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
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