Monitoring narażenia

Monitoring narażenia wewnętrznego

DOZYMETRIA

Jakub Ośko

2

Naturalne izotopy

promieniotwórcze w organizmie

człowieka

Radionuklidy naturalne

40K

Promieniowanie kosmiczne i jego produkty (tryt i ¹⁴C)

radon

Mleko 80 Bq/l

Woda mineralna 6 Bq/l

4

Radionuklidy naturalne

Do organizmu człowieka trafiają izotopy promieniotwórcze z otoczenia.

• ⁴⁰K

gamma, 30 mg (140g potasu-głównie w mięśniach), aktywność 4000-6000 Bq na całe ciało

• ¹⁴C

beta, 10 ng, aktywność 3700 Bq na całe ciało

Średnia aktywność izotopów promieniotwórczych w ciele człowieka – 8000 Bq.

Średnia dawka skuteczna od izotopów promieniotwórczych w ciele człowieka – 0,3 mSv rocznie (ok. 8% dawki całkowitej od źródeł naturalnych).

Radionuklidy naturalne

Nuklid Aktywność całkowita

Bq

Typ i energia rozpadu

[keV]

Energia średnia

<E_β>

[keV]

Średni zasięg w tkance

[μm]

3H 70 β: 19 5 0,5

14C 3100 β: 156 49 39

40K 4400 β (89%): 1312 γ (11%): 1461

540 -

1600 duży

87Rb 600 β: 274 82 95

210Po ~40 α: 5304 γ: 803

- -

40 duży

226Ra ~2 α: 4601, 4784 γ: 186

- 30

duży

6

INNE izotopy promieniotwórcze

w organizmie człowieka

Procedury medyczne

• Diagnostyka

• Terapia

8

Procedury medyczne

• ⁶⁷Ga – diagnostyka przewlekłych stanów zapalnych

• ¹¹¹In – diagnostyka zmian zapalnych w obrębie klatki piersiowej, jamy brzusznej i tkanek miękkich, scyntygrafia kości, terapia nowotworowa

• ⁹⁹mTc – diagnostyka zmian zapalnych w obrębie jamy brzusznej, scyntygrafia kości, badania ośrodkowego układu nerwowego, diagnostyka procesów nowotworowych

• ¹⁸F – diagnostyka stanów zapalnych komórek, diagnostyka procesów nowotworowych

• ¹²³I – badania ośrodkowego układu nerwowego

• ¹³¹I – diagnostyka procesów nowotworowych, terapia tarczycy, terapia nowotworowa

• ²⁰¹Ta – diagnostyka procesów nowotworowych

• ⁹⁰Y – zapalenia stawów

• ¹⁸⁶Re – zapalenia stawów, leczenie paliatywne nowotworów kości

• ¹⁶⁹Er – zapalenia stawów

• ³²P – choroby rozrostowe szpiku kostnego

• ⁸⁹Sr – leczenie paliatywne nowotworów kości

• ¹⁵³Sm – leczenie paliatywne nowotworów kości

Skażenia wewnętrzne

Niepożądana obecność

substancji promieniotwórczej (nuklidów promieniotwórczych) w ciele człowieka.

10

Źródła skażeń wewnętrznych

• otwarte źródła promieniowania

• odpady promieniotwórcze ze źródeł otwartych

• nieszczelne źródła zamknięte

• skażenia środowiska (¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr)

• substancje promieniotwórcze w ciele pacjentów, po

zastosowaniu diagnostyki lub terapii z wykorzystaniem źródeł otwartych

• zdarzenia radiacyjne, czyli sytuacje awaryjne, związana z zagrożeniem i wymagające podjęcia pilnych działań w celu ochrony pracowników lub ludności

Osoby narażone

Osoby zawodowo pracujące z otwartymi źródłami promieniowania, przy ich

• produkcji,

• transporcie,

• użytkowaniu

• przechowywaniu,

• składowaniu.

12

Monitoring narażenia

Monitoring narażenia

Program działań obejmujący:

pomiar dawki lub skażenia w celach związanych z oceną narażenia na promieniowanie lub na działanie substancji promieniotwórczych

interpretację i rejestrację wyników.

14

Monitoring narażenia

• INDYWIDUALNY

– in vivo – in vitro

• ŚRODOWISKA

– pracy

– naturalnego

Monitoring skażeń

wewnętrznych w świetle prawa

• Pracownicy kategorii A podlegają ocenie narażenia

prowadzonej na podstawie systematycznych pomiarów dawek indywidualnych, a jeżeli mogą być narażeni na skażenie wewnętrzne mające wpływ na poziom dawki skutecznej dla tej kategorii pracowników, podlegają również pomiarom skażeń wewnętrznych.

• W przypadku pracowników kategorii B wystarczająca jest ocena narażenia wewnętrznego na podstawie pomiarów środowiska pracy.

16

Monitoring skażeń

wewnętrznych w świetle prawa

• Prezes Państwowej Agencji Atomistyki prowadzi centralny rejestr dawek, na podstawie wyników pomiarów i ocen, otrzymywanych od kierownika jednostki organizacyjnej.

• Pomiary dawek indywidualnych oraz pomiary służące ocenie dawek od narażenia wewnętrznego są

dokonywane przez podmioty posiadające akredytację otrzymaną na podstawie odrębnych przepisów.

Monitoring skażeń

wewnętrznych w świetle prawa

• Inspektor ochrony radiologicznej, do czasu dokonania pomiarów dawek indywidualnych oraz pomiarów służących ocenie dawek od narażenia

wewnętrznego przez podmiot posiadający akredytację, dokonuje wstępnej operacyjnej oceny dawek indywidualnych otrzymanych przez pracowników zewnętrznych wykonujących działalność na terenie kontrolowanym w

jednostce

organizacyjnej.

• Inspektor ochrony radiologicznej może, do czasu dokonania pomiarów dawek indywidualnych oraz pomiarów służących ocenie dawek od narażenia

wewnętrznego przez podmiot posiadający akredytację, dokonać wstępnej operacyjnej oceny dawek indywidualnych otrzymanych przez innych niż pracownicy zewnętrzni pracowników wykonujących pracę w jednostce organizacyjnej.

18

Cel monitoringu

• Identyfikacja narażenia

• Określenie wielkości narażenia

Wyznaczanie dawki obciążającej

• Pomiar aktywności

• Identyfikacja radionuklidów

• Wyznaczenie aktywności w chwili pomiaru

• Określenie scenariusza wniknięcia

• Dobór modelu metabolizmu i krzywej retencji

• Wyznaczenie aktywności wnikniętej

• Oszacowanie skutecznej dawki obciążającej

20

Pomiar aktywności

Ocena dawki od narażenia wewnętrznego



In vivo – pomiar aktywności radionuklidów w ciele człowieka za pomocą detektorów umieszczonych w pobliżu ciała człowieka.



In vitro – pomiar aktywności radionuklidów w wydalinach lub innych próbkach

pobranych od pacjenta .

22

Pomiary aktywności substancji promieniotwórczych w ciele

człowieka

• In vivo – całe ciało, pojedyncze narządy

• In vitro – wydaliny, ślina



Gamma



X



Promieniowanie hamowania



Wysokoenergetyczne promieniowanie beta

Pomiary in vivo

24



Możliwość pomiaru aktywności radionuklidów w konkretnym narządzie



Krótka procedura pomiarowa



Wykrywanie wielu izotopów równocześnie



Brak próbek biologicznych

Zalety in vivo



Czułość gorsza niż dla metod in vitro



Droga aparatura



Ograniczenia dla niskich energii



Brak możliwości pomiaru  i 



Konieczność kalibracji za pomocą fantomów

Wpływ skażeń zewnętrznych na wynik pomiaru

Wady in vivo

26

Pomiary in vivo

• Całe ciało

• Tarczyca

• Płuca

• Wątroba

• Kości

Pomiary skażeń całego ciała

28

Licznik Promieniowania Całego Ciała



Geometria krzesła



Geometria łóżka



Geometria „łuku”



Licznik cieniowy

Licznik Promieniowania Całego Ciała

30

Detektor

Detektor Detektor

Detektor

Geometria łóżka

scanning

Geometria łóżka

scanning

32

Geometria „łuku”

Licznik cieniowy

34

Kalibracja



Zasady identyczne jak w przypadku innych pomiarów spektrometrycznych.



Kalibracja energetyczna



Kalibracja wydajnościowa z wykorzystaniem

odpowiednich fantomów.



Antropomorficzne

przypominające ciało człowieka lub jego

części pod względem wymiarów, kształtu, itp.



Antropometryczne

nie odtwarzają kształtu ciała człowieka lub jego części, ale oddziaływanie

promieniowania z materiałem fantomu jest

fantomy

36

Klaibracja źródłem punktowym



Układy niezależne od rozkładu aktywności (np.

geometria łuku)



Wprowadzanie poprawek na osłabienie

promieniowania w tkance (umieszczenie źródła w fantomie, obliczenia)



Najlepsza dokładność dla pzrzypadków analizy szerokiego zakresu energii



Technika ograniczona do pomiaru radionuklidów, które można wyraźnie odróżnić w mierzonym

widmie

Fantom BOMAB

170 cm

10 cm 40 cm

20 cm

40 cm

40 cm 20 cm

38

Fantom BOMAB

Część ciała

4 lata 10 lat Dorosły M Dorosły K

Vol.

l

Vol.

%

Vol.

l

Vol.

%

Vol.

l

Vol.

%

Vol.

l

Vol.

% głowa 2.398 12.6 3.390 9.4 4.301 6.1 3.426 6.1

szyja 0.373 2.0 0.757 2.1 1.511 1.6 1.200 2.1

Klatka piersio wa

5.070 26.7 9.954 27.6 20.13 28.7 16.04 28.6

jelito 2.813 14.8 5.571 15.5 11.28 16.1 9.017 16.6

ramię 1.046 11.0 2.037 11.4 4.136 11.8 3.313 11.8

udo 1.884 19.8 3.788 21.1 7.537 21.5 6.040 21.5

łydka 1.238 13.0 2.274 12.7 4.762 13.6 3.840 13.7

Fantom „Igor”

źródła

16.5x11x5.5 cm

40

Wydajność detekcji

0 2.0E-04 4.0E-04 6.0E-04 8.0E-04 1.0E-03 1.2E-03

0 500 1000 1500 2000

energia (keV)

wydajność

BOMAB

4 detektory HPGe, 75%

Pomiary skażeń tarczycy

42

Licznik Promieniowania Tarczycy

Kalibracja

American National

Standards Lawrence Livermore Canadian Human

44

Kalibracja

Pomiary skażeń płuc

46

Pomiary skażeń płuc

Pomiary skażeń płuc

• Detektor „widzi” tułów i rejestruje promieniowanie emitowane z płuc, węzłów chłonnych, kości, itp.

• Fotony o energii pow. 100 keV mogą być rejestrowane dużymi detektorami NaI(Tl) lub Ge.

• U, Pu, ²⁴¹Am

48

Fantom LLNL

Fantom Japan Atomic Energy

Research Institute

50

Kalibracja

Kalibracja

10^-05 10^-04 10^-03 10^-02 10^-01 1

1.56 2.1 2.68 3.28 4

wydajność

59.5 keV

17.5 keV 21 keV

244.7 keV 121.8 keV

52

Zależność wydajności od

zawartości tkanki tłuszczowej

0 50 100 150 200 250 300 350 400

0 10 20 30 40 50 60 70

% tkanka tłuszczowa

% zmiana wydajności

Pomiary skażeń kości

54

Pomiary skażeń kości

Pomiary skażeń kości

• Fotony wysokoenergetyczne: pomiar całego ciała lub scanning profilowy

• Fotony niskoenergetyczne (²¹⁰Pb, ²⁴¹Am): pomiar kości czaszki lub kolana (można je odizolować od innych części ciała)

• Oceną frakcji aktywności w badanej kości w stosunku do wszystkich kości

„widzianych” przez detektor (odpowiednia kalibracja).

56

Fantomy

Fantomy

58

Metody specjalne



Rany



Beta i promieniowanie hamowania



Szybki monitoring ciała



Radionuklidy niskoenergetyczne



Systemy mobilne



Measurement of neutron induced radioactivity

Metody specjalne

60

Rany

Rany

• Ocena aktywności radionuklidów, które wniknęły do organizmu przez rany skóry.

• Zlokalizowanie i określenie aktywności pozostałej w obrębie rany.

• Detektor o dużej powierzchni.

• W przypadku oceny aktywności promieniowania niskoenergetycznych fotonów konieczne jest określenie głębokości położenia źródła.

62

Promieniowanie beta i hamowania

Promieniowanie beta i hamowania

• Detekcja promieniowania hamowania lub cząstek beta

• Promieniowanie hamowania: licznik promieniowania całego ciała lub jego części.

• ⁹⁰Sr, ⁹⁰Y, ³²P, ³⁵S, ⁸⁹Sr.

• Cząsteczki beta są absorbowane w kościach i kance miękkiej.

• Detektor umieszcza się nad kością o dużej powierzchni.

64

Szybki monitoring

Szybki monitoring

• Pionowa matryca detektorów

• Szybki pomiar (ok. 1 min.)

• Identyfikacja skażenia, a nie dokładny pomiar

• Również do identyfikacji zewnętrznego skażenia

66

Silicon detector arrays

Radionuklidy niskoenergetyczne

Radionuklidy niskoenergetyczne

• Detektory krzemowe

• Skażenia płuc i rany skóry

• Osoba monitorowana nosi kurtkę przez określony czas

• Geometria pomiaru ustalana indywidualnie

68

Systemy mobilne



Aktywacja części ciała

 24

Na (T

= 15 godz)

 38

Cl (T

= 37 min)



Poziom aktywacji zależy od



widma promieniowania



dawki od promieniowania neutronowego

Promieniowanie neutronowe

70

Ocena aktywności

Nr kanału

Liczba zli cz eń

m p m

Ocena aktywności

N - liczba zliczeń w piku  - wydajność detekcji t - czas pomiaru

k

- wydajność linii energetycznej

t A N

 



72

Osłony

Tło

 Promieniowanie kosmiczne

 Radionuklidy w powietrzu

 Radionuklidy w materiałach osłon i detektora

 Radionuklidy naturalne w ciele człowieka

74

Redukcja tła



Osłony pomieszczenia pomiarowego

Redukcja tła



Kolimatory

76

Redukcja tła

NaI

A A A

B B

B

C

Analizator Przetwornik



Antykoincydencja

Aparatura pomocnicza



klimatyzacja



filtry powietrza



antyklaustrofobiczna (TV, radio)



waga, miarka wzrostu

78

Procedura pomiaru



Kontrola systemu



stabilność odpowiedzi



pomiar tła

Procedura pomiaru

 Obiekt pomiaru

 wybór monitorowanych pracowników

 monitoring skażeń wewnętrznych

 mycie ciała i włosów

 pomiar wagi i wzrostu

 odpowiedni ubiór

 brak biżuterii, zegarka

80

Pomiary in vitro

Pomiary in vitro

• Wydaliny

• Wymazy

82

Pomiary in vitro

• alfa

• beta

• gamma

Pobieranie próbek

• Mocz

• Kał

• Wydychane powietrze

• Krew

• Wymazy

84

Próbki moczu

• Dobowa zbiórka moczu (1,2l kobiety; 1,4l mężczyźni)

• Jeśli brak dobowej zbiórki – ocena na

podstawie pomiarów kreatyniny.

Próbki kału

• Zbiórka z 3-4 dni

• Skład i masa zależą od diety

86

Próbki powietrza

• Ocena dawek pochodzących od

Ra i

Ra i Th

• Filtracja powietrza, którym oddycha osoba

narażona.

Próbki krwi

• Rzadko stosowane

• Ograniczenia medyczne

• Szybki klirens i depozycja w tkankach

88

Wymazy

• Nie nadają się do szacowania wielkości wniknięcia

• Tylko stwierdzenie skażenia i konieczności

monitoringu

Inne

• Tkanka

• Zęby

• Włosy

90

Pomiary in vitro

Aparatura

Aparatura

• Spektrometry gamma

• Spektrometry alfa

• Licznik proporcjonalny

• Licznik ciekłoscyntylacyjny

92

Licznik ciekłoscyntylacyjny

• Scyntylator organiczny rozpuszczony w rozpuszczalniku

• Wymieszany z badaną próbką

• Dobór odpowiednich proporcji

Licznik ciekłoscyntylacyjny

• KALIBRACJA

pomiar liczby impulsów dla próbek z

roztworem wzorcowym w standardowej

proporcji koktajlu

94

Licznik proporcjonalny

• Detektor gazowy

• Powielanie elektronów na ich drodze do anody przez duże natężenie pola

elektrycznego

• Licznik impulsowy, liczba zliczeń jest

proporcjonalna do liczby wpadających cząstek, a amplituda sygnału do energii cząstek.

Licznik proporcjonalny

Kalibracja

• zamknięte źródło wzorcowe danego radionuklidu

ν

- częstość zliczeń wzorca [imp/sek], ν

- częstość zliczeń tła [imp/sek],

A

- emisja powierzchniowa wzorca [cząstki/sek].

w t w

A



   ^

96

Pomiary in vitro

Metody

Spektrometria gamma próbek moczu

• Pomiar skażeń emiterami gamma

• Detektor scyntylacyjny lub germanowy

• Dobowa zbiórka moczu

• Właściwa identyfikacja próbki

98

Spektrometria gamma próbek moczu Kalibracja energetyczna

• Geometria Marinelli

Pomiary skażeń emiterami β

• Pomiary wydalin

• liczniki scyntylacyjne

• liczniki przepływowe

100

Pomiary skażeń emiterami β

CAŁKOWITA AKTYWNOŚĆ RADIONUKLIDÓW BETAPROMIENIOTWÓRCZYCH

• W moczu osób nie narażonych zawodowo na promieniowanie jonizujące, są obecne emitery promieniowania beta

pochodzące z naturalnych źródeł, które tworzą tzw. tło naturalne.

• W moczu osób narażonych zawodowo na promieniowanie

jonizujące emitery promieniowania beta mogą stanowić sumę aktywności pochodzącą od tła naturalnego i od skażeń ze

źródeł zewnętrznych.

• Współstrącanie w obecności stężonego kwasu

ortofosforowego, fosforanów ziem alkalicznych obecnych w moczu. Osad jest mineralizowany. Pomiar w liczniku

przepływowym.

Pomiary skażeń emiterami β

CAŁKOWITA AKTYWNOŚĆ RADIONUKLIDÓW BETAPROMIENIOTWÓRCZYCH

• Metoda pozwala wykryć ponad 90% radioaktywności

51

Cr,

Fe,

Zn,

Sr,

Y,

Zr i

Nb, do 50%

Co i

103

Ru

• Nie wykrywa

P i

S

•

K jest celowo eliminowany w trakcie analizy

102

Pomiary skażeń emiterami β

3H – odbarwianie węglem aktywnym, oddestylowanie z

dodatkiem węglanu sodu i tiosiarczanu sodu, prawie do sucha, pomiar licznikiem scyntylacyjnym

90Sr – współstrącenie strontu i itru z osadem szczawianów, mineralizacja osadu, spalenie, rozpuszczenie w kwasie, ekstrakcja kwasem dwu/2-etyloheksylo/-ortofosforowym /HDEHP/ w obecności nośnika itru, odparowanie, pomiar proporcjonalnym licznikiem przepływowym

32P – bezpośredni pomiar moczu w ciekłym scyntylatorze

35S – bezpośredni pomiar moczu w ciekłym scyntylatorze

14C –bezpośredni pomiar moczu w ciekłym scyntylatorze

Pomiary skażeń emiterami α

• Pomiary aktywności w wydalinach

• Liczniki proporcjonalne i ciekłoscyntylacyjne (średnia liczba wszystkich zliczeń pochodzących od rozpadów izotopów zawartych w próbce )

• Spektrometry

• Pomiar aktywności całkowitej

104

Pomiary skażeń emiterami α

CAŁKOWITA AKTYWNOŚĆ RADIONUKLIDÓW ALFAPROMIENIOTWÓRCZYCH

• współstrącenie z fosforanem wapnia w kwaśnym środowisku, fosforanów wapniowo-magnezowych, obecnych w moczu; mineralizacja, hydroliza,

absorpcja, odparowanie, pomiar w przepływowym liczniku proporcjonalnym

• wykrywa ok. 80 % radioaktywności plutonu,

ameryku, protaktynu, kiuru i toru

Spektrometria α

• Rejestracja widma

• Obróbka radiochemiczna próbki (separacja

radionuklidów)

106

Personal Air Sampler

• Przenośne urządzenie do pomiaru stężenia radionuklidów we wdychanym powietrzu

• Głowica pomiarowa umieszczona blisko twarzy

• Pompa + filtr

Placówki pomiarowe

• Laboratorium Pomiarów Dozymetrycznych NCBJ (całe ciało, tarczyca, mocz)

• Zakład Kontroli Dawek i Wzorcowania, CLOR

(tarczyca)

108

Wyznaczanie dawki obciążającej

• Pomiar aktywności

• Identyfikacja radionuklidów

• Wyznaczenie aktywności w chwili pomiaru

• Określenie scenariusza wniknięcia

• Dobór modelu metabolizmu i krzywej retencji

• Wyznaczenie aktywności wnikniętej

• Oszacowanie skutecznej dawki obciążającej

Wyznaczanie dawki obciążającej

• Pomiar aktywności

• Identyfikacja radionuklidów

• Wyznaczenie aktywności w chwili pomiaru

• Określenie scenariusza wniknięcia

• Dobór modelu metabolizmu i krzywej retencji

• Wyznaczenie aktywności wnikniętej

• Oszacowanie skutecznej dawki obciążającej

110

• Do określenia dawki obciążającej konieczna jest znajomość aktywności wnikniętej.

• Do określenia aktywności wnikniętej konieczna jest:

• znajomość scenariusza wniknięcia

• znajomość metabolizmu radionuklidu

Scenariusz wniknięcia

112

Scenariusz wniknięcia

• Kiedy?

• Jak?

• Co?

Scenariusz wniknięcia

• Kiedy?

Data wniknięcia.

Jeśli data wniknięcia nie jest znana, należy

przyjąć, że wniknięcie nastąpiło w połowie

okresu między kolejnymi pomiarami.

114

Scenariusz wniknięcia

• Co?

Informacja o formie fizycznej i chemicznej

radionuklidu.

Scenariusz wniknięcia

• Jak?

Trzy drogi wnikania:

– oddechowa – pokarmowa – rany skóry

116

Metabolizm substancji promieniotwórczych w

organizmie człowieka

Definicje

Wniknięcie

przedostanie się substancji promieniotwórczych do organizmu z zewnętrznego otoczenia

W chłonięcie

przedostanie się nuklidu promieniotwórczego do płynów ustrojowych, umożliwiające wejście nuklidu w procesy metaboliczne komórek.

118

Definicje

Biologiczny okres połowicznego zaniku T

czas, po którym, w wyniku procesów biologicznych, z organizmu usunięta zostanie połowa aktywności początkowej, przy

wydalaniu w przybliżeniu wykładniczym

.

Definicje

2 / 1

2 / 1

T T

T T T

w w

in  

T_w - czas, po którym aktywność izotopu zgromadzonego w organizmie osiągnie 63 %

Efektywny czas wchłaniania

120

Definicje

2 / 1 2

/ 1

2 / 1 2

/ 1

T T

T T T

b

o u t  b 

Efektywny czas wydalania

Modele metabolizmu

• ICRP – narażenie osób zawodowo narażonych oraz ogółu ludności

• MIRD – narażenie pacjentów

122

Model ICRP

Model ICRP

• ICRP Publication 30 (1979, 1980, 1981, 1988), 54 (1988), 68 (1994), 72 (1996), 78 (1999), 88 (2001)

biokinetyczny i dozymetryczny model zarodka i płodu oraz współczynniki przeliczeniowe do wyznaczania dawki dla płodu od skażeń matki, 100 (2005)

• IAEA, International Basic Safety Standards for

Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. (1996)

• European Commission, Council Directive 96/29/EURATOM (1996)

• Rozporządzenie Rady Ministrów (Dz. U, Nr 20, poz.

168) (2005)

124

Człowiek umowny

Model człowieka umownego (reference man) został opisany w raporcie ICRP 23.

20-30 lat 70 kg

170 cm

zamieszkuje w strefie klimatycznej o średniej temperaturze 10 - 20ºC

rasa biała

tryb życia typowy dla Zachodniej Europy lub Północnej Ameryki

Masa narządów człowieka umownego

narząd masa [g]

jajniki jądra mięśnie

czerwony szpik kostny płuca

tarczyca wnętrze żołądka

ściana żołądka wnętrze jelita

cienkiego ściana jelita cienkiego

11 35 28 000

1 500 1 000

20 250 150 400 640

wnętrze górnej części jelita grubego ściana górnej części jelita grubego wnętrze dolnej części jelita grubego

ściana dolnej części jelita grubego nerki

wątroba trzustka

skóra śledziona całe ciało

220 210 135 160 310 1 800

100 2 600

180 70 000

126

Układ oddechowy

Wątroba Węzły

limfatyczne

Tkanka podskórna

Nerki Inne

narządy

Wdychanie Wydychanie Spożycie

Pot

Mocz Kał Skaleczenia

Płyny ustrojowe Bezpośrednie wniknięcie

Przew ód pokar mowy

Skóra Skóra

Schemat transportu radionuklidów w

organizmie

Narządy krytyczne

• Mięśnie

K,

Cs

• Kości

Sr,

Ra,

Zn,

Y,

Pm,

Ba,

Th,

P,

C

• Tarczyca

I

• Płuca

U,

Pu,

Kr

• Śledziona

Po

• Wątroba

Co

• Nerki

Ru

• Skóra

S

128

Model dróg oddechowych

pięć obszarów:

przednie drogi nosowe (ET1)

tylne drogi nosowe i ustne, gardło i krtań (ET2) oskrzela (BB)

oskrzeliki (bb)

pęcherzyki płucne (AI)

Wielkość poszczególnych obszarów została określona dla różnych grup wiekowych.

Tkanka limfatyczna została połączona z nosowymi i

piersiowymi drogami

oddechowymi (odpowiednio LN_ET i LN_TH).

Model układu oddechowego

• Depozycja aerozoli w każdym z obszarów oszacowana przy założeniu wielkości cząstki od 0,6 nm do 100 μm.

• W obszarach ET wydajność depozycji zależy od wymiarów cząstki aerozolu i przepływu powietrza oraz wymiarów anatomicznych, zależnych od wieku, płci, grupy etnicznej itp.

• Dla piersiowego odcinka dróg oddechowych, model teoretyczny pozwala na wyznaczenie depozycji w każdym z obszarów (BB, bb i AI) i ilościowe określenie wpływu indywidualnego rozmiaru płuc i częstości oddechu.

• Parametry depozycji są podawane dla czterech poziomów odniesienia aktywności: sen, odpoczynek, lekki wysiłek, ciężki wysiłek.

130

Model dróg oddechowych

• Depozycja aerozoli w każdym z obszarów oszacowana przy założeniu wielkości cząstki od 0,6 nm do 100 μm.

• W obszarach ET wydajność depozycji zależy od wymiarów cząstki aerozolu i przepływu powietrza oraz wymiarów anatomicznych, zależnych od wieku, płci, grupy etnicznej itp.

• Dla piersiowego odcinka dróg oddechowych, model teoretyczny pozwala na wyznaczenie depozycji w każdym z obszarów (BB, bb i AI) i ilościowe określenie wpływu indywidualnego rozmiaru płuc i częstości oddechu.

• Parametry depozycji są podawane dla czterech poziomów odniesienia aktywności: sen, odpoczynek, lekki wysiłek, ciężki wysiłek.

Model dróg oddechowych

• średnia aerodynamiczna średnica cząstki AMAD = 5 μm

• Model opisuje drogi wydalania radionuklidów po wniknięciu drogą

oddechową. Substancje zdeponowane w ET1 są usuwane przez działania zewnętrzne, np. wydmuchiwanie nosa. W innych obszarach wydalanie następuje na zasadzie konkurencji z poruszaniem się cząsteczek w

kierunku drogi pokarmowej i węzłów chłonnych oraz absorpcji do krwi.

• Absorpcja do krwi zależy od chemicznej i fizycznej formy substancji

radioaktywnej. Przyjmuje się taką samą wartość we wszystkich obszarach drogi oddechowej oprócz ET1, gdzie absorpcja nie występuje.

• Dla radionuklidów, które mają formę cząstek stałych, zakłada się, że deponowanie w układzie oddechowym zależy od wymiarów cząsteczek aerozoli. Inaczej wygląda sytuacja w przypadku radionuklidów w postaci gazów i par, których zachowanie i zależy od składu chemicznego

radionuklidu.

132

Model dróg oddechowych

• Podział gazów i par na trzy klasy:

• SR-1 (rozpuszczalne i reagujące). Wchłonięcie do układu krążenia może być mniejsze niż 100 %

wdychanej aktywności.

• SR-2 (dobrze rozpuszczalne i reagujące). Następuje całkowite i natychmiastowe wchłonięcie wdychanej aktywności.

• SR-3 (nierozpuszczalne i niereagujące). Do oceny

narażenia brane jest pod uwagę tylko zewnętrzne

napromienienie od zanurzenia w chmurze gazu i

wewnętrzne napromienienie od gazu wewnątrz

układu oddechowego.

Model układu pokarmowego

134

Model układu pokarmowego

Wg ICRP 30

jama ustna, gardło i przełyk żołądek

jelito cienkie

górna część jelita grubego dolną część jelita grubego

Nowy model układu pokarmowo-trawiennego został opisany w publikacji ICRP 100.

Model układu pokarmowego

• Wniknięcie radionuklidu do jamy ustnej lub przełyku, transport przez jamę ustną, przełyk, żołądek, jelito cienkie, okrężnicę

• Depozycja na lub między zębami, błonie śluzowej jamy ustnej, ścianach żołądka oraz jelita

• Absorpcja do krwi z błony śluzowej jamy ustnej, ścian żołądka oraz jelita

• Transfer z narządów wydzielania do elementów

układu pokarmowego

136

Model układu pokarmowego

jama ustna

zęby

Błona śluzowa

Błona śluzowa esica

okrężnica zstępująca okrężnica wstępująca

jelito cienkie żołądek

Przełyk wolna szybka

układ oddechowy

ściana żołądka

ściana jelita cienkiego

ściana okrężnicy wst.

ściana okrężnicy zst.

ściana esicy Krew

lub

narządy wydzielania (również wątroba)

Obieg powszechny

wątroba

Model układu pokarmowego

Szybka i wolna składowa, ze względu na możliwość pozostawania resztkowej aktywności po przełknięciu. Powolna składowa charakteryzuje się czasem przejścia 30–45 sekund.

Współczynniki przejścia przez przewód pokarmowy są zależne od wieku, płci oraz postaci substancji dostającej się do przewodu pokarmowego.

Absorpcja radionuklidów do krwi może zachodzić ze wszystkich miejsc układu pokarmowego, za wyjątkiem przełyku.

Tkankami docelowymi w układzie pokarmowym są komórki wrażliwe na promieniowanie, położone na głębokości ponad 100 µm w ściankach.

Cząstki alfa emitowane z zawartości przewodu pokarmowego nie mogą więc osiągnąć tych komórek, czyli nie wnoszą udziału do dawki

pochłoniętej.

138

Krzywe retencji

Krzywe retencji

Opisują szybkość wydalania radionuklidów z organizmu.

Przedstawiają zmianę w czasie aktywności izotopu

promieniotwórczego zgromadzonego w rozpatrywanym

narządzie (często w narządzie krytycznym), w całym ciele lub w wydalinach.

Dla danego izotopu promieniotwórczego określa się kilka krzywych retencji, w zależności od drogi wniknięcia, a w przypadku wniknięcia drogą oddechową także od szybkości

absorpcji z płuc (szybka, umiarkowana lub wolna) oraz wielkości wdychanych cząsteczek (w standardowych obliczeniach średnicę cząsteczek przyjmuje się jako 1 lub 5 μm).

140

Krzywe retencji

1 10 100

10^-7 10^-6 10^-5 10^-4 10^-3 10^-2 10^-1 10⁰

tarczyca

mocz

Retencja

Dzień po wniknięciu Jod ¹³¹I droga oddechowa

1 10^-1 10^-2 10^-3 10^-4 10^-5 10^-6 10^-7

R(t)

całe ciało płuca mocz kał

60Co oddechowa typ M

1,00E-08 1,00E-07 1,00E-06 1,00E-05 1,00E-04 1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00

1 10 100 1000 10000

dzień po wniknięciu

retencja

całe ciało mocz

60Co dr. oddechowa, wolna absorbcja

142

Wyznaczanie dawki obciążającej

• Pomiar aktywności

• Identyfikacja radionuklidów

• Wyznaczenie aktywności w chwili pomiaru

• Określenie scenariusza wniknięcia

• Dobór modelu metabolizmu i krzywej retencji

• Wyznaczenie aktywności wnikniętej

• Oszacowanie skutecznej dawki obciążającej

Wyznaczanie dawki obciążającej

• Pomiar aktywności

• Identyfikacja radionuklidów

• Wyznaczenie aktywności w chwili pomiaru

• Określenie scenariusza wniknięcia

• Dobór modelu metabolizmu i krzywej retencji

• Wyznaczenie aktywności wnikniętej

• Oszacowanie skutecznej dawki obciążającej

144

Szacowanie dawki

Szacowanie dawki

Płyny ustrojowe

Kompartment tkankowy

Kompartment tkankowy

………..

droga oddechowa lub pokarmowa

………

146

Szacowanie dawki

• W chwili t=0 określona aktywność danego radionuklidu wnika do ciała człowieka drogą oddechową lub pokarmową.

• Dobór odpowiedniego modelu.

• Niezależnie od drogi wniknięcia, radionuklid trafia do płynów ustrojowych.

• Radionuklid podlega fizycznemu rozpadowi oraz biologicznemu wydalaniu.

• Przemieszczanie się radionuklidu jest modelowane i obliczane są aktywności we wszystkich innych kompartmentach.

• Narząd, w którym doszło do rozpadu nazywany jest narządem źródłowym, natomiast narząd, w którym została zdeponowana energia rozpadu

narządem docelowym.

• Energia wyemitowana w rozpadzie promieniotwórczym może zostać

pochłonięta w tym samym lub innym narządzie. Część energii pochłonięta w rozpatrywanym narządzie będziemy tu nazywać frakcją pochłoniętą, AF.

Szacowanie dawki

• W przypadku emiterów promieniowania α lub

niskoenergetycznego promieniowania β, większość energii jest deponowana w narządzie źródłowym.

• AF = 0 za wyjątkiem narządów źródłowych, dla których AF = 1.

• Przy emisji promieniowania gamma część energii jest absorbowana w narządzie źródłowym a część w

innych narządach.

• AF(T←S) – część energii promieniowania pochłoniętą w narządzie docelowym T, jako skutek jednego

rozpadu w narządzie źródłowym S.

148

Szacowanie dawki

Wyznaczenie efektywnej dawki obciążającej E(50)

• obliczyć liczbę rozpadów w każdym z

narządów źródłowych, S, dla okresu 50 lat

• obliczyć dawkę w narządzie docelowym T,

przypadajacą na jeden rozpad w narządzie S,

SEE(T←S) (ang. specific effective energy). :

Szacowanie dawki

sumowanie przebiega po wszystkich rodzajach promieniowania R,

• Y

– wydajność promieniowania typu R na jeden rozpad,

• E

– energia promieniowania R

• w

– współczynnik wagowy promieniowania

• M

 ^





R T

R R

R R

M

S T

AF w

E S Y

T

SEE ( )

)

(

150

Szacowanie dawki

• obliczyć obciążającą dawkę równoważną

• obliczyć dawkę obciążającą

 ^



s

s

T

U SEE T S

H ( 50 ) ( )

 ^



T

T

T

w

H

E ( 50 ) ( 50 )

Szacowanie dawki

en(g)– współczynnik przeliczeniowy aktywności wnikniętej na dawkę, dla n-tego izotopu –

   

 ^



n

n

n t e g

A

E ₀

152

Szacowanie dawki

Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 18

stycznia 2005 r. w sprawie dawek granicznych promieniowania jonizującego

(Dz. U. z 2005 r. nr 20, poz. 168)

Szacowanie dawki

154

Szacowanie dawki

Szacowanie dawki

156

Szacowanie dawki

Szacowanie dawki

158

Szacowanie dawki

Wyznaczanie dawki obciążającej

• Pomiar aktywności

• Identyfikacja radionuklidów

• Wyznaczenie aktywności w chwili pomiaru

• Określenie scenariusza wniknięcia

• Dobór modelu metabolizmu i krzywej retencji

• Wyznaczenie aktywności wnikniętej

• Oszacowanie skutecznej dawki obciążającej

Skażenia wewnętrzne 160

Zadanie

Wyniki pomiaru stężenia izotopów promieniotwórczych w powietrzu w okresie 28 – 31 marca 2011 w Świerku

131I 3,27 mBq/m³

132I 0,058 mBq/m³

132Te 0,11 mBq/m³

134Cs 0,26 mBq/m³

137Cs 0,30 mBq/m³

Oblicz dawkę efektywną pochodzącą od jodu ¹³¹I jaką otrzyma osoba narażona w ciągu tygodnia.

Porównaj otrzymaną wartość z dawką graniczną dla populacji.

Zadanie

Założenia:

skażenie drogą oddechową stały poziom skażenia

szybkość wymiany powietrza w płucach 1,2 m³/h

Ilość wdychanego powietrza: 1,2 * 24 * 7 = 201,6 m³

Aktywność wniknięta: 201,6 m³ * 3,27 mBq/m³ = 659,2 mBq

Tygodniowa dawka efektywna:

659,2*10^-3 Bq * 7,4*10^-9 Sv/Bq = 4,88*10^-9 Sv

= 4,88 nSv

162

Model MIRD

Model MIRD

Przeznaczony do dozymetrii wewnętrznej w medycynie nuklearnej.

Podstawą modelu jest założenie, że substancja promieniotwórcza znajduje się w jednym lub kilku narządach źródłowych i że jest w tych narządach rozłożona równomiernie. Aktywność substancji w każdym narządzie zmienia się w

czasie.

Celem obliczeń jest wyznaczenie dawki pochłoniętej w narządzie docelowym, przy czym narządem docelowym może być również narząd, który jest

równocześnie źródłem emitowanego promieniowania.

Średnia dawka pochłonięta w narządzie docelowym jest wartością energii promieniowania, zdeponowaną w narządzie docelowym a pochodzącą z narządu źródłowego, podzieloną przez masę narządu docelowego.