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