Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO TEMA 3: MAGNITUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS

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1 EMA 3: MAGNIUDES Y UNIDADES RADIOLÓGICAS CSN-2014

2 ABLA DE CONENIDOS 1.- INRODUCCIÓN CLASIFICACIÓN DE LAS MAGNIUDES RADIOLÓGICAS Magnitudes físicas fundamentales Magnitudes de protección Magnitudes dosimétricas operacionales MAGNIUDES FÍSICAS FUNDAMENALES Radiactividad Radiometría Coeficientes de interacción con la materia Coeficientes de interacción para partículas incidentes no cargadas Coeficientes de interacción para partículas incidentes cargadas Dosimetría Magnitudes para los procesos de conversión de energía Magnitudes para los procesos de depósito de energía en un medio Relación entre las magnitudes de conversión (kerma, cema) y depósito de energía (dosis absorbida) MAGNIUDES DE PROECCIÓN Dosis equivalente en un punto H Dosis equivalente en un órgano H,R Dosis efectiva E Dosis comprometida durante un periodo H ( ) y E( ) Dosis colectivas S y S MAGNIUDES OPERACIONALES PARA LA RADIACIÓN EXERNA Magnitudes operacionales para vigilancia de área y ambiental H*(d) y H (d, ) Magnitud operacional para la vigilancia individual H p (d) Calibración en términos de las magnitudes dosimétricas operacionales Calibración en magnitudes operacionales para vigilancia de área y ambiental Calibración en magnitudes operacionales para vigilancia individual MAGNIUDES PARA LA DOSIMERÍA DE PACIENES DE RADIODIAGNÓSICO Magnitudes físicas fundamentales Magnitudes de protección Magnitudes específicas para la dosimetría de pacientes en radiodiagnóstico Kerma en aire incidente K a,i y Kerma en aire de entrada K a,e Producto kerma en aire-área P KA Magnitudes para omografía Computerizada (C) P KL y C K NOVEDADES DEL INFORME ICRP-103 SOBRE MAGNIUDES RADIOLÓGICAS ANEXO: DEFINICIONES Y EXPRESIONES DE LAS MAGNIUDES RADIOLÓGICAS CSN-2014

3 Límite de dosis anual, msv Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO 1.- INRODUCCIÓN La necesidad de establecer normas de protección contra los efectos biológicos perjudiciales de las radiaciones ionizantes, se hizo patente a los pocos meses del descubrimiento de los rayos X por Roentgen en 1895, y al comienzo del trabajo con elementos radiactivos en Como consecuencia del trabajo con radiaciones ionizantes, algunos operadores en este campo comenzaron a manifestar efectos nocivos. El análisis de síntomas patológicos de un conjunto de radiólogos, permitió establecer en 1922 que la incidencia de cáncer en este grupo de trabajo, era significativamente más alta respecto a otros médicos, circunstancia que demostró la peligrosidad de las radiaciones ionizantes y la necesidad de establecer normas específicas de radioprotección. Desde la creación de la Comisión Internacional de Unidades y Medidas de la Radiación (ICRU) en 1925, este organismo se ocupa de la definición formal de las magnitudes y unidades radiológicas así como de desarrollar recomendaciones internacionalmente aceptables acerca del uso de dichas magnitudes y los métodos adecuados de medida. Por otra parte, la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), fundada en 1928 por la Sociedad Internacional de Radiología (ISR) y modificada con su nombre actual en 1950, se ocupa de establecer recomendaciones similares en relación con la protección radiológica incluyendo la limitación de dosis con objeto de evitar la aparición de efectos deterministas y acotar el riesgo de los efectos estocásticos. En la figura 1 se muestra la evolución de las magnitudes y valores de los límites anuales de dosis recomendados por la ICRP para las exposiciones ocupacionales y del público a las radiaciones ionizantes Ocupacional Público Magnitud (1) Exposición (2) Dosis X (3) Dosis RBE (4) Dosis equivalente (5) Dosis efectiva equivalente (6) Dosis efectiva (1) (2) (3) (4) (5) (6) Año Figura 1: Magnitudes dosimétricas y valores de los límites de dosis recomendados por ICRP para las exposiciones ocupacionales y del público a las radiaciones ionizantes. La definición formal y una descripción completa de las magnitudes fundamentales utilizadas en dosimetría de radiaciones y en protección radiológica puede encontrarse en los informes ICRU- 51 (1993) e ICRU-60 (1998), así como en publicación ICRP-60 (1991). Estas definiciones se recogen en la legislación española en el Anexo I del Reglamento sobre protección sanitaria contra radiaciones ionizantes (R.D.783/2001). En 2007 se publicó el informe ICRP-103 con las nuevas recomendaciones de la ICRP consideradas en la nueva reglamentación europea y que se espera sean consideradas en la próxima revisión nacional. Con objeto de facilitar la lectura de esta exposición, los textos y expresiones exactos de las definiciones se recogen en forma de tablas en el Anexo. IR-SP-BA-X-03 3/38 CSN-2014

4 La legislación europea establece que desde el 1 de Enero de 1986 las mediciones de radiaciones ionizantes se expresen en unidades del Sistema Internacional (SI). El hecho de que se citen en este documento las unidades históricas obedece únicamente a la existencia de instrumentación de medida que aún presentan sus lecturas expresadas en ese tipo de unidades. 2.- CLASIFICACIÓN DE LAS MAGNIUDES RADIOLÓGICAS En función de sus objetivos y características, se pueden distinguir tres tipos de magnitudes entre las recomendadas por ICRP e ICRU para su aplicación en la protección radiológica (Figura 2): 2.1 Magnitudes físicas fundamentales Son las magnitudes que permiten describir cuantitativamente los objetos o fenómenos físicos en términos de una cantidad de referencia denominada Unidad. En relación con las radiaciones ionizantes, cabe distinguir las siguientes magnitudes físicas fundamentales (ICRU-60, 1998): a) Radiactividad: Describen el proceso estocástico de transformaciones espontáneas que implican cambios en los núcleos atómicos y producen emisiones de radiación ionizante: actividad A, constante de decaimiento, constante de tasa de kerma en aire. b) Radiometría: Describen los campos de radiación en el espacio y en la materia originados por las radiaciones ionizantes: número de partículas N, energía radiante R, fluencia, flujo. c) Coeficientes de interacción con la materia: Describen los procesos de interacción de la radiación ionizante con la materia en los que se producen transferencias de energía, absorción de partículas incidentes y generación de partículas secundarias: sección eficaz, coeficientes de atenuación, coeficientes de transferencia de energía tr, poder de frenado S/, transferencia lineal de energía ó LE L. d) Dosimetría: Describen los procesos de conversión y depósito de energía de la radiación ionizante incidente en un material y que se relacionan con los efectos producidos en el mismo: exposición X, kerma en un medio K m, cema en un medio C m, dosis absorbida en un medio D m. 2.2 Magnitudes de protección En la actualidad se recomienda (ICRP-60, 1991) emplear las magnitudes de protección Dosis equivalente en un órgano o tejido (H ) y Dosis efectiva (E) basadas en la medida de la Dosis absorbida (D) en tejidos y órganos del cuerpo humano y que se puedan relacionar con el riesgo que conllevan, para lo cual deberán considerar las diferencias en la radiosensibilidad de los distintos tejidos y órganos (factores de ponderación de tejido w ) y en la eficacia radiobiológica de los distintos tipos de radiaciones (factores de ponderación de la radiación w R ). IR-SP-BA-X-03 4/38 CSN-2014

5 2.3 Magnitudes dosimétricas operacionales Las magnitudes de protección no son mensurables en la práctica por lo que en el informe ICRU- 39 (1985) se definieron las magnitudes operacionales Dosis equivalente ambiental H*(d), Dosis equivalente direccional H (d) y Dosis personal Hp(d) que se pueden medir experimentalmente, están relacionadas con las magnitudes físicas fundamentales y proporcionan una estimación razonablemente conservadora de la dosis equivalente y de la dosis efectiva. Factores de conversión (ICRP-74, ICRU-57, ISO 4037) Magnitudes físicas Radiactividad Radiometría Coef. Interacción Dosimetría Cálculos a partir de w R, w y maniquíes antropomórficos Magnitudes operacionales Dosis equivalente ambiental, H*(d) Dosis equivalente direccional, H (d, ) Dosis equivalente personal, Hp(d) Calibración Ensayos de tipo Medidas experimentales Lecturas Respuesta del instrumento Otras correcciones Comparaciones de cálculos y medidas experimentales Magnitudes de protección Dosis absorbida en un órgano, D Dosis equivalente en un órgano, H Dosis efectiva, E Figura 2: Clasificación y relaciones entre las magnitudes radiológicas. 3.- MAGNIUDES FÍSICAS FUNDAMENALES 3.1 Radiactividad La radiactividad se refiere al proceso estocástico que origina transformaciones espontáneas que implican cambios en los núcleos atómicos. La energía liberada en estos procesos se emite como radiaciones ionizantes: fotones, electrones/positrones, partículas alfa e incluso neutrones en los procesos de fisión nuclear. Se denomina radionucleidos a los nucleidos inestables que se transforman en otros estables directamente o a través de una serie de descendientes. Los radionucleidos se caracterizan por su constante de decaimiento, (Unidad SI: desintegraciones por segundo ó s -1 ) que se relaciona con la probabilidad de que un núcleo sufra una transformación nuclear espontánea o desintegración por unidad de tiempo. La magnitud (ln2)/ se denomina vida media 1/2 (Unidad SI: s) del radionucleido, y corresponde al tiempo medio para que el número de núcleos en el estado de energía considerado se reduzca a la mitad de su número inicial. Obviamente, cuanto mayor sea, la probabilidad de que ocurra una transformación nuclear es mayor y por tanto la vida media 1/2 será menor, y viceversa. IR-SP-BA-X-03 5/38 CSN-2014

6 La actividad, A, (Unidad SI: Becquerel, Bq; 1 Bq= 1 s -1 ) es una magnitud que estima la cantidad de radionucleido que experimenta desintegraciones en la unidad de tiempo. La actividad de un radionucleido es igual al producto de su constante de decaimiento por el número de núcleos N en dicho estado: A = N Históricamente se usó como unidad de actividad el curio (Ci) y cuyo empleo se desaconseja. Un curio es la cantidad de desintegraciones por segundo que se producen en 1 g de 226 Ra puro y cuyo valor es 3.7 x desintegraciones por segundo, luego 1 Ci = 3.7 x Bq. Otras equivalencias entre múltiplos y submúltiplos son: 1 Ci = 3.7 x10 10 Bq = 37 GBq = 37 x 10 6 kbq = 37,000,000,000 Bq 1 mci = 10-3 Ci = 3.7 x10 7 Bq = 37 x 10 3 kbq = 37,000,000 Bq 1 µci = 10-6 Ci = 3.7 x10 4 Bq = 37 kbq = 37,000 Bq 1 nci = 10-9 Ci = 37 Bq 1 Bq = 2.7 x10-11 Ci 1 MBq = 10 6 Bq = 2.7 x10-5 Ci = 27 µci 1 GBq = 10 9 Bq = 2.7 x10-2 Ci = 27 mci 1 Bq = Bq = 2.7 x10 Ci = 27 Ci Dado que tanto la actividad como la masa son proporcionales al número de núcleos presentes, se define la Actividad específica A E de un radionucleido como el cociente entre la actividad y su masa (Unidad SI: Bq/g): A E A m N N Pa N A N P a A donde P a es el peso atómico del radionucleido y N A es el número de Avogadro ( x mol -1 ). La constante de kerma en aire para un radionucleido,, (Unidad SI: m 2 J/kg, aunque es más habitual emplear (Gy/s) m 2 /Bq o sus submúltiplos) permite estimar la tasa de kerma en aire K debida a fotones (radiación gamma, los rayos X característicos y la radiación de frenado interna) con energía mayor que que producirá una fuente puntual de actividad A a una distancia l según la expresión: K Esta expresión es válida únicamente para fuentes puntuales ideales donde se asume que no hay interacciones entre la fuente y el punto de medida. Al aumentar el tamaño relativo de la fuente y la distancia se pueden requerir la aplicación de correcciones significativas que consideren la atenuación, dispersión y acumulación del haz de radiación. 2 l A IR-SP-BA-X-03 6/38 CSN-2014

7 Existen constantes similares en función de otras magnitudes dosimétricas como la dosis equivalente ambiental H*(10). En la abla 1 se presentan los valores de estas constantes para algunos radionucleidos comunes y para un valor de = 0 kev (se incluyen todos los fotones emitidos por las fuentes). Radionucleído Kaire (µgy/h) m 2 /MBq - H*(10) (µsv/h) m 2 /MBq 22 Na K 19, Fe Co I 31, I 51, Cs 76, Ir Au 54, Ra y descendientes abla 1: Valores de las constantes para las tasas de Kerma en aire ( ) y Dosis equivalente ambiental ( ) para fuentes puntuales de varios radionucleidos. 3.2 Radiometría Los campos de radiación consisten en partículas cargadas (electrones, protones, núcleos) y no cargadas (fotones y neutrones) cuya distribución y la de su energía en el espacio y en la materia se describen con las siguientes magnitudes. Estas magnitudes aparecen por parejas ya que una se refiere al número de partículas y otra a la energía de las mismas. Las magnitudes radiométricas pueden tratarse tanto como magnitudes escalares (sólo interesa su valor) como vectoriales (interesa su valor y dirección). El Número de partículas, N, (Unidad SI: 1) es el número de partículas que son emitidas, transferidas o recibidas. La Energía radiante, R, (Unidad S.I: J) es la energía (excluyendo las energías en reposo) de las partículas que son emitidas, transferidas o recibidas. En general, se denomina flujo de una magnitud a la variación que experimenta por unidad de tiempo. Así el flujo de partículas, N, (Unidad SI: s -1 ) es la variación por unidad de tiempo que experimenta el número de partículas N. Análogamente, el flujo de energía, R, (Unidad SI: W) la variación por unidad de tiempo que experimental la energía radiante R. Así mismo, se denomina fluencia de una magnitud a su cantidad referida por unidad de área. Así, La fluencia de partículas, Unidad SI: m -2 ) es el número de partículas por unidad de superficie y la fluencia de energía, (Unidad SI: J/m 2 ) es la energía radiante por unidad de superficie. La variación de estas fluencias por unidad de tiempo se denominan tasa de fluencia de partículas,, Unidad SI: m -2 s -1 ) y tasa de fluencia de energía,, (Unidad SI: W/m 2 ), IR-SP-BA-X-03 7/38 CSN-2014

8 respectivamente. 3.3 Coeficientes de interacción con la materia La interacción de la radiación ionizante con la materia implica procesos en los que se modifica la energía y/o la dirección de la partícula incidente. Además, como consecuencia de la interacción se pueden producir una o varias partículas secundarias. La probabilidad de cada proceso de interacción se describe mediante los coeficientes de interacción que para cada proceso de interacción se refieren a cada tipo de partícula incidente, su energía y el material alcanzado. La sección eficaz, de un blanco para un tipo particular de interacción debida a la incidencia de partículas cargadas o no cargadas es la probabilidad de que tal interacción ocurra en el blanco por unidad de fluencia de partículas incidente. Su unidad S.I. es m 2, pero por su elevadísima magnitud se suele emplear el barn (b) con la siguiente relación entre ellas: 1 b = m 2 = 100 fm 2. La sección eficaz es el coeficiente de interacción fundamental y todos los demás coeficientes se pueden expresar como funciones sencillas de secciones eficaces particulares. Debido a que los procesos de interacción de las radiaciones ionizantes con la materia son muy diferentes dependiendo de si las partículas incidentes presentan o no carga eléctrica, los coeficientes de interacción pueden dividirse en coeficientes de absorción para las partículas no cargadas y poder de frenado para las partículas cargadas Coeficientes de interacción para partículas incidentes no cargadas El coeficiente másico de atenuación, de un material de densidad, (Unidad SI: m 2 /kg) se define para partículas no cargadas e indica la fracción de partículas incidentes que interaccionan al atravesar un espesor determinado en el material. En la definición de aparece el coeficiente lineal de atenuación, (unidad SI: m -1 ), cuyo inverso se denomina recorrido libre medio, 1/µ, de la partícula no cargada (unidad SI: m). Ambos parámetros se emplean para describir el proceso de atenuación de la radiación al atravesar un espesor lineal de material pero tienen el inconveniente de depender de la densidad del medio absorbente, por lo que es recomendable emplear para disminuir el efecto de esta dependencia. El coeficiente másico de transferencia de energía, tr / de un material de densidad, (Unidad SI: m 2 /kg) se define partículas no cargadas e indica la fracción de la energía de la radiación incidente que es transferida como energía cinética de partículas cargadas mediante interacciones al atravesar un espesor determinado del material. El coeficiente tr/ se relaciona con el coeficiente másico de absorción de energía, en / de un material de densidad, (Unidad SI: m 2 /kg) mediante la fracción g (adimensional) de energía de las partículas secundarias que se pierde por procesos radiativos en el material: en (1 g) tr La fracción g es inferior al 0.5% para materiales de interés radiobiológico y energías de hasta 2 MeV. Para materiales con mayor número atómico efectivo (Cu, Pb) el valor de g es de 1-5% para fotones de 1 MeV y 15-25% para fotones de 10 MeV. IR-SP-BA-X-03 8/38 CSN-2014

9 3.3.2 Coeficientes de interacción para partículas incidentes cargadas El poder másico de frenado, S/ de un material de densidad, (Unidad SI: J m 2 /kg, aunque se suele usar el submúltiplo MeV cm 2 /g) se define para partículas cargadas como la energía perdida por las partículas cargada incidentes al atravesar un espesor determinado del material de densidad. En esta definición se emplea el poder lineal de frenado, S, (Unidad SI: J/m, aunque se suele usar el submúltiplo MeV/cm), que se puede expresar como la suma de los poderes lineales de frenado debidos a colisiones electrónicas S el, pérdidas radiativas S rad y colisiones elásticas con los núcleos atómicos S nuc : S = S el + S rad + S nuc La transferencia lineal de energía (LE), L Δ, de un material (Unidad SI: J/m, pero en la práctica se utilizan submúltiplos como el kev/μm) de un material se define para partículas cargadas es el como la energía disipada por las partículas cargadas incidentes al atravesar un espesor del material como consecuencia de las colisiones con electrones en las que la pérdida de energía es menor que Δ. Si se consideran todas las colisiones en la pérdida de energía, Δ = y se habla de LE sin restricción ya que toda la energía se absorbe localmente y no hay pérdidas de energía debidas al movimiento de partículas secundarias. En estas condiciones la LE se iguala al poder lineal de frenado por colisiones electrónicas (L = S el ) y tiene gran importancia en Radiobiología y Radioprotección (ver apartado 4.1), 3.4 Dosimetría La radiación ionizante interactúa con la materia según diversos procesos que convierten la energía de las partículas incidentes en energía cinética de las partículas cargadas del material, para luego depositar dicha energía en el mismo. Los efectos de la radiación en el material dependen del campo de radiación y de las interacciones ocurridas, por lo que las magnitudes dosimétricas son generalmente el producto de una magnitud radiométrica por uno de los coeficientes de interacción. A la vista de estos procesos se puede clasificar a las radiaciones ionizantes como: - Radiaciones directamente ionizantes: Partículas cargadas rápidas que transfieren directamente su energía a la materia a través de numerosas y pequeñas interacciones colombianas a lo largo de su recorrido. Ejemplos: electrones, positrones, protones, partículas alfa, iones pesados. - Radiaciones indirectamente ionizantes: Partículas sin carga eléctrica que transfieren su energía a partículas cargadas del medio que atraviesan en unas pocas interacciones grandes. Las partículas cargadas generadas son directamente ionizantes y por tanto transfieren su energía al medio como se ha descrito en el punto anterior. Ejemplos: fotones (rayos X, radiación gamma) y neutrones. IR-SP-BA-X-03 9/38 CSN-2014

10 3.4.1 Magnitudes para los procesos de conversión de energía La conversión de energía consiste en la transferencia de energía de la radiación ionizante incidente a las partículas secundarias y se distinguen dos magnitudes distintas en función de si las partículas incidentes son neutras (kerma, exposición) o están cargadas eléctricamente (cema). La Exposición, X, (Unidad SI: C/kg) fue la primera magnitud definida con el propósito de estimar los efectos sobre la materia de las radiaciones ionizantes. Establecida a través de la definición de su unidad histórica Roentgen y sólo para fotones que inciden sobre aire seco, la exposición se relaciona directamente con la ionización producida por la radiación incidente ya que se define como la carga total de los iones de un solo signo producidos en aire, cuando todos los electrones liberados por los fotones absorbidos en una masa determinada hayan sido detenidos completamente en el seno del aire. La unidad histórica Roentgen (R) es la exposición correspondiente a la liberación de una unidad de carga electrostática en 1 cm 3 de aire seco en condiciones normales de presión y temperatura) fue establecida en 1928 pero en la actualidad se desaconseja su uso. Las equivalencias entre ambas unidades son: 1 R = 2.58 x 10-4 C/kg 1 C/kg = 3876 R En la exposición se incluyen las ionizaciones debidas a los electrones Auger pero no los fotones emitidos por los procesos radiativos como la radiación de frenado o fluorescencia. Excepto por estas diferencias (que son significantes sólo en fotones de alta energía), la exposición es análoga al kerma en aire. Se puede referir el valor de la exposición en un material en un punto en el aire o incluso dentro de otro material. Por ejemplo, la abla 2 presenta los factores de conversión que dan el kerma en tres medios de interés radiobiológico (agua, hueso y músculo) a partir de la exposición. Se asume que existen condiciones de equilibrio electrónico por lo que estos factores son válidos también para obtener las Dosis absorbidas en dichos medios. La exposición es una magnitud definida exclusivamente para fotones y considera únicamente la ionización que se produce en el aire. Ello supone una importante limitación desde el punto de vista de la radioprotección donde interesa conocer los efectos en otros materiales de interés biológico. Además, existen dificultades conceptuales que dificultan la medida experimental de la exposición para fotones de energías muy bajas (<10 kev) o muy altas (> 2 MeV). Dadas las limitaciones de la Exposición y sus unidades, debe considerarse esta magnitud únicamente como una magnitud histórica que sirvió de base para el desarrollo de otras magnitudes radiológicas más correctas y generales como el Kerma, el Cema y la Dosis absorbida. En consecuencia, se desaconseja el uso de la magnitud Exposición y sus unidades. IR-SP-BA-X-03 10/38 CSN-2014

11 Energía de Kerma/Exposición fotones Agua Hueso Músculo (kev) Gy kg/c rad/r Gy kg/c rad/r Gy kg/c rad/r abla 2: Factor que relaciona el Kerma en tres medios de interés radiobiológico (agua, hueso y músculo) con la Exposición para fotones de energías desde 10 kev a 2 MeV en condiciones de equilibrio electrónico, por lo que los valores también son válidos para la Dosis absorbida. El Kerma 1 en un material, K m, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Gray, Gy) se define para caracterizar la conversión de la energía de las partículas incidentes ionizantes no cargadas a la energía cinética de las partículas ionizantes cargadas liberadas por una determinada masa un medio material. Hasta 1977 se empleó la unidad histórica rad (acrónimo de Roentgen Absorbed Dose ), aunque en la actualidad se desaconseja su uso. Su equivalencia con la unidad SI es 1 Gy = 100 rad. Debido a la relación entre el kerma en un material y la fluencia del campo incidente se puede referir el valor del kerma en un material en un punto libre en el espacio o incluso dentro de otro material. Por ejemplo, es correcto hablar del Kerma en aire en un punto de un recipiente con agua. El Cema 2 en un material, C m, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Gray, Gy) es la magnitud análoga al kerma que se emplea cuando la radiación incidente son partículas ionizantes cargadas ya que considera la energía perdida por ellas en una determinada masa de material, excluidos los electrones secundarios. 1 Kerma es el acrónimo en inglés Kinetic Energy Released per unit MAss, que significa Energía cinética liberada por unidad de masa. 2 Cema es el acrónimo en inglés Converted Energy per unit MAss, que significa Energía convertida por unidad de masa. IR-SP-BA-X-03 11/38 CSN-2014

12 3.4.2 Magnitudes para los procesos de depósito de energía en un medio La transferencia de la energía de la radiación incidente a las partículas cargadas del blanco suponen un depósito de energía en el medio (dosis absorbida) que pueden originar efectos en el mismo tales como inducir una señal que puede ser proporcional a la cantidad de radiación incidente (fundamento de los detectores) u originar cambios biológicos de diversa índole si el material irradiado es de carácter biológico. El concepto de Dosis absorbida fue introducido por ICRU en 1954 para extender el concepto de dosis a otros materiales distintos del aire y en particular a los materiales de interés en estudios médicos y biológicos. Para poder comprender su definición, es necesario mencionar antes algunos conceptos previos muy sencillos basados en el balance de energías que entran y salen del volumen de interés. Un depósito de energía, i, (unidad SI: J) es la energía depositada en una interacción y se calcula como el balance de la energía de la partícula ionizante incidente (excluida la energía en reposo), in, la energía de todas las partículas ionizantes generadas que salen del volumen de interacción, out, y el cambio en las energías en reposo del núcleo y todas las partículas envueltas en la interacción Q (con su signo): i= in out + Q La energía impartida al material, en un volumen dado (Unidad SI: J) es la suma de todos los depósitos de energía en dicho volumen: i i La energía impartida media aportada al material,, (Unidad SI: J) se expresa como: R R Q in out, donde R in es la energía radiante de todas las partículas cargadas y no cargadas que entran en el volumen de interés, R out es la energía radiante de todas las partículas cargadas y no cargadas que salen en el volumen de interés y Q es el cambio en las energías en reposo de los núcleos y partículas en el volumen de interés. La Dosis absorbida en un material, D m, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Gray, Gy) es la energía media impartida por la radiación por unidad de masa del volumen considerado. Hasta 1977 se empleó la unidad histórica rad (acrónimo de Roentgen Absorbed Dose ), aunque en la actualidad se desaconseja su uso. Su equivalencia con la unidad SI es 1 Gy = 100 rad. IR-SP-BA-X-03 12/38 CSN-2014

13 Kerma ó Dosis Absorbida Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO La dosis absorbida es la magnitud fundamental en la que se basan las recomendaciones actuales de la protección radiológica, debido a las siguientes características: Su definición reúne el rigor científico necesario para una magnitud física básica. Está definida para cualquier tipo de radiación ya sea con carga o sin carga eléctrica. Requiere especificar el medio material donde la radiación incidente transfiere su energía. Proporciona el valor medio de la dosis impartida en un volumen y por tanto no refleja las variaciones aleatorias de los sucesos de interacción en dicho volumen. Ello permite emplearla para estimar las dosis en cultivos celulares, tejidos, órganos o todo el cuerpo. Es aplicable tanto a los campos de radiación producidos por fuentes externas al cuerpo como a los debidos a las fuentes incorporadas al organismo por inhalación, ingestión u otros medios. Es una magnitud medible, con estándares primarios para determinar su valor. Se relaciona de modo relativamente sencillo con otras magnitudes radiológicas básicas (kerma, cema, exposición) y sirve de base para establecer las magnitudes de protección Relación entre las magnitudes de conversión (kerma, cema) y depósito de energía (dosis absorbida) En general, la transferencia de la energía de la radiación ionizante incidente a las partículas secundarias del medio no ocurrirá en el mismo lugar donde su energía se absorbe en el medio debido a que las partículas secundarias se moverán y por tanto tendrán un rango no nulo donde además, al sufrir una deceleración en el medio, conllevarán una radiación de frenado (o radiativa no ionizante) que en general saldrá del volumen de interés sin originar nuevas partículas secundarias. Como ejemplo de este proceso se ilustra en la figura 3 para una interacción Compton de un fotón, que es la interacción predominante para fotones entre 100 kev y 10 MeV. Fotón dispersado K 0 D Fotón incidente P Radiación de Frenado K r Electrón Compton Longitud recorrida en el medio Figura 3: Interacción Compton de un fotón en un punto P del volumen de interés, donde libera un electrón Compton con cierta velocidad (kerma) que a su vez va cediendo energía al medio (dosis absorbida) durante su recorrido (r) y emite radiación de frenado al perder velocidad en el material. A la derecha se muestra la relación entre kerma y dosis absorbida según la longitud progresada en el medio. En la figura 4 se presenta la evolución del kerma y la dosis absorbida en función de la longitud recorrida en el material. Al alcanzar la radiación indirectamente ionizante la superficie del volumen de interés el kerma en el material tendrá un cierto valor K 0 que además sería el mismo en todo el volumen de material ya que en principio sólo depende de la fluencia incidente en la superficie. Sin embargo la dosis absorbida será nula en la superficie e irá aumentando con la profundidad del material hasta llegar a su valor máximo (que será precisamente K 0 ) cuando la IR-SP-BA-X-03 13/38 CSN-2014 r 0

14 Kerma ó Dosis Absorbida Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO profundidad en el medio sea del orden del rango r 0 de los electrones secundarios liberados. En estas condiciones ideales se dice que existe equilibrio de partículas cargadas y se tiene la igualdad entre kerma y dosis absorbida en el medio. Sin embargo, al penetrar en el medio el haz incidente se atenuará según un modelo exponencial de acuerdo al coeficiente másico de atenuación del material y la energía de la radiación. Además, los electrones secundarios perderán velocidad al progresar en el medio y por tanto se emitirá radiación de frenado que no contribuye al kerma pero si a la dosis absorbida, por lo que esta será un poco mayor y la diferencia es constante en la longitud recorrida en el material. Se dice entonces que existen condiciones de equilibrio transitorio de partículas cargadas. K 0 K D r 0 Longitud recorrida en el medio Figura 4: Relación entre kerma y dosis absorbida en condiciones de equilibrio de partículas cargadas (Izquierda) y en condiciones de equilibrio transitorio de partículas cargadas (Derecha). Una discusión similar puede plantearse respecto al cema, donde las partículas cargadas incidentes que no cedan su energía en el volumen de interés se compensan con partículas secundarias cargadas que si lo hacen y además las pérdidas radiativas y las debidas a las colisiones nucleares elásticas sean despreciables Se dice entonces que se tienen las condiciones de equilibrio de electrones secundarios que permiten suponer la igualdad entre el cema y la dosis absorbida. En la práctica, para conseguir tanto las condiciones de equilibrio de partículas cargadas como las condiciones de equilibrio de electrones secundarios, el espesor de material similar que debe rodear al volumen de interés debe ser del orden del rango de los electrones más energéticos que la radiación ionizante pueda transferir al medio (cema) o producir en el medio (kerma). IR-SP-BA-X-03 14/38 CSN-2014

15 Factor de Calidad Q(L) Curso de SUPERVISORES de instalaciones radiactivas (IR) MÓDULO BÁSICO 4.- MAGNIUDES DE PROECCIÓN Estas magnitudes se definen para especificar los límites de la exposición a las radiaciones ionizantes y cuyos valores deben evitar la aparición de efectos deterministas y garantizar que la incidencia de efectos estocásticos en la salud se mantiene por debajo de niveles inaceptables. Las magnitudes de protección cuentan con antecedentes en las recomendaciones de ICRP-26 (1977) pero las actuales fueron definidas en ICRP-60 (1991) y continúan vigentes en ICRP-103 (2007) con unos cambios en los factores de ponderación de tejidos y radiación. 4.1 Dosis equivalente 3 en un punto H El concepto de dosis equivalente en un punto se introdujo por primera vez en 1962 para tener en cuenta la distinta eficacia biológica relativa de los diferentes tipos de radiación ionizante en los niveles bajos de exposición. La definición actualmente vigente se recoge en los informes ICRP-60 (1991) e ICRU-51 (1993). La dosis equivalente en un punto, H, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) se define como el producto de la dosis absorbida D en el punto de interés en el tejido por el Factor de calidad Q que corresponde en dicho punto: H Q D Esta magnitud fue introducida por ICRU en 1962 para considerar la eficacia radiobiológica de las radiaciones. Hasta 1977 se empleó la unidad histórica rem (acrónimo de Roentgen equivalent man ), aunque en la actualidad se desaconseja su uso. Su equivalencia con la unidad SI es 1 Sv = 100 rem. El Factor de calidad, Q, es adimensional y se introduce para cuantificar la mayor o menor eficacia biológica de las distintas radiaciones ionizantes, que como es bien conocido está relacionada con la densidad de ionización a lo largo de las trazas que marcan las partículas cargadas al atravesar el tejido. Por tanto el factor de calidad se puede expresar como una función Q(L) de la LE no restringida L en agua (Figura 5), tal y como se deduce de las investigaciones radiobiológicas en sistemas moleculares y celulares y en experimentos con animales Q=1 Q=0.32 L -2.2 Q 300/ L LE L, kev/µm Figura 5: Factor de Calidad como función de la LE sin restricciones L en agua. 3 raducción incorrecta pero habitualmente utilizada en castellano, por razones históricas, de la magnitud denominada en inglés "dose equivalent". IR-SP-BA-X-03 15/38 CSN-2014

16 4.2 Dosis equivalente en un órgano H,R Los estudios biológicos han mostrado que la probabilidad de efectos estocásticos sobre la salud debida a radiaciones ionizantes depende no solo de la dosis absorbida (energía depositada por unidad de masa) sino también del tipo y energía de la radiación considerada. Ello es consecuencia de los diferentes procesos mediante los cuales se deposita la energía a nivel microscópico, que varían dependiendo del tipo de radiación (fotones, electrones, neutrones, partículas pesadas, etc.). La Dosis equivalente en un órgano o tejido debida a la radiación R, H,R, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) se define como: H, R wr D, R donde D,R es la dosis absorbida media para la radiación R en el órgano o tejido y w R es el factor de ponderación para la radiación R. En el caso de que existan radiaciones y energías con distintos valores de w R la dosis equivalente en el órgano o tejido, H, es la suma: H wr D, R R Puesto que los factores de ponderación son números sin dimensión, la unidad SI para la dosis equivalente en un órgano o tejido es la misma que para la dosis absorbida, es decir el J/kg. Sin embargo, se utiliza el nombre especial de Sievert (Sv) para distinguir claramente cuando se está hablando de esta magnitud y cuando de dosis absorbida, kerma o cema (magnitudes dosimétricas que no tienen en cuenta posibles efectos biológicos). La abla 3 presenta los valores de los factores de ponderación de la radiación w R recomendados en el informe ICRP-60. En el caso de los neutrones hay una dependencia de w R con la energía y por ello ICRP proporciona un ajuste suavizado analítico de estos valores con objeto de facilitar y dar consistencia a los cálculos (Figura 6). 25 Factor de ponderación wr w R 5 17 e 2 (ln( 2 E )) / E-06 1.E-05 1.E-04 1.E-03 1.E-02 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 Energía del neutrón incidente, MeV Figura 6: Factor de ponderación de la radiación w R para neutrones y su ajuste suavizado y continuo en función de la energía (ICRP-60, 1991). IR-SP-BA-X-03 16/38 CSN-2014

17 Para tipos y energías de la radiación no incluidos en la abla 3 (por ejemplo electrones Auger que alcancen el ADN), se puede obtener una aproximación del correspondiente w R calculando el Factor de calidad medio Q a una profundidad de 10 mm en la esfera ICRU. 4.3 Dosis efectiva E La probabilidad de aparición de efectos estocásticos depende no solo del tipo de radiación sino también del tejido u órgano considerado. Es decir, no todos los órganos y tejidos del cuerpo humano son igualmente radiosensibles. La Dosis Efectiva, E, (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) se define como: E w H, R w w R D, R donde H es la dosis equivalente en el órgano o tejido y w es el factor de ponderación para dicho órgano o tejido, con la condición de normalización w 1. Los factores de ponderación w para los distintos tejidos y órganos del cuerpo humano se muestran en la abla 3, y sus valores se han obtenido de los estudios clínicos y radiobiológicos sobre los efectos estocásticos en los tejidos y el detrimento asociado a los mismos. DOSIS EQUIVALENE en un órgano (H ) Fotones Electrones Neutrones Protones H, R wr D, R D,R = dosis absorbida media para la radiación R en el órgano o tejido w R = factor de ponderación para la radiación R ipo de radiación todas todas < 10 kev 10 kev kev 100 kev - 2 MeV 2 MeV - 20 MeV >20 MeV > 2MeV Energía Partículas alfa, fragmentos de fisión, núcleos pesados w R DOSIS EFECIVA (E) Piel resto E Hueso (superficie) w H w = el factor de ponderación para el órgano o tejido ejido / órgano Gónadas Hueso (médula) Colon Pulmón Estomago Vejiga Mama Hígado Esófago iroides w abla 3: Factores de ponderación de la radiación (w R ) y del tejido u órgano (w ) según el informe ICRP-60 (1991) y actualmente vigentes en la reglamentación española. IR-SP-BA-X-03 17/38 CSN-2014

18 4.4 Dosis comprometida durante un periodo H ( ) y E( ) Cuando la exposición de una persona a la radiación ionizante se debe a la incorporación de la fuente al propio organismo, la irradiación intena de los tejidos se extiende en el tiempo, produciéndose depósitos de energía a medida que el radionucleido decae en el interior del organismo y obedeciendo también a la forma físico-química del radionucleido y su comportamiento biocinético. Para considerar estos efectos, la ICRP recomienda el uso de las dosis comprometidas integradas a lo largo de un periodo de tiempo tras la incorporación de radionucleidos en el organismo. La Dosis equivalente comprometida, H ( ), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) para una única incorporación se define como la suma de las dosis equivalentes en el órgano o tejido considerados recibidas durante el periodo de integración que generalmente se expresa en años, asumiéndose por defecto que es de 50 años para adultos y de 70 años para niños. La Dosis Efectiva comprometida, E( ), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv)se define como la suma de las dosis efectivas comprometidas en los distintos órganos y tejidos en el periodo de integración sopesadas con el correspondiente factor de ponderación para dicho órgano o tejido w. 4.5 Dosis colectivas S y S La ICRP ha definido estas magnitudes para expresar la exposición total de un grupo de individuos que resulta de utilidad en los procedimientos de optimización o reducción de dosis. Estas definiciones no especifican explícitamente el tiempo en el que se reciben las dosis y por tanto al hacer uso de ellas debe indicarse el periodo de tiempo y la población sobre los que se suman las dosis. La Dosis equivalente colectiva en un tejido u órgano, S, (Unidad SI: Sv persona) es la suma de los productos del número de personas que forman un subgrupo por la dosis equivalente media en el tejido u órgano que reciben en dicho subgrupo. La Dosis efectiva colectiva, S, (Unidad SI: Sv persona) es la suma de los productos del número de personas que forman un subgrupo por la dosis efectiva media en el tejido u órgano que reciben en dicho subgrupo. IR-SP-BA-X-03 18/38 CSN-2014

19 5.- MAGNIUDES OPERACIONALES PARA LA RADIACIÓN EXERNA A pesar de que sus definiciones se basan en una magnitud física básica como la dosis absorbida, en la práctica no es posible medir la dosis equivalente en un órgano ni la dosis efectiva. En su lugar, estas magnitudes se determinan empleando coeficientes de conversión que las relacionan con magnitudes medibles. En el caso de la exposición externa se emplean maniquíes computacionales recomendados por la ICRP, tal y como se describe en los informes ICRP-74 (1996) e ICRU-57 (1998). En el caso de incorporación de radionucleidos en el organismo, además de maniquíes específicos para este problema, se usan también modelos biocinéticos para los radionucleidos y datos fisiológicos de referencia como se describe en el informe ICRP- 78 (1997). Las magnitudes operacionales para la radiación externa fueron introducidas en el informe ICRU-39 (1985) y desarrolladas en los informes ICRU-43 (1988) e ICRU-51 (1993) con el principal objetivo de proporcionar en la práctica estimaciones medibles y razonablemente conservadoras de las magnitudes limitadoras. Las magnitudes operacionales se definen en función del poder de penetración de las radiaciones ionizantes en el organismo, clasificándolas en: - Poco penetrantes: El cociente entre la dosis equivalente recibida en la piel a una profundidad de 0.07 mm y la dosis efectiva es mayor que 10. Ejemplos: radiación, radiación ß con energía inferior a 2 MeV y fotones con energía inferior a 12 kev. - Penetrantes: El cociente entre la dosis equivalente recibida en la piel a una profundidad de 0.07 mm y la dosis efectiva es menor que 10. Ejemplos: neutrones de cualquier energía, radiación ß con energía superior a 2 MeV y fotones con energía superior a 12 kev. Las magnitudes operacionales también consideran las diferencias que existen entre las vigilancias de área e individual que se desarrollan para el control de las dosis recibidas por las personas. En particular, las magnitudes operacionales tienen en cuenta las diferencias que existen entre las lecturas de un dosímetro personal situado sobre el cuerpo de una persona y las lecturas de un monitor de área situado normalmente en el aire y que se debe a la retrodispersión y absorción de la radiación incidente en el cuerpo de la persona expuesta. Para conservar las características de magnitudes en un punto y conseguir al mismo tiempo la propiedad de aditividad, en las definiciones de las magnitudes operacionales se introduce los siguientes conceptos: - Campo expandido: Es un campo que tiene la misma fluencia y distribuciones direccionales y de energía en todo el volumen de interés que el que existe en el punto de interés. - Campo expandido y alineado: Es un campo que tiene la misma fluencia y distribución de energía en todo el volumen de interés que el que existe en el punto de interés y además la fluencia es unidireccional. En un campo de radiación expandido y alineado el valor de la dosis equivalente en cualquier IR-SP-BA-X-03 19/38 CSN-2014

20 punto del receptor expuesto es independiente de la distribución direccional de la radiación en el campo real de radiación. En la figura 7 se presenta un esquema de estos conceptos y su aplicación a las magnitudes operacionales. Con objeto de normalizar las características del receptor de las radiaciones que se aproxime a la respuesta del cuerpo humano en cuanto a la atenuación y retrodispersión del haz incidente, se define la esfera ICRU como un maniquí esférico de 30 cm de diámetro, densidad 1 g/cm 3 y la siguiente composición en peso: O 76.2%, C 11.1%, H 10.1% y N 2.6%. Punto de interés en el campo de radiación: Kerma, Fluencia, Dosis absorbida Campo expandido: H (d, ) Persona expuesta en el campo de radiación: Hp(d) Campo alineado y expandido: H*(d) Figura 7: Conceptos de campo alineado y expandido empleados en la definición de las magnitudes operacionales para la vigilancia de área y ambiental H (d, ) y H*(d) y para la vigilancia individual H p (d). 5.1 Magnitudes operacionales para vigilancia de área y ambiental H*(d) y H (d, ) El objetivo de las vigilancias de área y ambiental es medir las dosis recibidas en un lugar con un número discreto de detectores que luego permitan estimar las dosis recibidas por las personas que transitaron por dicho lugar y cuyo número puede ser grande o indefinido (miembros del público). La Dosis equivalente ambiental, H*(d), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) en un punto de un campo de radiación es la dosis equivalente que sería producido por el correspondiente campo expandido y alineado en la esfera ICRU a una profundidad d sobre el radio opuesto a la dirección del campo alineado. Se recomienda emplear la dosis equivalente ambiental para radiaciones penetrantes, empleando un valor d=10 mm, con lo que su notación será H*(10). Las condiciones de campo alineado y expandido significan que a H*(10) en un punto contribuyen todas las direcciones, por lo que las lecturas de los instrumentos diseñados para IR-SP-BA-X-03 20/38 CSN-2014

21 medir esta magnitud deben ser independientes de la distribución direccional de la radiación incidente. En otras palabras, un detector ideal para la medida de H*(10) debe tener una respuesta isótropa en términos de fluencia. La dosis equivalente direccional, H (d, ), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) en un punto de un campo de radiación es la dosis equivalente que se produciría por el correspondiente campo expandido en la esfera ICRU a una profundidad d y en un radio en la dirección especificada. Se recomienda emplear la dosis equivalente direccional para radiaciones poco penetrantes, empleando un valor d=0.07 mm, con lo que su notación será H (0.07, ). En un principio se sugirió emplear d=3 mm en la vigilancia de área de las exposiciones del cristalino pero se ha comprobado que se cumplen los propósitos de control empleando d=3 mm por lo que en el informe ICRP-103 (2007) se recomienda emplear H (0.07, ) para esta aplicación. A diferencia de H*(d), la dosis equivalente direccional tiene una gran dependencia con la dirección de la radiación incidente. En la práctica esto significa que las medidas de H (d, ) deben hacerse rotando el detector y anotar la lectura máxima. Estas magnitudes operacionales proporcionan estimaciones razonablemente conservadoras de las magnitudes de protección en todas las situaciones prácticas habituales, con algunas excepciones como los neutrones en el rango de energía 1 ev-50 kev. Sin embargo en campos realistas, la distribución en energía de los neutrones es mucho más amplia de modo que en la práctica se mantiene el carácter conservador de las magnitudes operacionales. Otra excepción son los campos con presencia de protones y neutrones de alta energía, como los que aparecen en los aceleradores de partículas o los campos debidos a la radiación cósmica en altitudes de la aviación civil (8-12 km), donde, como se ilustra en la Figura 8, claramente se pierde el carácter conservador de estas magnitudes operacionales. Ello se debe a la sobrestimación en los valores recomendados en ICRP-60 para los factores de ponderación de la radiación para estas radiaciones y que han sido parcialmente corregidos en los nuevos valores recomendados en ICRP-103 (2007) que se presentan en la sección 6. ICRP 60 ICRP 103 Energía del neutrón, MeV Figura 8: Relación entre la Dosis equivalente ambiental H*(10) y la Dosis Efectiva E en una irradiación Antero- Posterior (AP) empleando los factores de ponderación de la radiación w R para neutrones recomendados en ICRP-60 e ICRP-103. IR-SP-BA-X-03 21/38 CSN-2014

22 5.2 Magnitud operacional para la vigilancia individual H p (d) La vigilancia individual de la radiación externa se lleva a cabo generalmente mediante dosímetros personales que son portados sobre el cuerpo. Las magnitudes operacionales consideran esta circunstancia aunque hay que considerar que el verdadero valor de las magnitudes operacionales viene determinado por el campo de radiación en la ubicación concreta del dosímetro. La Dosis equivalente personal, H p (d), (Unidad SI: J/kg, que recibe el nombre especial de Sievert, Sv) es la dosis equivalente en tejido blando ICRU a una profundidad d y por debajo de un punto especificado del cuerpo humano. En función del poder de penetración de la radiación se recomienda emplear los siguientes valores para la profundidad d: - Para radiaciones poco penetrantes: d=0.07 mm, H p (0.07) suele denominarse Dosis superficial. - Para radiaciones penetrantes: d=10 mm, H p (10) suele denominarse Dosis profunda. En un principio se sugirió emplear d=3 mm en la vigilancia individual de las exposiciones del cristalino pero se ha comprobado que se cumplen los propósitos de control empleando d= 0,07 mm por lo que en el informe ICRP-103 (2007) se recomienda emplear H p (0.07, ) para esta aplicación. La dosis equivalente personal se define sobre el propio individuo cuando esté expuesto en el campo de radiación. Así pues, debido a las diferencias en la atenuación y retrodispersión su valor puede variar de una persona cuando ambas estén expuestas en el mismo campo de radiación. Pero además el valor de H p (d) depende también del lugar exacto donde se coloca el dosímetro y por supuesto de su orientación de la persona en campos no isótropos. Por ello, es necesario emplear correctamente los dosímetros personales de modo que sus lecturas en términos de H p (d) sean correctos y se pueda asegurar que sean una estimación conservadora de las magnitudes de protección. 5.3 Calibración en términos de las magnitudes dosimétricas operacionales Las normas ISO y otros documentos técnicos proporcionan instrucciones sobre los métodos y materiales a considerar en las calibraciones de los instrumentos para la medida de las magnitudes operacionales. Así mismo, ofrecen una colección de datos de referencia que relacionan estas magnitudes con las magnitudes físicas que describen las radiaciones incidentes Calibración en magnitudes operacionales para vigilancia de área y ambiental Las condiciones de campo alineado y expandido requeridas en la definición de H*(d) se consigue en la práctica con fuentes puntuales o colimadas y situando el detector libre en el IR-SP-BA-X-03 22/38 CSN-2014

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