INTERAZIONE RADIAZIONE-MATERIA (Effetti biologici ed elementi di radioprotezione)

Transcript

1 INTERAZIONE RADIAZIONE-MATERIA (Effetti biologici ed elementi di radioprotezione) Elementi di interazione radiazione-materia - Radiazioni ionizzanti - Interazione di particelle cariche - Interazione di particelle neutre - Range - Attenuazione - Strato emivalente Elementi di dosimetria e radioprotezione - Range, esposizione - Dose assorbita, equivalente, efficace - Danno biologico delle radiazioni - Dosi limite e radioprotezione pag.1

2 Radiazioni ionizzanti Ogni radiazione, interagendo con la materia, cede energia alla struttura atomica/molecolare o nucleare del materiale attraversato. Se l energia ceduta all atomo/molecola è sufficiente (radiazioni ionizzanti: E 100 ev), si verificano nel materiale effetti distruttivi (frammentazioni, rotture di legami, ionizzazione,...). Radiazioni ionizzanti (produzione di ioni): - elettromagnetiche (m=0, E=hν) raggi X e γ - corpuscolari (m>0, E= ½mv 2 ) particelle α, β ±, p, n,... Particelle cariche: α, β ±, p ionizzazione diretta degli atomi/molecole del mezzo Particelle neutre: n, X, γ ionizzazione indiretta tramite produzione di particelle cariche secondarie L assorbimento delle radiazioni nella materia è un processo molto vario e complesso. I parametri importanti sono: tipo ed energia della radiazione incidente, natura del materiale. La sua comprensione è radiodiagnostica fondamentale e radiodi importanza fondamentale per varie importanza applicazioni per (es. le varie radiodiagnostica applicazioni e (es.terapia). radioterapia). pag.2

3 Interazione di particelle cariche: ionizzazione Tutte le particelle cariche (e ±, p, α, nuclei) interagiscono principalmente a causa delle interazioni coulombiane con gli elettroni del mezzo attraversato, perdendo rapidamente la loro energia cinetica. La perdita di energia della particella appare principalmente sotto forma di ionizzazione ed eccitazione del mezzo attraversato (tanti processi, ciascuno con piccola perdita di energia). L energia persa per unità di lunghezza (percorsa nel materiale) da una particella carica è proporzionale alla sua carica al quadrato (z 2 ) e alla densità del mezzo: E x z v 2 2 Z A ρ Formula di Bethe-Bloch Ad energie basse c e anche una dipendenza dall inverso della velocita al quadrato della particella (E k ), ad energie alte ~ indipendente (particella che ionizza al minimo: MIP ). L energia cinetica persa dalla particella è praticamente tutta assorbita dal mezzo a una distanza caratteristica (range), che dipende dalle caratteristiche della particella incidente e del mezzo attraversato. pag.3

4 -de/dx Ionizzazione specifica / potere frenante / stopping power = perdita di energia per unità di percorso de/dx energia/lunghezza Misurata in ev/cm (spesso kev/µm o MeV/mm) Fenomeno statistico: perdita di energia diversa a ogni singolo urto Straggling = fluttuazioni energetiche Dividendo per la densità del mezzo ρ: (de/dx)/ρ misurata in MeV cm 2 /g Elettroni: Piccola massa grandi deviazioni traiettoria a zig-zag range molto variabile Particelle cariche pesanti: Grande massa piccole deviazioni traiettoria quasi rettilinea range quasi costante Per particelle cariche pesanti (p,α): (de/dx)/ρ (q 2 /v 2 ) (Z/A) dipende quasi solo (tipicamente nei materiali Z/A~0.5) dalla particella incidente (carica e velocità), non dal materiale attraversato (de/dx) α ~ 4 (de/dx) p pag.4

5 -de/dx in funzione di P Se si considerano gli spessori attraversati x in unità di spessore di massa : ρx (tipica unità: g cm -2 ) Si ha che de/dx varia molto poco su un ampio intervallo di materiali (Z/A varia poco tra materiali con Z non molto differenti) Ad es. un p da 10 MeV perderà circa la stessa energia in 1 g cm -2 di Al o di Cu o di Fe e il range, espresso in unità di spessore di massa, sarà circa lo stesso nei diversi materiali. pag.5

6 Range Range: distanza media percorsa dalla radiazione incidente nella materia (legata alla profondita di penetrazione) In generale, indica la capacità di penetrare a fondo nella materia. E ovviamente tanto più alto quanto maggiore è l energia (una particella si ferma quando esaurisce la propria energia). Per un fascio di particelle cariche di data energia, si verifica sperimentalmente che il numero di particelle trasmesse rimane pressoché costante fino a un certo spessore, dopo il quale crolla bruscamente. N 0 N 0 /2 Range medio <r> distanza percorsa dal 50% delle particelle <r> pag.6 x

7 Range ed energia di particelle diverse scala logaritmica (cm) 100 R(E) H2O Dipendenza del range dall energia in acqua (~ tessuto biologico) protoni elettroni 10 1 e p alfa (MeV) scala logaritmica E pag.7

8 Linear Energy Transfer (LET) Trasferimento Lineare di Energia Rapporto tra l energia totale E trasferita alla materia lungo un cammino e la lunghezza R del cammino percorso LET = E/R (misurato in kev/µm, MeV/mm) Alto LET alta densità di ionizzazione alta probabilità di colpire e danneggiare un sito biologico Grande variabilità: elettroni: pochi kev/µm α: diverse centinaia di kev/µm Per una data particella dipende dalla sua energia pag.8

9 Bremsstrahlung Le particelle cariche perdono energia, oltre che per ionizzazione, anche per irraggiamento ( radiazione di frenamento o bremsstrahlung) Questo processo, avendo una probabilità m -2 della particella, è particolarmente importante per gli elettroni. Essi, sentendo la forte repulsione coulombiana dagli elettroni atomici, possono perdere anche notevoli quantità di energia a ogni urto e venire fortemente deviati. In questa interazione e.m. gli elettroni subiscono successive decelerazioni e quindi come tutte le particelle cariche accelerate emettono radiazioni elettromagnetiche sotto forma di fotoni di energia hν, sempre minore o al limite uguale all energia degli elettroni incidenti. Tale processo domina su perdite per ionizzazione ad alte energie, ovvero per E > E c (dipendente dal materiale attraversato). Applicazione: produzione di raggi X (con tubo a raggi catodici). pag.9

10 Interazione di particelle neutre Al contrario delle particelle cariche, neutroni e fotoni possono essere assorbiti completamente in un unica collisione (il neutrone da un nucleo, il fotone da un elettrone atomico (atomo) o da un nucleo). Al contrario delle particelle cariche, non esistono a priori distanze che fotoni o neutroni non possano attraversare. L assorbimento di neutroni e fotoni nella materia e quindi l attenuazione di un fascio - ha un comportamento probabilistico. Neutroni: Cattura neutronica Urti elastici Urti anelastici Fotoni: Effetto fotoelettrico Effetto Compton Produzione di coppie pag.10

11 Neutroni Classificazione delle interazioni secondo l energia dei neutroni: freddi (E~meV), termici (E 0.01 ev), epitermici (E 100 kev), veloci (E~MeV) Cattura neutronica: n + A ZX A+1 ZX spesso seguita da decadimento γ ( reazioni n-γ o di cattura radiativa) spesso con nucleo finale radioattivo più probabile a bassa energia (~ 1/v) I materiali sottoposti a bombardamento neutronico diventano radioattivi! Es. n+ 14 7N 14 6C + p MeV rilascio energia nel corpo umano n+ 10 5B 7 3Li + α MeV Boron Neutron Cancer Therapy Urti con nucleoni: urti elastici: cessione di energia a protoni (es. rallentamento in H 2 O) urti inelastici: eccitazione dei nuclei con successiva emissione di raggi γ In tutti i processi il rilascio di energia è legato alla ionizzazione secondaria pag.11

12 Fotoni Tre processi principali: Effetto fotoelettrico: Interazione con elettroni atomici interni domina a energie basse Effetto Compton (inter. elastica γ-e): Interazione con elettroni atomici esterni domina a energie intermedie Produzione di coppie (e + -e - ): Interazione con campo coulombiano del nucleo (e degli e - atomici) domina a energie alte (E > 2m e c 2 ) Dipendenza da: energia dei fotoni n. atomico del materiale pag.12

13 Effetto fotoelettrico pag.13

14 Effetto Compton pag.14

15 Produzione di coppie Visualizzazione in camera a bolle (rivelatore di particelle cariche) pag.15

16 Assorbimento/Attenuazione Un fascio di N 0 fotoni, attraversando uno spessore x di materiale, viene attenuato in quanto i singoli fotoni vengono assorbiti o deviati secondo i tre processi descritti. Il n o di fotoni che interagiscono nello spessore di materiale x (e che quindi vengono sottratti al fascio originario) è N -N 0 x N = - µ N 0 x N 0 Fascio primario x Fotoni diffusi Fascio attenuato N P Il numero di fotoni ancora presenti nel fascio alla profondità x è: N(x) = N 0 e - µx come nella legge del decadimento radioattivo! Attenuatore pag.16

17 Assorbimento esponenziale intensità trasmessa (%) I I o /e /µ X, γ x = 0 I(x) I(x+ x) x Non esistono spessori che fermino totalmente il fascio! spessore x x µ = coefficiente di attenuazione lineare del materiale (cm -1 ) λ = 1/µ = spessore dopo il quale il fascio si riduce a I 0 /e = 37% I 0 (libero cammino medio) Dipende dal materiale e dall energia del fascio µ/ρ = coefficiente di attenuazione di massa del materiale (cm 2 /g) Dipende quasi soltanto dall energia del fascio pag.17

18 Strato emivalente λ = 1/µ = spessore dopo il quale rimane il 37 % dell intensità del fascio (=1/e) Strato emivalente x 1/2 = spessore dopo il quale rimane il 50 % dell intensità del fascio n 0 n(t) x 1/2 <1/µ Relazione tra 1/µ e x 1/2 : 0.50 n 0 n(x 1/2 ) = n 0 /2 = n 0 e -µx 1/2 e -µx 1/2 = 1/2 -µx 1/2 = ln ½ = -ln2 = n 0 x 1/2 = 0.693/µ 0 x 1/2 1/µ x come tempo di dimezzamento! pag.18

19 µ (u.a.) Assorbimento dei fotoni (sommario) 1 kev 1 MeV 1 GeV 10 6 rame µ fotoel. µ µ Compton Cu (Z=29) E µ = µ fotoel + µ Compton + µ coppie µ fotoel ρ Z 4 /E 3 µ Compton ρ Z/E µ coppie ρ Z 2 lne fotoel Z /E µ totale ev µ coppie 1 kev 1 MeV 1 GeV 1 E pag.19

20 Assorbimento in diversi materiali µ/ρ = coefficiente di attenuazione di massa del materiale (cm 2 /g) Quasi indipendente dal tipo di materiale Es. raggi X da 25 kev L intensità si riduce di un fattore 7 (~14%) in 30 m di ossigeno oppure 0.12 mm di rame oppure 32 µm di piombo µ/ρ (cm2/g) E(MeV) piombo acqua calcio E pag.20

21 Schermature pag.21

22 Emissione e assorbimento di radiazioni Le radiazioni emesse da una sorgente radioattiva vengono irraggiate nello spazio in tutte le direzioni. Una loro frazione, dipendente dall angolo solido (Ω Ω = S/R 2 ) quindi dalla superficie e dalla distanza, colpisce il soggetto esposto cedendogli energia. I danni che esso ne riceve dipendono dall energia, dal tipo di radiazione, dagli organi che ne vengono colpiti. S R S = superficie; R = distanza Angolo solido: Ω = S/R 2 Frazione = S/4πR 2 = Ω/4π pag.22

23 Rilascio di energia nel tessuto biologico unità relative (cute=1) 4 protoni 200 MeV Rilascio di energia di diverse radiazioni in tessuto biologico 3 γ 22 MeV picco di Bragg 2 protoni con modulaz. energia 1 elettroni 22 MeV 0 X 200 kev γ 1.3 MeV ( 60 Co) cm profondità di tessuto pag.23

24 Penetrazione (range) Radiazioni α,β,γ in diversi materiali... Range R ( E) = distanza media percorsa nella materia... e nel corpo umano (impiego terapeutico) γ da 60 Co γ da elettroni protoni E=1.3 MeV E=25 MeV E=200 MeV cm cm pag.24

25 Esposizione I raggi X e γ nella materia provocano ionizzazione, cioè creano coppie di ioni carichi. Esposizione (dose irraggiata) = misura della ionizzazione prodotta da una radiazione in un materiale Materiale di riferimento: aria (1 cm 3, 0 o C, 1 atm) Unità di misura: SI: C/kg pratico: Röntgen C (1 ues) in 1 cm 3 di aria a 0 o C, 1 atm 1 R = C/kg ( coppie di cariche per grammo) NB: Il Röntgen è riferito solo a radiazioni X e gamma (unità di misura ormai obsoleta) pag.25

26 Dose assorbita Dose = energia assorbita per unità di massa (più rilevante per quantificare gli effetti da radiazione) D = E/ m Unità di misura: SI Gray = J/kg pratico rad = 100 erg/g m = massa del materiale assorbitore, non della radiazione! 1 Gy = 100 rad Problema: la stessa dose dovuta a radiazioni diverse e/o assorbita da materiali diversi produce effetti/danni diversi! pag.26

27 Dose equivalente Per uniformità si definisce una radiazione standard: raggi X a 200 kev Efficacia Biologica Relativa: RBE = D (X a 200 kev) /D R = rapporto tra le dosi della radiazione standard e della radiazione R che producono lo stesso effetto nel materiale di riferimento. Unità di misura: SI Sievert = RBE Gray pratico rem = RBE rad L RBE, definito anche come fattore di qualità QF, tiene conto degli effetti globali di ionizzazione 1 Sv = 100 rem Radiazione QF fotoni, elettroni 1 protoni 5 neutroni (varie energie) 5-20 particelle alfa, nuclei pesanti 20 es. 1 Gy (α) = 1 Gy QF(α) = 20 Sv 1 Gy (X a 200 kev) = 1Gy QF(X) = 1 Sv pag.27

28 Dose efficace Un sievert produce quindi gli stessi effetti biologici indipendentemente dal tipo di radiazione considerata. Ulteriore problema: la stessa dose equivalente assorbita in organi o tessuti diversi produce effetti/danni diversi! Dose efficace = dose equivalente pesata a seconda del diverso impatto sugli organi (somma ponderata delle dosi equivalenti ai vari organi e tessuti): Deff = w Deq = w QF D A ogni organo/tessuto si assegna un fattore di peso w che tiene conto della diversa radiosensibilità degli organi e dei tessuti. La somma dei fattori di peso di tutti gli organi è 1 (su tutto il corpo: dose efficace = dose equivalente) Organi w gonadi 0.20 midollo osseo 0.12 colon 0.12 polmone 0.12 stomaco 0.12 vescica 0.05 mammella 0.05 fegato 0.05 esofago 0.05 tiroide 0.05 cute 0.01 superfici ossee 0.01 altri tessuti (tot.) 0.05 totale 1.00 pag.28

29 Dall irraggiatore all irraggiato: sintesi Dall emissione... Sorgente radioattiva Attività becquerel, curie Materiale irraggiato Esposizione C/kg, röntgen Assorbimento Dose assorbita gray, rad Danno biologico Dose equivalente/efficace sievert, rem...all assorbimento pag.29

30 Gli effetti biologici dipendono da... pag.30

31 Il danno cellulare radioindotto pag.31

32 pag.32

33 pag.33

34 Effetti dell irradiazione La sensibilità di una cellula alla radiazione dipende dalla fase della vita della cellula. Cellule con più alta frequenza di divisione cellulare hanno più alta radiosensibilità. Nei mammiferi Cellule estremamente radiosensibili: midollo osseo, tessuti linfatici, mucosa intestinale, ovaie e testicoli, cellule dell embrione. Cellule meno radiosensibili: encefalo, muscoli, ossa e reni. L effetto delle radiazioni sull uomo dipende non soltanto dalla dose equivalente totale ma anche dal tempo e dal modo in cui essa viene somministrata: una dose equivalente non frazionata nel tempo è più dannosa della stessa dose frazionata ( radioterapia) una dose somministrata all intero volume del corpo è più dannosa della stessa dose somministrata soltanto a qualche parte del corpo una dose somministrata ad una parte radiosensibile del corpo è più dannosa della stessa dose somministrata ad una parte radioresistente dose somministrata a tessuto più ossigenato è più dannosa della stessa dose a tessuto poco vascolarizzato pag.34

35 Effetti deterministici (necrosi) soglia Dose letale per il 50% popolazione al 30 giorno dopo singola esposizione pag.35

36 Effetti stocastici pag.36

37 Tempo di esposizione E determinante la durata dell esposizione: una stessa dose, assorbita senza danno su tempi lunghi, può essere letale se assorbita in tempi brevi (irraggiamento acuto). L irradiazione dipende da: materiale interposto distanza tempo di esposizione inserire schermi allontanarsi abbreviare le procedure RADIOPROTEZIONE pag.37

38 Principi e obiettivi della radioprotezione ICRP: International Commission on Radiological Protection I limiti di dose (ICRP60, D. Lgs. 230/95) pag.38

39 Limiti di dose annua Dosi efficaci annue in msv Radiazioni Dose media popolazione Raggi cosmici 0.39 Radiazione terrestre 0.46 Radionuclidi naturali nel corpo 0.23 Radon e suoi discendenti 1.3 TOTALE rad.naturali 2.4 Rad.diagnostica medica 0.33 (paesi industrializzati 1.1 ) Dosi efficaci annue in msv Radiazioni Dose media lavoratori Attività ciclo nucleare 2.9 Attività altra industria 0.9 Attività diagnosi/terapia medica 0.5 MEDIA in attività con radiazioni 1.1 Limiti di dose annua per radiazioni artificiali: popolazione normale lavoratori esposti 1 msv/anno 20 msv/anno pag.39

40 Radiazioni naturali e artificiali Radiazioni naturali Sorgenti esterne radiazione cosmica e ambientale Sorgenti interne 40 K, 226 Ra, 228 Ra, 210 Pb, 14 C, 222 Rn pag.40

41 Radiazione cosmica pag.41

42 Esposizione in esami clinici e altre attività pag.42

43 Radioattività ambientale in Italia pag.43

44 Dosi annuali e dosi acute: sintesi pag.44

45 Entità del rischio da radiazione Attività con uguale valore di rischio pag.45

46 Es. 1 Se una particella α, ad una data energia (supposta relativamente bassa ), presenta in un dato materiale un LET di 2 MeV/mm, quale sarà il tipico LET di un elettrone della stessa energia? Cosa cambia andando ad alte energie? Per E bassa o alta si intenda E < E c o E > E c per l elettrone. Es. 2 Un fascio di protoni da 500 MeV incide su un bersaglio. (a) Quale è il rilascio di energia nel bersaglio nell ipotesi che il suo spessore sia ben superiore al Range dei p in quel materiale a quella energia? (b) Come cambia il risultato se si ipotizza che lo spessore corrisponda proprio al Range? Es. 3 Esercizi (I) Un fascio di 10 8 fotoni da 100 KeV attraversa uno schermo che ha uno spessore, per tale energia e per il materiale con cui è fatto, corrispondente a 3λ (λ = 1/µ). (a) Quale è il rilascio di energia nello schermo? (b) Come cambia il risultato ipotizzando che lo spessore corrisponda ad uno strato emivalente? Es. 4 Si ipotizzi che due persone di uguale corporatura, indicate con A e B, si trovino ad operare in un laboratorio in cui è presente una sorgente radioattiva puntiforme non schermata. A lavora ad una distanza dalla sorgente pari ad 1 m per un tempo di 20 min, mentre B lavora ad una distanza di 3 m per un tempo di 2.5 h. Chi dei due riceverà una dose di radiazione maggiore? - Esercizi pag.46

47 Es. (GIA 31.37) Una dose di 4 sievert di raggi γ assunta in un breve tempo sarebbe letale per circa la metà della popolazione investita. A quanti gray corrisponde? Es. (GIA 31.43) Una sorgente da 1 mci di 32 15P (emettitore β, T 1/2 = 14.3 giorni) viene impiantata in un tumore al fine di somministrare una dose di 36 Gy. (a) Sapendo che 1 mci somministra circa 10 mgy/min, approssimativamente per quanto tempo la sorgente deve rimanere impiantata? (b) Come cambierebbe il risultato se fosse impiantata una sorgente α con uguali attività e T 1/2? Es. (Gia 31.45) Esercizi (II) Il 57 27Co emette raggi γ di energia 122 KeV. (a) Se una persona di massa 70 Kg ne ha ingerita una quantità pari a 1.85 µci, quale sarà la dose media (Gy/giorno) assorbita dall intero corpo? Si assuma che nel corpo venga depositato il 50% dell energia dei raggi γ. (b) Quale è la dose efficace assorbita dai suoi polmoni? Es. (Gia 31.55) In una città il fondo medio annuale di radiazione è di 21 mrad di raggi X e raggi γ, più 3 mrad di particelle aventi QF = 10. In media quanti rem riceve una persona all anno? - Esercizi pag.47