicurare la possibilità di controllare remotamente i parametri di funzionamento del sistema di aspirazione e modificare il volume aspirato in relazione alla variazione di temperatura. Il sistema di misura consiste in un rivelatore HPGe, con raffreddamento elettrico e adeguatamente schermato, le cui misure spettrometriche vengono automaticamente registrate e analizzate in modo da poter programmare anche misure on-line di concentrazioni rapidamente variabili. Il corredo della dotazione strumentale prevede anche l’installazione di dispositivi per la raccolta e misura del fall-out, la rilevazione automatica del kerma in aria, la possibilità di effettuare studi multifunzionali e/o di comparazione, etc. In questa presentazione sono evidenziati i criteri di progetto e le principali caratteristiche dei vari dispositivi, con una valutazione dei presumibili costi. La realizzazione di un prototipo sperimentale, per cui è necessario disporre di adatti fondi per l’acquisizione della dotazione strumentale completa, consentirà di verificare le prestazioni, la funzionalità, la possibilità di impiego come componente di una rete di monitoraggio, o di una rete di allarme.

Nell’ambito del controllo periodico della radioattività ambientale attorno al reattore di ricerca AGN-201 Costanza di questa Università, vengono effettuate di routine rilevazioni di concentrazioni di radionuclidi artificiali e naturali in atmosfera tramite filtrazioni di aria e misure con spettrometria gamma. Dopo la comunicazione dell’incidente di Fukushima (Giappone), conseguente all’evento sismico del 11 marzo 2011 e del successivo devastante “tsunami”, è stata effettuata una serie di campionamenti di particolato atmosferico con frequenza giornaliera in modo da rilevare l’eventuale arrivo su Palermo (e sulla Sicilia) della possibile contaminazione radioattiva in aria e seguirne l’evoluzione nel tempo. I prelievi sono stati effettuati con l’ausilio di un aspiratore di elevato volume (10.000÷13.000 m3 per campionamento), collocato a circa 20 m dalla sede stradale sul tetto del Dipartimento, e utilizzando un filtro di cellulosa Sofiltra Poelman HYN-75 (Bleu type) delle dimensioni 45cm×45cm. Il tempo di campionamento, per evitare intasamenti del filtro, è stato fissato in 14 h, dalle ore 18 alle ore 8 del giorno successivo, salvo alcune aspirazioni più lunghe realizzate nei festivi. Al termine del campionamento, il filtro è stato confezionato con modalità già sperimentate per realizzare le dimensioni 6 cm × 6 cm × 0.7 cm della geometria di misura denominata “packet-sample” per l’analisi spettrometrica gamma con rivelatori HPGe, anche del tipo a basso fondo. L’analisi dei vari campioni ha evidenziato la presenza di 131I, 134Cs, 137Cs e, solo per un campione, di tracce di altri prodotti di fissione (132Te, 103Ru). L’andamento dei valori delle concentrazioni mostra un rapido incremento iniziale, correlato al rilascio più significativo dalla centrale giapponese, seguita da una costante diminuzione nei valori causata dal decadimento fisico dei radionuclidi e dalla successiva diluizione in aria, fino a non evidenziarsi valori superiori al limite di rivelazione delle apparecchiature di misura. Le concentrazioni misurate sono dell’ordine di 1/10000 fino a 1/100000 di quelle registrate subito dopo l’incidente di Chernobyl e risultano comparabili con quelle evidenziate dopo l’incidente di Algeciras, senza risultare significativi dal punto di vista della valutazione della dose alla popolazione.

La recente approvazione e pubblicazione dell’edizione aggiornata della Farmacopea ufficiale (Decreto del 30 marzo 2005) e l’introduzione di requisiti di purezza dei radiofarmaci, ha condotto a sviluppare una serie di studi e di metodiche per la verifica della purezza radionuclidica di un prodotto radioafarmaceutico. Le Norme di buona preparazione di radiofarmaci in Medicina Nucleare individuano alcune procedure di accertamento e di garanzia della qualità di un prodotto tramite l’impiego di una serie di prove predisposte per valutare parametri fisici, chimici, biologici essenziali per la somministrazione in sicurezza a pazienti. La purezza radionuclidica del radiofarmaco è solitamente valutata tramite misure spettrometriche gamma e, a volte, verificando il periodo di dimezzamento con il calibratore di dose. L’importanza di questo test risiede nel fatto che le impurezze radionuclidiche, qualora presenti, determinano un aumento della dose di radiazioni al paziente senza contribuire all’informazione diagnostica e in qualche caso possono anche interferire con la marcatura e condizionare la corretta esecuzione dell’esame. In questo lavoro sono prese in considerazione le metodiche spettrometriche gamma adottate per la misura delle modeste quantità di impurezze richieste dalle norme, con l’indicazione di alcune procedure utili alla loro corretta determinazione. Di questa analisi fa parte anche la valutazione delle Minime Quantità Rilevabili che devono essere largamente inferiori ai limiti di attività fissate dalle norme. I casi principali presi in considerazione riguardano l’eluizione di 99mTc da generatore e la valutazione in campioni di 18F-FDG da utilizzare per diagnostica P.E.T. (Positron Emission Tomography).

In questo lavoro è riportata l’attività di verifica della realizzazione e ottimizzazione delle tecniche, dei dispositivi di protezione e delle procedure operative adottate in un moderno impianto di Diagnostica PET, dotato di ciclotrone per la produzione di radiofarmaci con accelerazione di protoni fino a 16,5 MeV di energia. Con riferimento alla realizzazione di un insediamento all’interno di una Azienda Ospedaliera della città di Palermo, inserita in un contesto cittadino, una analisi approfondita dei sistemi di sicurezza insieme alla identificazione di alcune criticità ha consentito di riconsiderare alcuni dispositivi, anche alla luce di più moderne tecnologie, e di riesaminare l’effettiva interconnessione dei vari sistemi. Alcuni interventi di ottimizzazione hanno riguardato, ad esempio, la schermatura del ciclotrone e dei vari laboratori, di particolare importanza per la sicurezza dei lavoratori, le tecniche di valutazione e controllo della dose (da neutroni e da radiazioni elettromagnetiche), gli impianti di ventilazione e monitoraggio nonché tutte le procedure di radioprotezione adottate per un uso sicuro dei radionuclidi prodotti. Particolare attenzione, proprio in riferimento al contesto dell’impianto, è stata rivolta alla ottimizzazione dei sistemi di ventilazione, con la previsione di una stazione di compressione di aria in grado di contenere in apposite bombole tutta l’attività indotta nell’aria del bunker e/o delle celle sia durante che dopo la produzione dei radiofarmaci. In tal modo, l’attività immessa nell’ambiente è praticamente nulla, con grande vantaggio in termini di dose alla popolazione e di impatto ambientale. La sperimentazione in campo delle modifiche suggerite durante il processo di ottimizzazione ha consentito tra l’altro di migliorare, in corso d’opera, alcuni dei dispositivi di protezione e di controllo. I test finali hanno confermano la bontà del progetto iniziale ma anche l’adeguatezza degli interventi di ottimizzazione adottati durante la verifica, l’efficacia degli stessi e il miglioramento delle condizioni di sicurezza con una riduzione delle dosi indebite a pazienti, lavoratori e alla popolazione.

Irradiatori neutronici basati su sorgenti radionuclidiche sono impiegati in diversi paesi per l’analisi per attivazione di vari campioni, per studiare le caratteristiche dei materiali sottoposti a irradiazione, ma anche per studiare la risposta di rivelatori e/o dosimetri personali sensibili alla componente neutronica. Per quest’ultima applicazione, l’uso di un irradiatore con sorgenti risulta molto vantaggioso per la stabilità nel tempo del flusso neutronico, mentre è relativamente poco importante il valore assoluto del flusso neutronico, di qualche ordine di grandezza inferiore a quello di reattori o di acceleratori di particelle. Per l’effettuazione di test su rivelatori e/o dosimetri personali neutronici sarebbe molto interessante disporre sia di flussi di neutroni termici che di neutroni veloci. Ciò può essere realizzato tramite un irradiatore di tipo modulare, in grado di determinare una prevalenza di una componente del flusso neutronico, da termico a veloce, con adatte movimentazione dei suoi componenti. In questo lavoro è descritta la progettazione e la realizzazione di un irradiatore modulare di questo tipo, basato su sorgenti di 241Am-Be, flessibile e adatto a questa tipologia di indagine, la cui struttura consente di posizionare al suo interno un fantoccio antropomorfo su cui testare dosimetri personali per neutroni anche di nuova concezione. Sono riportati i risultati dei primi test di irraggiamento effettuati con dosimetri di varia tipologia commercialmente disponibili.

La risoluzione energetica di uno scintillatore LaBr3(Ce) è decisamente superiore (

Sono presentate alcune simulazioni con il codice MCNP5 di rivelatori di fotoni di tipo HPGe (High Purity Germanium) per la valutazione di efficienze per alcune geometrie usualmente impiegate in misure di tipo radioprotezionistico (Marinelli beakers, a disco, etc). Il modello del rivelatore è validato mediante confronti con determinazioni sperimentali di sorgenti puntiformi calibrate di tipo “single line”, caratterizzate dalla emissione di un solo fotone gamma per disintegrazione. L’ottimizzazione è realizzata valutando in tutto il range energetico di interesse le differenze tra i valori simulati e sperimentali di efficienza, sia fotoelettrica che totale, al variare di alcuni dei parametri caratteristici del rivelatore, tra cui in particolare lo spessore dello strato morto e la distanza del cristallo dal rivestimento esterno (end cap). Differenze confrontabili con le incertezze statistiche delle misure possono ottenersi, adottando i parametri più adatti, in range energetici abbastanza ristretti. Differenze più significative si hanno invece se gli stessi parametri, opportunamente mediati, sono utilizzati per la simulazione in range energetici più estesi, con errori qualche volta superiori al 5% e spesso con caratteristiche di sistematicità. Una volta determinato il modello di rivelatore più aderente alla realtà sperimentale, possono facilmente derivarsi i pertinenti valori di efficienza fotoelettrica e totale per varie energie e per sorgenti puntiformi. Con adatte interpolazioni e/o integrazioni possono ancora ottenersi valori di efficienze per sorgenti a disco (geometria tipica di alcuni filtri per smear tests), per la geometria “a pacchetto” tipica dei filtri impiegati per campionamenti di particolato atmosferico, per contenitori Marinelli di varie dimensioni, questi ultimi largamente impiegati per misure di attività radionuclidiche in liquidi, terreni, sabbie, etc. Una applicazione significativa della simulazione Monte Carlo con MCNP5 riguarda la valutazione dei fattori di correzione per coincidenze-somma per sorgenti volumetriche che, come è noto, possono risultare significativi in relazione allo schema di decadimento del nuclide, all’efficienza del rivelatore e alla geometria di misura adottata (distanza tra sorgente e rivelatore). Nelle sorgenti di volume l’effetto è attribuibile a fotoni emessi dallo stesso punto della sorgente e pertanto, per la valutazione dei pertinenti fattori di correzione, è necessaria la conoscenza dell’andamento dell’efficienza (fotoelettrica e totale) all’interno del campione in funzione della distanza dal rivelatore. La determinazione di tali andamenti può realizzarsi tramite numerose e difficili determinazioni sperimentali o, con una relativa maggiore facilità, tramite una simulazione Monte Carlo. I risultati ottenuti, abbastanza soddisfacenti e confrontabili con alcune determinazioni sperimentali, conducono a concludere che la simulazione di rivelatori HPGe con il codice MCNP5 rappresenta, in assenza di sorgenti standard con caratteristiche fisiche e geometriche analoghe a quelle dei campioni da misurare, una valida tecnica di determinazione delle efficienze.