magnitudes y unidades en protección radiológica, por césar f. arias

César F. Arias

carias@fi.uba.ar

Magnitudes y Unidades

en Protección Radiológica

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

INFORMACIÓN

Personas

sobre

Materiales

TRATAMIENTO

Personas

de

Materiales

INTERACCION

RADIACION - MATERIA

Se originan en los procesosde ionización

que provoca la energía

absorbida por los tejidos de las personas expuestas

Riesgos para la salud

asociados

La Protección Radiológicadebe logra el Control de:

fuentes de energía radiante

campos de radiación de energía

energía absorbida

Fuente

de Energía

Flujo

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

Energía absorbida

Dosis Absorbida =

Masa del absorbente

Joule

Unidad: Gray (Gy) =

kg

Tasa de

Fluencia

de Energía

Transporte de Energía

por área y tiempo Ψ

=

Energíaabsorbida

por unidad de masay tiempo

=Tasa

de Dosis D

μabD = Ψ

ρ

La Dosis se puede

definir para cada punto

δ ε

D =

δm

Distribución

heterogénea

de Dosis

Depende de:

dFP kV

Filtración

δ ε

D =

δm

Magnitud

Principal

Unidad

Joule

Gray (Gy) =

kg

Se puede

definir

Dosis Media

en Organos DT1 2

3

4

εtotal

DT

=

mT

FACTORES DE PONDERACION

DE LA DOSIS ABSORBIDA

PONDERACION

POR TIPO DE RADIACIÓN

La energía

absorbida

provoca

ionizaciones

Distribución Microscópica A Energía y las ionizacionesDiferentes Tipos de Radiación

interactúan con la materia de modo muy diverso

Transferencia Lineal de Energía

TLE

Las distribuciones microscópicasde la energía absorbida y los iones producidos

son muy distintas

Microdosimetría

Aunque las Dosis Medias en órganos sean iguales

la distribución microscópica de las dosis

puede ser muy diferente

α

Trayectoria recta

Alta concentración de iones

a lo largo de la trayectoriaAlta TLE

Partículas Alfa

β

Trayectoria en zig – zag

Distribución homogénea

de IonesBaja TLE

Partículas Beta

V / A 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

V / A V / A

Radiación alfa, protones

o neutrones (AltaTLE)

Distribución heterogénea

de iones

Igual número total de iones

Igual dosis macroscópica

Diferente concentración

microscópica

Microdosimetría

Partículas Alfa (D = 10 mGy): 3,700 a 4,500 ionizaciones por célula

Diferente

Efectividad Biológica

Efectividad Biológica Relativa - EBR

Dosis de Radiación de Referencia EBR =

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

Fotones de todas las energías 1

Electrones y muones, todas las energías 1

Neutrones según energía ver curva

Protones y piones 2

Partículas alfa, fragmentos de fisión y núcleos pesados 20

Tipo de radiación wr

Valores para efectos estocásticos

a bajas dosis y baja tasa de dosis

(condiciones de linealidad)

ICRP 2007

Dosis Equivalente ( ) = Dosis . Wr

wr : factor de ponderación

por tipo de radiación

H = Joule / Kg = Sievert (Sv)

H

PONDERACION

POR TIPO DE TEJIDO

p D d= + 2 P

RO

BA

BIL

IDA

D

DOSIS

*

A dosis menoresa 100 mGy por año

la probabilidad Se considera proporcional a las dosis

EFECTOS ESTOCASTICOS

100 mGy por año de radiación gamma

p = k . Dk

HIPOTESIS:

AUSENCIA DE UMBRAL

LINEALIDAD

D

p

ΔD ΔD

Δp

Δpp = k . D

Iguales Incrementos de Dosis producen iguales Incrementos

de Probabilidadcualquiera fuere

la historia dosimétrica previa.

Ello permite sumar dosis recibidas

en distintos momentos por una persona

y también sumar dosis recibidas

por distintos órganos

Los Organos tienendiferente 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

k1 k2

k3

k4k5

k6 k7k8 k9

p = k . H

Probabilidad

de efecto

cancerígeno

por órgano

o tejido

ICRP 103

2007

ki

k= ∑ ki

p2 = k2 . H

p3 = k3 . H

p = ∑ pi = ∑ ki . H = H . ∑ ki

Irradiación de cuerpo entero

con dosis equivalente uniforme H

p1 = k1 . H

ki : Factor de riesgo para órgano i

k : Factor de riesgo para cuerpo entero

con dosis uniforme

∑ ki = k

p = ∑ pi = k . H

Probabilidad

de efecto

cancerígeno

por órgano

o tejido

ICRP 103

2007

ki

Origen de wt

= k

wti= ki / k

wTi = ki / k

ki = k . wT

∑ wti

= 1

wti : Ponderación por

radiosensibilidad

relativa de cada

órgano o tejido

p2 = k2 . H2

p3 = k3 . H3

p = k . E

ki = k . wT

p = ∑ pi = k ∑ wti . Hi

Irradiación de cuerpo entero

con dosis equivalente no uniforme

p1 = k1 . H1 = k . wt1 . H1

= k . wt2 . H2

= k . wt3 . H3

E = ∑ wti . Hi

DOSIS EFECTIVA

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

Factor de Ponderación

por Radiosensibilidad de Tejidos wt

ICRP 103

2007

H1 w1 H2 w2

H3 w3

H4 w4H5 w5

H6 w6 H7 w7H8 w8

H9 w9

Dosis Efectiva E = ∑ wti

. Hi

Unidad: Sievert (Sv)

DOSIS

D

DOSIS

EQUIVALENTE

H

DOSIS

EFECTIVA

E

wr Ponderación por tipo de Radiación

wt Ponderación por tipo de Organo

Gray

Sievert

Sievert

H = D . wr

E = ∑ Ht. w

t

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 géneroy 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

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

IRRADIACION EXTERNA

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

tiempo

Actividad

TE

A

A/2

La Actividad del radioisótopo incorporado

disminuye con el tiempo por eliminación biológica (TB)

y decaimiento físico (TF)TB . TF

TE =TB + TF

La Dosis Efectiva Integrada

a través del tiempo

está determinada por

la Actividad Incorporada

tiempo

Dosis Efectiva Comprometida

Actividad

Dosis

Efectiva

tiempo

Modelos:

permiten calcular

Dosis Efectivas Comprometidas

por unidad de Incorporación

para cada Radionucleido

según la via de Entrada

MODELOS

Factores de conversión mSv/ Bq

Según via de incorporación

ACTIVIDAD

INCORPORADA

Bq

DOSIS

EFECTIVA

COMPROMETIDA

mSv

Algunos Factores de Conversion

Dosis Efectiva Comprometida

por unidad de Incorporacion Sv / Bq

Inahalacion hinh 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)

0.01

0.1

1

10

cardioangiography thyroid I-131

CT pelvis myocard Tl-201

large intestine

CT abdomen CBF Tc-99m

urography thyroid I-123

lumbar spine bone Tc-99m

thyroid Tc-99m

liver Tc-99m

lung Tc-99m

chest renography I-131

extremities

blood volume I-125

dental clearance Cr-51

X-ray Nuclear medicine

DOSIS COLECTIVA

Una Fuente de Radiaciónpuede provocarla exposición

de muchas personas

Una Central Nuclear libera efluentes radiactivos

que pueden producir dosis de radiación

en miembros del público

E1

E4

E2

E6

E5

E3

E7

E8

E9

Para cada persona el riesgo individual ( p

i )

de sufrir un daño es proporcional a la dosis efectiva ( E

i ) que recibe

esa persona:

pi= k . E

i

El riesgo de que se manifieste un daño

en cualquiera de las personas expuestasse denomina

Detrimento Colectivo

y es equivalente a la suma de los riesgos individuales

D = pi

D = pi = k . E

i

pi= k . E

i

D = k . Ei

D = pi

D = k . S S = Ei

Detrimento

Colectivo

Dosis

Efectiva

Colectiva

D = k . S

S = Ei

El

Detrimento

Colectivo

Es proporcional

a la Dosis Efectiva

Colectiva

D = pi

E1

E4

E2

E6

E5

E3

E7

E8

E9

DOSIS COLECTIVA

S = Σ Ei

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

Norma ARN - AR 3.1.2

Descarga de Efluentes

de Reactores Nucleares de potencia

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 Médicotambién provoca dosis de radiaciónen muchas personas: los Pacientes

Algunos Equipos de Radiodiagnóstico dan lugar a la exposición

de muchos Pacientes

La Dosis Efectiva Colectivaen los pacientes

puede ser muy alta

200 placas por dia

250 dias al año

50.000 personas por año

Dosis Efectiva por placa: 0,1 mSv

Dosis Colectiva

5 Svp por Año

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