Magnitudes y Unidades en Protecci n Radiol gica, por C sar F. Arias
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Magnitudes y Unidades en Protección Radiológica César F. Arias carias@fi.uba.ar Principales Fuentes de Información Publicaciones de: • Comisión Internacional de Unidades de Radiación – ICRU (En Particular No 60) • Comisión Internacional de protecciòn Radiológica – ICRP (En Particular No 103) La utilidad y los riesgos de las aplicaciones de de las radiaciones ionizantes provienen de su Interacción con sustancias materiales INTERACCION RADIACION - MATERIA INTERACCION RADIACION - MATERIA INFORMACIÓN TRATAMIENTO sobre de Personas Materiales Personas Materiales Riesgos para la salud asociados Se originan en los procesos de ionización que provoca la energía absorbida por los tejidos de las personas expuestas La Protección Radiológica debe logra el Control de: fuentes de energía radiante campos de radiación de energía energía absorbida Flujo de Energía Fuente de Energía Absorción de Energía Las Magnitudes que se emplean en Protección Radiológica para evaluar los riesgos de las personas expuestas se refieren a Energía Absorbida Magnitud dosimétrica Básica Dosis Absorbida = Energía absorbida Masa del absorbente Joule Unidad: Gray (Gy) = kg Transporte de Energía por área y tiempo = Tasa de Fluencia de Energía μab D= Ψ ρ Energía absorbida por unidad de masa y tiempo Tasa = de Dosis D Ψ La Dosis se puede definir para cada punto D= δ ε δm Distribución heterogénea de Dosis Depende de: dFP kV Filtración Magnitud Principal Unidad D= δ ε δm Gray (Gy) = Joule kg Se puede definir Dosis Media en Organos DT 3 1 2 4 DT = εtotal mT FACTORES DE PONDERACION DE LA DOSIS ABSORBIDA PONDERACION POR TIPO DE RADIACIÓN La energía absorbida provoca ionizaciones Diferentes Tipos de Radiación Distribución Microscópica A Energía y las ionizaciones interactúan con la materia de modo muy diverso Las distribuciones microscópicas de la energía absorbida y los iones producidos son muy distintas Transferencia Lineal de Energía TLE Microdosimetría Aunque las Dosis Medias en órganos sean iguales la distribución microscópica de las dosis puede ser muy diferente Partículas Alfa α Trayectoria recta Alta concentración de iones a lo largo de la trayectoria Alta TLE Partículas Beta β Trayectoria en zig – zag Distribución homogénea de Iones Baja TLE V/A Radiación X o Gamma o Beta (Baja TLE) Distribución Homogénea de iones Rayos X (D = 10 mGy) : 11 a 460 ionizaciones por célula Microdosimetría Igual número total de iones Igual dosis macroscópica Diferente concentración microscópica Diferente Efectividad Biológica V/A Radiación alfa, protones o neutrones (AltaTLE) Distribución heterogénea de iones Partículas Alfa (D = 10 mGy): 3,700 a 4,500 ionizaciones por célula Efectividad Biológica Relativa - EBR EBR = Dosis de Radiación de Referencia Dosis de Radiación que produce igual efecto (cáncer) Radiación de Referencia : Rayos x de 250 kV Gamma Co60 Concepto Científico EBR - ICRP 92 Wr : Factor de Ponderación por Efectividad de la Radiación Versión Regulatoria de la EBR Mensurado para efectos estocásticos a bajas dosis y baja tasa de dosis (condiciones de linealidad) ICRP 103 - 2007 FACTORES DE PONDERACION POR TIPO DE RADIACION wr Tipo de radiación wr Fotones de todas las energías 1 Electrones y muones, todas las energías 1 Protones y piones 2 Partículas alfa, fragmentos de fisión y núcleos pesados Neutrones según energía Valores para efectos estocásticos a bajas dosis y baja tasa de dosis (condiciones de linealidad) 20 ver curva ICRP 2007 Dosis Equivalente ( H ) = Dosis . Wr wr : factor de ponderación por tipo de radiación H = Joule / Kg = Sievert (Sv) PONDERACION POR TIPO DE TEJIDO EFECTOS ESTOCASTICOS p = D + d PROBABILIDAD HIPOTESIS: 2 AUSENCIA DE UMBRAL LINEALIDAD A dosis menores a 100 mGy por año la probabilidad Se considera proporcional a las dosis * k p = k. D DOSIS 100 mGy por año de radiación gamma p p = k.D Δp Iguales Incrementos de Dosis producen iguales Incrementos de Probabilidad cualquiera fuere la historia dosimétrica previa. Δp ΔD ΔD D Ello permite sumar dosis recibidas en distintos momentos por una persona y también sumar dosis recibidas por distintos órganos Los Organos tienen diferente radiosensibilidad Dosis Equivalentes Iguales en Organos distintos Diferentes probabilidades de efectos Para evaluar el efecto total sobre el organismo se deben sumar las dosis equivalentes en los distintos órganos considerando su radiosensibilidad relativa k2 k1 k4 k3 k6 k7 k8 p = k.H k5 k9 ki Probabilidad de efecto cancerígeno por órgano o tejido ICRP 103 2007 k = ∑ ki Irradiación de cuerpo entero con dosis equivalente uniforme H p1 = k1 . H p2 = k2 . H p3 = k3 . H p = ∑ pi = ∑ ki . H = H . ∑ ki ∑ ki = k p = ∑ pi = k . H ki : Factor de riesgo para órgano i k : Factor de riesgo para cuerpo entero con dosis uniforme Probabilidad de efecto cancerígeno por órgano o tejido ki Origen de wt wti= ki / k ICRP 103 2007 wTi = ki / k ∑ wti = 1 wti : Ponderación por radiosensibilidad relativa de cada órgano o tejido ki = k . wT =k ki = k . wT Irradiación de cuerpo entero con dosis equivalente no uniforme p1 = k1 . H1 = k . wt1 . H1 p2 = k2 . H2 = k . wt2 . H2 p3 = k3 . H3 = k . wt3 . H3 p = ∑ pi = k ∑ wti . Hi E = ∑ wti . Hi DOSIS EFECTIVA p = k . E Factor de Ponderación por Radiosensibilidad de Tejidos wt ICRP 103 2007 ORGANO wt Pulmón 0,12 Estómago 0,12 Colon 0,12 Médula Osea 0,12 Mama 0,12 Resto de los tejidos 0,12 Gonadas 0,08 Tiroides 0,04 Esófago 0,04 Vejiga 0,04 Hígado 0,04 Superficies Oseas 0,01 Piel 0,01 Cerebro 0,01 Glándulas salivales 0,01 TOTAL 1,00 H1 w1 H2 w2 H4 w4 H3 w3 H6 w6 H7 w7 Dosis Efectiva Unidad: H8 w8 H5 w5 H9 w9 E = ∑ wti . Hi Sievert (Sv) DOSIS D Gray wr DOSIS EQUIVALENTE H wt DOSIS EFECTIVA E Ponderación por tipo de Radiación Sievert H = D . wr Ponderación por tipo de Organo Sievert E= ∑ H t . wt Los valores de wr y wt corresponden a bajas dosis y bajas tasas de dosis Y se han obtenido a partir de estadísticas sobre individuos de distinto género y diversas edades Las Magnitudes: Dosis Equivalente Dosis Efectiva deben aplicarse en el rango de bajas dosis y bajas tasas de dosis < 100 mGy / año Cómo puede producirse la Exposición de las personas ? Por IRRADIACION EXTERNA Juan sabe que se encuentra cerca de una Fuente radiactiva IRRADIACION EXTERNA Juan sabe que si se aleja de la Fuente la Dosis que recibirá será menor IRRADIACION EXTERNA Juan sabe que un blindaje puede reducir mucho más las Dosis Por INCORPORACION DE RADIONUCLEIDOS Ahora Juan advierte que está respirando aire contaminado radiactivamente INCORPORACION DE RADIONUCLEIDOS Juan entonces quiere alejarse de la fuente sin advertir que la fuente ahora está en su interior INCORPORACION DE RADIONUCLEIDOS Juan se sigue alejando pero es inútil : la fuente está en su interior Y por esa razón tampoco puede recurrir a ningún blindaje Lo mismo ocurre en MEDICINA NUCLEAR Magnitud especial para Incorporación de Radionucleidos Procesos Metabólicos • Incorporacion • Transferencia a sangre y liquido extracelular • Distribucion en el organismo • Retencion en organos y tejidos • Excrecion Proceso Físico • Decaimiento Radiactivo La Actividad del radioisótopo incorporado disminuye con el tiempo por eliminación biológica (TB) y decaimiento físico (TF) TB . TF TE = TB + TF Actividad La Dosis Efectiva Integrada a través del tiempo está determinada por la Actividad Incorporada A A/2 TE tiempo Dosis Efectiva Comprometida Dosis Efectiva tiempo Actividad tiempo Modelos: permiten calcular Dosis Efectivas Comprometidas por unidad de Incorporación para cada Radionucleido según la via de Entrada ACTIVIDAD INCORPORADA Bq MODELOS Factores de conversión mSv/ Bq Según via de incorporación DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA mSv Algunos Factores de Conversion Dosis Efectiva Comprometida por unidad de Incorporacion Inahalacion hinh Sv / Bq Ingestion hing Co-60 1 . 10-8 3,4 . 10-9 I -131 7,4 . 10-9 2,2 . 10-8 Cs-137 4,6 . 10-9 1,3 . 10-8 Dosis Efectiva (mSv) X-ray cardioangiography CT pelvis large intestine CT abdomen urography lumbar spine chest Nuclear medicine 10 1 0.1 thyroid myocard I-131 Tl-201 CBF thyroid bone thyroid liver lung renography Tc-99m I-123 Tc-99m Tc-99m Tc-99m Tc-99m I-131 blood volume clearance I-125 Cr-51 extremities dental 0.01 DOSIS COLECTIVA Una Fuente de Radiación puede provocar la exposición de muchas personas Una Central Nuclear libera efluentes radiactivos que pueden producir dosis de radiación en miembros del público E3 E2 E1 E4 E9 E5 E8 E7 E6 Para cada persona el riesgo individual ( pi ) de sufrir un daño es proporcional a la dosis efectiva ( Ei ) que recibe esa persona: pi = k . Ei El riesgo de que se manifieste un daño en cualquiera de las personas expuestas se denomina Detrimento Colectivo y es equivalente a la suma de los riesgos individuales D= pi Detrimento Colectivo D= pi pi = k . Ei D= pi D=k. = k . Ei Dosis Efectiva Colectiva Ei D=k.S S= Ei El Detrimento Colectivo D= pi D = k.S S= Ei Es proporcional a la Dosis Efectiva Colectiva E3 E2 E1 DOSIS COLECTIVA S = Σ Ei E4 E9 E5 E8 E7 E6 Norma ARN AR 3.1.2 Descarga de Efluentes de Reactores Nucleares de potencia Dosis Colectivas Máximas que eventualmente podrían provocar las centrales argentinas sin transgredir las normas: CNAI 300 MWa x 15 mSvh / MWa = 4,5 Svh CNE 600 MWa x 15 mSvh / MWa = 9,0 Svh De acuerdo a las normas argentinas (ARN – AR 3.1.2) la CN ATUCHA I podría generar en la población una Dosis Efectiva Colectiva de hasta 4,5 Svp por año De acuerdo a las normas argentinas (ARN – AR 3.1.2) la CN EMBALSE podría generar en la población una Dosis Efectiva Colectiva de hasta 9 Svp por año Las Dosis Efectiva Colectivas realmente provocadas en el público son 10 veces inferiores a esos valores Un Equipo de Uso Médico también provoca dosis de radiación en muchas personas: los Pacientes Algunos Equipos de Radiodiagnóstico dan lugar a la exposición de muchos Pacientes La Dosis Efectiva Colectiva en los pacientes puede ser muy alta Dosis Colectiva 5 Svp por Año 200 placas por dia 50.000 personas por año 250 dias al año Dosis Efectiva por placa: 0,1 mSv La Dosis Efectiva Colectiva que provoca Un Reactor Nuclear de Potencia en la población Un Equipo de Rayos x en los pacientes Pueden ser comparables Dosis efectivas anuales promedio y dosis colectivas mundiales anuales Fuentes de exposición en el mundo Dosis efectiva anual per cápita (mSv) Dosis colectiva mundial (millones de Svp) Radiación natural 2,4 14 400 Radiodiagnóstico médico 0,4 2 400 Pruebas nucleares en la atmósfera 0,005 30 Accidente de Chernobyl 0,002 12 Producción de energía nuclear 0,0002 1,2 UNSCEAR 2000 • César F. Arias carias@fi.uba.ar
