Dosimetría
Laura C. Damonte
2018
Medida de la radiación: Dosimetría
✓ Describir propiamente el haz queorigina la radiación.
✓ Describir la cantidad de energía quepuede depositar en el medio.
Definir ciertas magnitudes dosimétricas
Magnitudes de Campo
✓ Describen el haz de partículas queorigina la radiación.
area
partículasdenúmero
da
dNFluencia de partículas:
Flujo de partículas:
tiempo
partículasdenúmero
dt
dNN
tiempoarea
partículasdenúmero
dt
d
area
energía
da
hdN
tiempoarea
energía
dt
d
Fluencia de energía:
Tasa de fluencia de partículas:
Tasa de fluencia de energía:
1s 1s
2m
12 sm
2Jm
21 mJs
Magnitudes de Interacción
✓ Caracterizan la interacción de la radiación conla materia. Son coeficientes específicos para laradiación (tipo y energía), material y forma deinteracción.
Coeficiente de atenuación másico: 12 gmdxN
dN
Coeficiente de absorción másico de energía:
Coeficiente de transferencia másico de energía
Donde g es la fracción de energía de las partículas secundarias que se pierde por radiación.
1s
12 gmNdxE
dEtrtr
12)1( gmgtren
Protección radiológica
✓ La radiación ionizante puede causarefectos dañinos sobre los tejidos yórganos.
✓ Dependen de la dosis, tasa de dosis,tiempo de exposición, etc
✓ Al trabajar con radiación se debenconocer los posibles efectos de laradiación, límites permisibles,precauciones de seguridad, etc.
Unidades de dosimetría
➢ El efecto de la radiación ionizante sobre objetos biológicos no es medible directamente relación entre la radiación y su efecto:
cantidad dosis de exposición o dosis de absorcióncalidad dosimetría cualitativa (energía)
➢ Exposición o Dosis: es una medida de la intensidad del campo de radiación en algún punto. Medida de la cantidad de ionización producida o la cantidad de energía depositada en el aire cuando los fotones son completamente absorbidos.
➢ Sea dm la masa de un volumen de aire en la que se producen dQcargas eléctricas, se define la exposición como:
dQ/dm
1 Roentgen=cantidad de rayos X que producen una ionización de 1 esu/cm3 (=2.58 x 10-4 coul/kg) en aire.
➢ La dosis absorbida D es la cantidad de energía absorbida (proveniente de la radiación ionizante) en una sustancia por unidad de masa.
➢ La unidad SI:1Gray(Gy)=1J/kg1 rad=100 erg/g 1Gy=100rad
“rad”: Radiation Absorbed Dose
➢ Los efectos de la radiación dependen de la dosis y de la tasa de dicha dosis.
➢ Materiales diferentes expuestos a la misma radiación pueden no absorber la misma cantidad de energía:
1R equivale a aprox. 1rad
➢ La dosis absorbida media anual proveniente de fuentes naturales y antropogénicas es de 2 mGy.
dD
dm
Dosis absorbida
Energía impartida
➢ La energía absorbida en un volumen dado:
Qouin
➢ Los eventos de deposición de energía son de carácter discreto y estocástico
➢ Coeficiente de absorción másico de energía:
en / = tr / (1-g)
g es la fracción de energía perdida en las partículas secundarias.
SQ, suma de energía equivalentes a masas en reposo generadas o destruidas.
hν
positrón, E+
electrón, E-
Ejemplo: depósito con Q<0 (formación de pares)
εi= hν – (E++E-)-2m0c2
Ejemplo: depósito con Q>0 (aniquilación de positrón)
εin
positrón
fotón característico, hνK
hν1
hν2
electrón Auger EA1
electrón Auger EA2
εi= εin – (hν1+ hν2+ hνK+EA,1+EA,2) + 2m0c2
Tasa de dosis absorbida
Incremento de la dosis absorbida en el intervalo de tiempo dt .
dDD
dt
unidad: J.kg-1.s-1 o Gy.s-1
Energía impartida media por la radiación ionizante a una masa dm de materia.
Dosis absorbida
unidad: J.kg-1 = Gy
dD
dm
➢ Si se supone radiación isotrópica puntual, se desprecia la atenuación del aire:
Fuente G(R cm2/h mCi)
137Cs 3.3
57Co 13.2
22Na 12.0
60Co 13.2
222Ra 8.25
➢ Constante de tasa de dosis: depende del esquema dedecaimiento particular de la fuente, la energía de los rayosg, del coeficiente de absorción en aire y la ionizaciónespecífica de los e-.
Tasa de dosis absorbida
2/ dAD G
Factor de ponderación de la radiación
➢ El daño biológico causado por la radiación depende del tipo de radiación específica y de su energía: rayos g y neutrones entregan la misma energía pero distinto poder de ionización efectos biológicos diferentes
➢ Factor de calidad wR (relative biological effectiveness, RBE),tiene en cuenta el efecto de la distribución microscópica de la energía absorbida en el tejido:
wR=DX(200 keV)/Dr
Tipo de radiación Factor wR Tipo de radiación Factor wR
Rayos X 1 Neutrones rápidos 10
Rayos g 1 Protones 10
Electrones 1 Partículas alfa
Núcleos pesados20
Neutrones térmicos 5
Magnitudes de Protección Radiológica
Dosis equivalente
➢ La dosis equivalente H, es el producto de la dosis absorbida y el factor de calidad o ponderación de la radiación:
H=D wR
1 Sv (Sievert)= 1 J/Kg
1 rem (rad equivalent man)=0.01 Sv
Ejemplo: 2mGy de rayos g y 1mGy de partículas a.
Calcular H
H=2mGy wg + 1mGy wa
➢ La dosis o energía entregada a 1g de tejido poruna radiación poco ionizante cada célularecibe una dosis tal que puede regenerar su efecto.
➢ Esa misma dosis para una radiación fuertemente ionizante solo el 1% de las células reciben la dosis, pero en promedio las células reciben 100 veces más radiación no se recupera el daño.
➢ La relación entre la probabilidad de desarrollar efectos biológicos, tales como el cáncer, debido a la radiación depende del órgano especifico que recibe la radiación, se define la dosis efectiva E.
Factor de ponderación del tejido
Dosis efectivaTejido u órgano wT
Gónadas 0,20
Médula ósea (roja) 0,12
Colon 0,12
Pulmón 0,12
Estómago 0,12
Vejiga 0,05
Mamas 0,05
Hígado 0,05
Esófago 0,05
Tiroides 0,05
Piel 0,01
Superficie ósea 0,01
Resto 0,05
T T
T
E w H
T R TR
T R
E w w D
unidad: J.kg-1= Sv
El resto está constituido por: glándulas adrenales, cerebro, intestino delgado, riñones, músculo, páncreas, bazo, timo, útero y vías aéreas extratorácicas.
Ejemplo: Pulmón recibe una H=3mSv y la tiroides H=6mSv,Calcular E
Tasa de dosis absorbida
Magnitudes operacionales para monitoreo de la irradiación externa
Ed
AD en
2
310696.1
i
ii
i
en Ed
AD
2
310696.1
Cálculo de Dosis
i
ii
i
en Ed
AD
2
3
0 10696.1
Para el 201Tl
A: 1 Ci d: 10 cm
E1: 0.167 MeV : 0.1 en/: 0.028
E2: 0.135 MeV : 0.025 en/ : 0.026
D0: 9.4 mSv/h
Ecuación básica para dosis absorbida por incorporación
i
iii Enm
AkD
~
à es la actividad acumulada, Ei energía de emisión, ni nº
de emisiones de energía Ei, i fracción de energía
absorbida en el blanco.
Diversos sistemas dosimétricos:
MIRD: Medical Internal Radiation Dose
Fuentes de radiación
Radioactividad Natural . Presencia de radioncleidos en el planetaTierra desde su creación
series o familias radiactivas suman unos 42 radionucleídos además de 18 radionucleídos que decaen por una sola etapa
• Primaria(protones, electrones, iones helio, neutrinos)
• Secundaria (originada en reacciones con la atmosfera, radionucleidoscosmogónicos (14C, 7Be, 22Na), protones neutrones, piones)
Radiación cósmica: proveniente directa o indirectamente del exterior del planeta
• La radiactividad es parte natural de nuestro medio ambiente.
• nuestro planeta ha sido radiactivo desde su creación y los radionucleídos se encuentran en el suelo, el aire y en el agua.
• 232Th 1,4x1010
• 237Np 2,1x106
• 238U 4,5x109
• 235U 7,18x108
• 40K 1,2x109
Los núcleos primordiales, que existen desde los orígenes de la tierra
Fuentes de radiación batural
Radioactividad Artificial o antropogénica o inducida:manifestada por los radioisótopos producidos en transformaciones artificiales.
vinculados con la actividad humana (producción de nucleídos para uso en medicina, la lluvia radiactiva (en inglés fallout) debida a los ensayos de armas nucleares en la atmósfera y accidentes, desechos radiactivos, etc.
137Cs 60Co
90Sr131I
Usos de la RadioactividadEsterilización: Destrucción en frío microorganismos (hongos, bacterias, etc.)
Protección de obras de arte: Eliminación de hongos, larvas, insectos o bacterias alojados en el interior de las obras (rayos gamma)
Elaboración de materiales: Irradiación para producir reacciones físico-químicas para elaboración de materiales
Radiografía industrial X o g: Localización de fallas, por ejemplo, en las soldaduras (sin destruir los materiales)
Detectores de incendio: Fuente radioactiva ioniza los átomos de oxígeno y de nitrógeno contenidos en un volumen reducido de aire. (La llegada de partículas de humo modifica esta ionización, reemplazando por nuevos sistemas)
Pinturas luminiscentes: para la lectura de los cuadrantes de los relojes y de los tableros de instrumentos para la conducción de noche ( en desuso).
Fuente de energía portátil: Baterías eléctricas que funcionan gracias a pequeñas fuentes radioactivas (239Pu, 60Co o 90Sr. Estas reactores se montan lugares pequeños o de difícil acceso tales como satélites, barcos, submarinos, etc.)
Diagnóstico y tratamiento de enfermedades: Para el estudio de la glándula tiroides 131I. (La radiación que emite, una vez fijado en la tiroides es detectada por un equipo que reproduce la imagen de la misma. Esta técnica se demomina centellografía). Para destruir células cancerosas ya sea insertando agujas con material radioactivo en la zona afectada o bien irradiando con rayos
X, gamma o electrones (acelerador de partículas o fuentes de 60Co).Investigación: En Biología, Física, Ciencia de los Materiales, Arqueología, Paleontología, etc. (distribución de fertilizantes en las plantas, 14C para datación, etc.)Preservación de alimentos: Usada para preservar más de 60 alimentos de todo tipo en más de 40 países. En 1983 después de años de test se fijaron los estándares por la FAO, WHO e IAEA
Fuentes de exposición a la radioactividad
Terrestre
CósmicaActividades y eventos pasados
Radón interior Construcción
Practicas actuales
Accidentes
Procedimientos de industrias extractivas
Fuentes de radiación
El gas Radón
T=3.8d, gas noble.
Ventilación
Fondo natural 2,5 mSv
Protección y Seguridad Radiológica
Comité de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las RI
Bases científicas
Comisión Internacional de Protección Radiológica
Recomendaciones
Organismo Internacional de Energía Atómica
Normativa
¿Quién brinda la protección?
Protección de la Radiación
✓ Actividad
✓ Tiempo
✓ Distancia
✓ Blindaje
✓ Utilizar la menor actividad de radionucleidoscompatible con el resultado buscado de la práctica
✓ Generar la menor cantidad de residuos contaminados con material radiactivo
✓ Programar las prácticas para evitar repeticiones
✓ Controlar la eficiencia del equipamiento y utilizar las condiciones de medición optimizadas
ACTIVIDAD
Protección de la Radiación
Tiempo
✓ La exposición total a la radiación de un individuo es directamente proporcional al tiempo que él ha estado expuesto a la fuente.
Por lo tanto, es prudente no estar más tiempo del necesario cerca a la fuente de radiación.
✓ Ejemplo:Aún con el uso de jeringas y frascos blindados, se debe limitar la cantidad de tiempo usado manipulando el radiofármaco.
El trabajo debe ser realizado eficientemente para disminuir la exposición.
Protección de la Radiación
DISTANCIA
✓ La intensidad de la radiación de la fuente, y de la exposición a la radiación, varia inversamente al cuadrado de la distancia.
Por lo tanto, se recomienda que el trabajador mantenga la mayor distancia que sea posible entre él y la fuente de radiación.
✓ El trabajador debería usar guantes y herramientas de manipulación remotacomo fórceps y pinzas cuando trabaja con material radiactivo.
Protección de la Radiación
BLINDAJE
✓ Diversos materiales que pueden absorber la radiación, pueden ser usados para disminuir la exposición a las radiaciones.
✓ La radiación gamma es altamente penetrante, por lo tanto deben usarse materiales muy absorbentes para el blindaje de fuentes
emisoras de este tipo de radiación.
✓ El plomo es más comúnmente usado para atenuar radiación gamma.
✓ Los radionucleidos emiten partículas beta que deben estar blindados en contenedores de material de bajo Z tal como aluminio o plástico, ya que con material de alto Z como el plomo, se produce radiación altamente penetrante (bremsstrahlung).
Protección de la Radiación
El tipo de radioactividad: diferente tipo de interacción, distinto tipo de blindaje
BLINDAJE
Bunker de guarda de
material radiactivo
en uso
Pantalla de fraccionamiento
de visión directa
Protección de la Radiación
Dosímetros personales
Simbología para contenedores de material radiactivo
Información en la web:
http://www.icrp.org
Exposición a la
Radiación
Ocupacional
PúblicoPaciente
2,9
2,4
3
4,8
3
0,5
0,3
Exposición (mSv/año)
Mineríade carbón
Natural Otras minerías
Trabajos exceptominas
Tripulacionesaereas
Usos médicos
Industria
Fuente: UNSCEAR
Exposición profesional asociada a fuentes artificiales y naturales de radiación en todo el mundo
Límite de dosis
(mSv/año)
Exposición Ocupacional Público
Efectiva anual
20 1
Efectiva en cualquier año
50 5
En 5 años consecutivos
100 1
Cristalino 150 15
Piel 500 50
Comparación entre exposiciones ocupacionales y límite de dosis
Límite
20 mSv
3500 hsde vueloen avión
100 vuelosTokio-
NY
3 TAC
33 RX de
estómago
400 RX de torax
CONOCER•Origen
•Manipulación
USOS•Beneficios
• Riesgos
CONTROL•Normas
•Protección
RADIACTIVIDAD