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