"Principi fisici alla base della formazione delle immagini radiologiche"

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1 Master in Verifiche di qualità in radiodiagnostica, medicina nucleare e radioterapia "Principi fisici alla base della Michele Guida Dipartimento di Fisica E. R. Caianiello e Facoltà di Ingegneria Università e I.N.F.N., Salerno guida@sa.infn.it 1

2 Master in Verifiche di qualità in radiodiagnostica, medicina nucleare e radioterapia Capitolo 4 Interazione radiazione-materia materia 2

3 INTERAZIONE RADIAZIONE-MATERIA Radiazioni ionizzanti Interazione di particelle cariche: range perdita di energia per ionizzazione perdita di energia per radiazione Interazione di particelle neutre: neutroni fotoni: effetto fotoelettrico effetto Compton produzione di coppie attenuazione strato emivalente 3

4 Radiazioni ionizzanti Ogni radiazione, interagendo con la materia, cede energia alla struttura atomica/molecolare del materiale attraversato. Se l energia ceduta è sufficiente (radiazioni ionizzanti: E 100 ev), si verificano nel materiale effetti distruttivi (frammentazioni, rotture di legami, ionizzazione,...). Radiazioni ionizzanti: - 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 del mezzo Particelle neutre: n, X, γ ionizzazione indiretta tramite produzione di particelle cariche secondarie 4

5 Interazione di particelle cariche Tutte le particelle cariche (e±, p, a, 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 carica appare principalmente sotto forma di ionizzazione ed eccitazione del mezzo attraversato. L energia cinetica ceduta dalla particella è praticamente tutta assorbita dal mezzo a una distanza caratteristica, che dipende dalle caratteristiche della particella incidente e del mezzo attraversato. 5

6 Range Range = distanza media percorsa dalla radiazione incidente nella materia 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> 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 7

8 de/dx 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 (Z/A~ cost ~ 0.5) dalla particella incidente (carica e velocità) (de/dx) α ~ 4 (de/dx) p 8

9 LET Trasferimento Lineare di Energia Rapporto tra l energia totale T trasferita alla materia lungo un cammino e la lunghezza R del cammino percorso LET = T/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 9

10 Bremsstrahlung Le particelle cariche perdono energia, oltre che per ionizzazione, anche per irraggiamento ( radiazione di frenamento o bremsstrahlung) Questo processo è particolarmente importante per gli elettroni. Essi sentono forte repulsione coulombiana dagli elettroni atomici, possono perdere anche notevoli quantità di energia a ogni urto e venire fortemente deviati. Pertanto subiscono successive accelerazioni e decelerazioni, e 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. 10

11 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 o da un nucleo). Al contrario delle particelle cariche, non esistono 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 11

12 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/E 2 ) I materiali sottoposti a bombardamento neutronico diventano radioattivi! Es. n N 14 6C + p MeV rilascio energia nel corpo umano n B 7 3Li + α MeV Boron Neutron Cancer Therapy Urti con nucleoni: cessione di energia a protoni eccitazione dei nuclei con successiva emissione di raggi γ In tutti i processi l effetto è la ionizzazione secondaria 12

13 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 13

14 Assorbimento esponenziale intensità trasmessa (%) I I o /e /µ X, γ x = 0 I(x) I(x+ x) x Non esistono spessori che fermano totalmente il fascio! spessore x x µ = coefficiente di attenuazione lineare del materiale (cm -1 ) 1/µ = spessore dopo il quale il fascio si riduce a I 0 /e = 37% I 0 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 14

15 Strato emivalente 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 : n(x 1/2 ) = n 0 /2 = n 0 e -µx 1/ n 0 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! 15

16 Lo spessore di dimezzamento Si definisce lo spessore di dimezzamento X 1/2 come lo spessore di un certo materiale che dimezza l intensità della radiazione γ che attraversa il materiale stesso. 16

17 Lo spessore di dimezzamento I = I 0 : 2 n I 0 = intensità di esposizione iniziale (a monte dello schermo protettivo) n = numero di spessori di dimezzamento di cui si compone lo schermo I = intensità di esposizione risultante (a valle dello schermo protettivo) 17

18 Lo spessore di dimezzamento MATERIALE Co 60 Cs 137 I 131 Ra 226 Piombo 1,1 cm 0,9 cm 0,4 cm 1,4 cm Ferro 1,8 cm 1,5 cm 1,1 cm 2,3 cm Calcestruzzo Mattoni 5,4 cm 4,6 cm 3,2 cm 7,1 cm 6,2 cm 5,8 cm 3,6 cm 8,2 cm Acqua 12,5 cm 11 cm 7,3 cm 16,5 cm Legno 18 cm 16 cm 10,3 cm 23,5 cm 18

19 Assorbimento complessivo µ (u.a.) µ fotoel. 1 kev 1 MeV 1 GeV µ Compton rame Cu (Z=29) E µ = µ fotoel + µ Compton + µ coppie µ totale µ fotoel ρ Z 4 /E 3 µ Compton ρ Z/E µ coppie ρ Z 2 lne ev µ coppie 1 kev 1 MeV 1 GeV E RAGGI X : ASSORBIMENTO 19

20 Assorbimento in diversi materiali µ/ρ = coefficiente di attenuazione di massa del materiale (cm 2 /g) Quasi indipendente dal tipo di materiale µ/ρ (cm 2 /g) E(MeV) piombo 10 Es. raggi X da 25 kev L intensità si riduce di un fattore 7 (~14%) in 1 30 m di ossigeno oppure 0.12 mm di rame oppure 32 µm di piombo acqua calcio E 20

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

22 Schermi protettivi 22

23 unità relative (cute=1) 4 Rilascio energia in tessuto biologico 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 X 200 kev γ 1.3 MeV ( 60 Co) cm profondità di tessuto 23

24 RADIAZIONI Ionizzanti LE RADIAZIONI IONIZZANTI PROVOCANO: TUMORE DELLA MAMMELLA (sopravissute alle bombe, trattamento con raggi X per mastite, fluoroscopie nel trattamento per tubercolosi). TUMORE DEL POLMONE (sopravissuti alle bombe, trattamento per spondilite anchilosante, esposizione a gas radon dei minatori). TUMORE DELLA TIROIDE (sopravissuti alle bombe, bambini trattati con radioterapia per malattia del timo o per tigna, esposizione a gas radon dei minatori). TUMORE DELLO STOMACO E DEL COLONRETTO (sopravissuti alle bombe, trattamento per spondilite anchilosante). ALTRI TUMORI ASSOCIATI: TUMORE DEL FEGATO, CANCRO OSSEO, MIELOMA MULTIPLO, LEUCEMIA 24

25 Particelle alfa ed altri ioni Possono essere emesse da sostanze radioattive o dagli acceleratori per radioterapia Attraversando un materiale seguono una traiettoria rettilinea perdendo la loro energia cinetica (e quindi ionizzando gli atomi) in tutto il percorso. Quasi tutta l energia viene persa quando la particella è quasi ferma 25

26 Si può quindi definire uno spessore di materiale (range) sufficiente a bloccare tutte le particelle di una data energia Range (mm) 1 0,1 Questo tipo di radiazioni ha ranges molto piccoli: SONO MOLTO FACILI DA SCHERMARE (in genere bastano pochi mm di materiale) 0,01 26

27 Elettroni Possono essere prodotti da sostanze radioattive, da acceleratori ma anche da tubi per raggi x. Attraversando un materiale perdono energia con una sequenza continua di urti ma, poiché sono molto leggeri (un protone pesa circa 2000 volte più di un elettrone) seguono una traiettoria casuale e non è possibile definire con precisione un range come per le particelle cariche più pesanti. Inoltre gli elettroni irraggiano, cioè producono x e gamma 27

28 Circa 0,1 mm Tubo a raggi x Anche in questo caso comunque gli spessori di materiale attraversati sono relativamente brevi: elettroni da circa 20 MeV sono assorbiti in circa 10 cm di acqua, le particelle β vengono fermate in 1-2 cm di acqua. 28

29 Schermature particelle cariche α: nessun problema S ZE β: conviene usare materiali leggeri rad = S 800 in questo modo si riduce la produzione di fotoni ion piombo, ferro, rame plexiglass 29

30 Tracce di particelle cariche Path length: actual traveling distance. Range: actual depth of penetration. 30

31 Interazioni delle particelle indirettamente ionizzanti con la materia Le particelle indirettamente ionizzanti, principalmente raggi X fotoni e neutroni, interagendo con la materia, mettono in moto particelle cariche secondarie, a loro volta effettivi responsabili della cessione di energia alla materia. Gli effetti quindi di questo tipo di radiazioni sono gli effetti dei secondari carichi prodotti. I principali processi di interazione della radiazione elettromagnetica con la materia si possono dividere in: processi di assorbimento e processi di diffusione. 31

32 Interazioni delle particelle indirettamente ionizzanti con la materia Processi di assorbimento Effetto fotoelettrico Reazioni fotonucleari Creazione di coppie Fotoproduzione di mesoni Interazione con Processi di diffusione Elastica coerente Inelastica incoerente Elettroni atomici Rayleigh Compton Nucleoni Campo elettrico dei carichi circostanti Mesoni 32

33 Esaminiamo con maggior dettaglio i seguenti tipi di interazione dei fotoni con la materia: Assorbimento fotoelettrico Diffusione Compton Creazione di coppie 33

34 Fotoni Tre processi principali: Effetto fotoelettrico: Interazione con elettroni atomici interni Effetto Compton: Interazione con elettroni atomici esterni Produzione di coppie: Interazione con campo coulombiano del nucleo dipendenza da: energia dei fotoni Z del materiale 34

35 Interazione radiazione gamma (fotoni) - materia Effetto fotoelettrico Effetto Compton produzione di coppie e + e - 35

36 Effetto fotoelettrico Cosa succede? Come misurarlo? La spiegazione di Einstein La luce mostra la sua natura corpuscolare: per spiegare l effetto fotoelettrico occorre introdurre i fotoni, quanti di luce che si comportano come particelle. 36

37 Effetto fotoelettrico Un fotone di energia E = hν interagisce con un atomo cedendo in pratica tutta la sua energia ad uno degli elettroni più strettamente legati. L elettrone viene quindi espulso dall atomo con un energia cinetica E k E k = hν - E b E b è l energia di legame dell elettrone orbitale. In seguito all espulsione dell elettrone e del riassestamento dei livelli elettronici viene emesso un raggio X caratteristico. Sia il fotoelettrone che i raggi X caratteristici sono assorbiti nel mezzo dove l effetto si è prodotto. L effetto fotoelettrico è proporzionale a Z 5 del mezzo e inversamente proporzionale a E 3. L effetto fotoelettrico è molto pronunciato in materiali densi e a basse energie ( E 0.5 MeV). 37

38 Diffusione Compton Si tratta di una collisione inelastica tra un fotone ed un elettrone libero. Nell interazione il fotone viene deflesso dalla sua direzione iniziale con cambiamento di lunghezza d onda e quindi di energia. La differenza d energia tra il fotone incidente e quello deflesso viene impartita all elettrone. La diffusione Compton e importante fra 0.5 e 1 MeV ma predomina fino a 4 MeV. La diffusione Compton e proporzionale a Z e inversamente proporzionale a E. 38

39 Produzione di Coppie Un fotone interagisce con il campo elettrostatico che circonda una particella carica (normalmente un nucleo atomico, ma anche con minor frequenza un elettrone). In tal caso il fotone scompare dando origine ad una coppia di elettroni di segno opposto (un elettrone e un positrone). Affinché il processo sia energeticamente possibile, il fotone deve possedere un energia almeno doppia di quella equivalente alla massa a riposo dell elettrone ( m 0 c 2 = 0,511 MeV). 39

40 Produzione di Coppie L energia del fotone in eccesso di 2 m 0 c 2, nel caso di produzione di coppie, viene distribuita sotto forma di energia cinetica tra le due particelle della coppia. Solo una quantità trascurabile ne viene ceduta al nucleo. Le particelle della coppia (elettrone e positrone) dissipano entrambe la loro energia cinetica in ionizzazione ed eccitazione degli atomi della materia: solo il loro destino finale è diverso! 40

41 Produzione di Coppie Cioè mentre l elettrone, esaurita la sua energia cinetica, entra a far parte della popolazione degli elettroni liberi o legati negli atomi, il positrone si combina con un elettrone annichilandosi. Le due particelle infatti scompaiono e la loro massa è convertita in due fotoni aventi ciascuno un energia di 0,511 MeV ed emessi in direzione opposta, per il principio della conservazione della quantità di moto. Questo effetto è proporzionale a Z 2 41

42 Schermature fotoni probab. interazione Z 5 (fotoelettrico) Z (Compton) Z 2 (prod. coppie) Piombo Calcestruzzo µ = coefficiente di attenuazione/assorbimento N µ x ( ) = N o e N x 4 2 λ = 1/µ = libero cammino medio spessore

43 Interazione neutroni - materia q = 0 solo interazioni nucleari n A diffusione rallentamento - cattura γ α p 43

44 Schermature neutroni Σ = sezione d urto macroscopica La massima perdita energia si ha quando: m A m n N 10 8 Σx ( ) = N o e N x 6 materiali idrogenati materiali leggeri 4 2 calcestruzzo o paraffina borata, litiata spessore 44

45 Le radiazioni elettromagnetiche (raggi x e raggi ) e quelle corpuscolate (,, protoni e neutroni) sono tutte cancerogene cancerogene. 45

46 Negli esseri umani esiste una gerarchia nella tendenza dei diversi tessuti a sviluppare neoplasie indotte da radiazioni: 1. Leucemie; 2. Carcinoma della tiroide; 3. Tessuti della mammella, del polmone e delle ghiandole salivari; 4. Tessuti della cute, delle ossa e del tratto gastrointestinale. Le radiazioni possono agire sul DNA sia direttamente sia indirettamente: 46

47 Come la radiazione causa danni biologici? - la radiazione di alta energia rompe i legami chimici. si creano radicali liberi, come quelli prodotti o da altri agenti nocivi o nel corso dei normali processi cellulari all interno dell organismo. + I radicali liberi possono modificare gli elementi chimici. Queste modifiche sono in grado di danneggiare le funzioni cellulari e e di distruggere le cellule stesse. 47

48 La più importante struttura molecolare che può subire modificazione da parte della radiazione è il DNA! Effetti dei danni al DNA Espressione genica Un gene può rispondere alla radiazione modificando il segnale per la produzione di proteine, la cui funzione può essere o di tipo protettivo o di danneggiamento. Mutazioni geniche A volte un gene specifico è modificato in maniera tale di divenire incapace a produrre le proteine corrispondenti in maniera appropriata. Aberrazioni Cromosomiche A volte il danno interessa l intero cromosomo, producendo la sua rottura o ricombinazione in maniera anomala. A volte l effetto è la combinazione di due cromosomi diffrenti. Instabiltà genomica A volte il danno al DNA produce modifiche posteriori che possono contribuire alla formazione di cancro. Distruzione delle cellule Il DNA danneggiato può innescare apottosi, ovvero una programmata morte cellulare. Se ciò coinvolge solo poche cellule, ciò impedisce la riproduzione del DNA danneggiato e quindi protegge il tessuto. Studi scientifici mostrano che, in condizioni normali, gran parte dei danni 19/07/2005 al DNA indotti dalla"principi radiazione fisici alla base viene della riparata dall organismo. 48

49 In che modo questo danno prodotto dalla radiazione ionizzante influenza il nostro organismo? Sufficiente distruzione cellulare Sufficienti alterazioni genetiche Patologie da radiazione Cancro 49

50 Usi della radiazione ionizzante Conservazione degli alimenti Sterilizzazione medica Raggi X per la la Medicina e l Industria Produzione di di Isotopi Medicina Nucleare Radioterapia Produzione di di Energia Nucleare Trattamento dei liquami fognari Illuminazione artificiale Rivelatori di di Fumo 50

51 DOSE ASSORBITA EFFETTI DELLE RADIAZIONI EFFETTI SOMATICI EFFETTI STOCASTICI La stessa dose assorbita di differenti radiazioni può produrre diversi livelli di danno biologico, per questo viene introdotta la grandezza DOSE EQUIVALENTE H = Q D, con Q fattore di qualità dipendente essenzialmente dal L.E.T. L.E.T.=Trasferimento lineare di energia E.B.R. = Efficacia Biologica Relativa LET EBR Q Unità di misura di H: Sv (Sievert) =J/kg 51

52 FATTORE DI QUALITA LET in acqua (kev/µm) < >175 Fattore di qualità Q

53 DOSE EFFICACE H t = Q t D t Dose media equivalente ad un organo H E = Equivalente di dose efficace, ora Dose Efficace H = w E T T H T Valori limiti annuali raccomandati da ICRP 60 per la Dose Efficace: Intera Popolazione: 1 msv Lavoratori Esposti: 20 msv 53

54 ORDINI DI GRANDEZZA Dose totale assorbita in un trattamento radioterapico (es. 30 frazioni da 2 Gy, 5 volte alla settimana) 60 Gy Dose assorbita in un esame RX diagnostico qualche mgy (in superficie) Dose Efficace dell ordine dei 100µSv/mGy Dose assorbita in esame di Medicina Nucleare (es.scintigrafia ossea) Dose superfici ossee Midollo osseo Dose (total body) Dose efficace 10.5 mgy 1.22 mgy 1.03 mgy 1.82 msv Dose efficace annuale da sorgenti di radiazione naturale 2.0 msv (in aree particolari si può arrivare a circa 17 msv) 54

55 Esposizione a sorgenti radioattive Si distingue tra irradiazione esterna e contaminazione interna. Nel primo caso si intende l esposizione alle radiazioni emesse dalla sorgente senza contatto tra la persona esposta e la sorgente. Nel secondo caso la sostanza radioattiva può depositarsi sulla pelle, o venire inalata e/o ingerita restando depositata nell organismo.. 55

56 Macchine radiogene Sono sostanzialmente i tubi a raggi X e gli acceleratori di particelle Tre informazioni essenziali: 1. Quando sono spente non emettono radiazioni (SALVO ATTIVAZIONE DEI MATERIALI) 2. Quando sono accese producono flussi di radiazioni molto intensi e in direzioni ben precise: non basta stare distanti bisogna evitare di sostare nella direzione del flusso. 3. Possono dare solo irradiazione esterna 56

57 Come ci si protegge? Sostanzialmente in quattro modi: 1. Mantenendo la maggior distanza possibile tra sorgente radioattiva ed operatore (il numero di radiazioni che mi può investire diminuisce quadraticamente con la distanza) 2. Minimizzando i tempi di esposizione alla sorgente radioattiva 3. Schermando le radiazioni con pareti di materiale opportuno (piombo e calcestruzzo, solitamente) 4. Seguendo le disposizioni dell Esperto Qualificato 57

58 La dosimetria Ogni singola radiazione che colpisce un organismo biologico provoca alterazioni a livello cellulare e quindi un danno. Le conoscenze attuali portano a ritenere che il danno aumenti linearmente con l intensità della radiazione che investe un organismo senza alcuna soglia minima: Danno Intensità della radiazione Ma come si misura il danno potenziale? 58

59 Quindi: e si misura in Sievert Dose Equivalente = DE = D x Q 1 Sv = 1 Joule per chilogrammo (Q non ha dimensioni) Prima si usava, per misurare DE, il rem: 1 rem = 0.01 Sv. Attenzione: per raggi X, raggi gamma ed elettroni Q=1 quindi DE=D: Dose e Dose Equivalente coincidono. Invece Q è maggiore di 1 per neutroni (Q= 5-20), protoni (Q=5) e particelle alfa (Q=20) 59

60 L esposizione Per misurare i livelli di radiazione intorno a tubi a raggi X si utilizza, talvolta, una grandezza, chiamata ESPOSIZIONE, definita come il numero di atomi ionizzati dalla radiazione X in aria. Questa grandezza, con una serie di calcoli, può essere convertita in Dose Equivalente e, limitatamente al caso dei raggi X, può essere utilizzata per valutare il danno biologico. Era stata introdotta in passato perché la tecnologia non consentiva di costruire strumenti che misurassero direttamente la dose. In ogni caso è usata ancora oggi perché la si misura facilmente e con strumenti di costo relativamente basso. L esposizione si misura in Roentgen (R): 1 R = Coulomb per Kg di aria, equivalenti a 2 miliardi di atomi ionizzati per cc di aria 60

61 L esposizione L esposizione è definita come la quantità di ionizzazione che una radiazione gamma produce in aria. L unità di misura è il Coulomb/Kg (C/Kg) che equivale alla formazione in aria di circa 8 miliardi di coppie di ioni. 61

62 La dose assorbita Rappresenta la quantità di energia che la radiazione cede alla materia L unità di misura è il GRAY (Gy) che equivale al passaggio di 1 Joule di energia per kg di materia 62

63 Un esempio Sorgente 60 Co da 100 µci esposizione continua per 1 anno alla distanza di 1,5 m DE = 1 msv/anno Per confronto: Fondo naturale: 1.5 msv/anno Impiego sanitario: 1 msv/anno probab. danno somatico grave probab. danno genetico per Sv per msv 1, per Sv per msv 63

64 Azione mutagena dei raggi X * il numero delle mutazioni legate al sesso aumenta linearmente con la dose somministrata * il numero di mutazioni è cumulativo by GP&NA 64

65 Carico da radiazione naturale nell uomo sorgente di radiazione dose in msv/anno radiazioni naturali 0,82 radiazione cosmica 0,28 radioisotopi nel corpo 0,28 altre radiazioni 0,26 radiazioni dovute alla civilizzazione 0,35 esami radioscopici 0,20 radiofarmaci 0,02-,04 irradiazione da raggi X dovuti a 0,04-,05 televisione, radiazione da edifici 0,04-,05 inquadramento da test armi nucleari 0,04-,05 centrali nucleari 0,01 aereo 0,004-,008 TOTALE ca. 1,17 by GP&NA 65

66 Origine delle mutazioni spontanee Non esiste una quantità adeguata di radiazioni di fondo (raggi cosmici, materiali radioattivi terrestri) sufficiente per spiegare i tassi di mutazione osservati nella maggior parte degli organismi. Ad esempio, in Drosophila, il tasso di mutazione spontanea è circa 1300 volte quello atteso considerando l intensità delle radiazioni naturali e quindi hanno piccola responsabilità nella determinazione delle mutazioni spontanee. by GP&NA 66

67 Radiazioni ionizzanti e conseguenze & Le radiazioni ionizzanti penetrano nei tessuti in notevole profondità. Nel loro percorso collidono con gli atomi che incontrano e determinano il rilascio di elettroni e la formazione di ioni carichi positivamente. Questi collidono con altre molecole e quindi si liberano ulteriori elettroni e così via. Si forma quindi un cono di ioni lungo il percorso di ogni raggio ad alta energia attraverso i tessuti viventi. M Le radiazioni ionizzanti possono provocare rotture cromosomiche e quindi sia riarrangiamenti cromosomici che mutazioni puntiformi. by GP&NA 67

68 Radioattività naturale presente nel corpo umano Nuclide (N) massa totale attività totale di N di N ingestione giornaliera di N Uranium 90 µg 1.1 Bq 1.9 µg Thorium 30 µg 0.11 Bq 3 µg Potassium mg 4.4 kbq 0.39 mg Radium 31 pg 1.1 Bq 2.3 pg Carbon µg 15 kbq 1.8 µg Tritium 0.06 pg 23 Bq pg Polonium 0.2 pg 37 Bq 0.6 µg 68

69 Biologia e Radazione LD/50 = 4 Gy 4 Gy = 67 calorie 67 calorie = 3 ml sorso di caffè a 60 C miliardi di cellule a rischio Differenti tipi di di cellule Differenti cicli cellulari Differenti bersagli cellulari 69

70 L.E.T. TIPO DI RADIAZIONE LET (kev/mm) raggi X da 25MeV 0.2 radiazione da 60 Co 0.25 elettroni da 1 MeV 0.3 raggi X per diagnostica 3 fotoni da 10 MeV 4 neutroni veloci 50 alfa da 5 MeV 100 nuclei pesanti

71 Limiti di dose Popolazione: DE < 1 msv/anno Categoria B: DE < 6 msv/anno Lavoratori esposti Categoria A: DE < 100 msv in 5 anni DE < 20 msv/anno Zona CONTROLLATA: dove è possibile assorbire una DE > 6 msv Zona SORVEGLIATA: dove è possibile assorbire una DE > 1 msv 71

72 Principali compiti dell'esperto Qualificato (E.Q.) Effettuare la delimitazione delle zone controllate e sorvegliate Classificare il personale esposto Eseguire i progetti radioprotezionistici Effettuare i controlli sui dispositivi di sicurezza Effettuare i controlli dosimetrici nei luoghi di lavoro Valutare la dose assorbita dai lavoratori Istituire i documenti di radioprotezione (registri e schede dosimetriche) 72

73 In conclusione Informarsi sempre sul tipo di sorgente di radiazione utilizzata Limitare l esposizione al minimo Seguire scrupolosamente le disposizioni dell EQ per l uso e la conservazione delle sostanze radioattive e delle macchine radiogene specie quando si opera in altri laboratori Comunicare immediatamente al medico autorizzato qualunque cambiamento significativo della salute (in particolare lo stato di gravidanza) 73

74 Il principio della linearità senza soglia porta a limitare, in qualunque attività,l esposizione alle radiazioni al livello minimo possibile (principio ALARA) Oggi si conoscono i livelli di esposizione che con certezza portano a patologie gravi. Si conosce anche (ma con maggiori margini di incertezza) la probabilità che esposizioni a piccole quantità di radiazione possano far insorgere nel tempo diversi tipi di patologie. La legislazione della radioprotezione fissa regole per evitare i danni certi e limitare quelli probabili entro livelli di accettabilità. 74

75 La DOSE Il danno biologico si identifica (in prima approssimazione) con una grandezza che si chiama DOSE = D = energia dissipata da radiazioni ionizzanti per unità di massa e si misura in Gray: 1Gray = 1 Gy = 1 Joule per chilogrammo. In passato si usava un unità di misura diversa (che molto spesso ancora compare su tabelle e strumenti) e cioè il rad: 1 rad = 0.01 Gy 75

76 La Dose Equivalente Il danno biologico è proporzionale alla dose solo in alcuni casi, infatti tipi di radiazione diverse dissipano la loro energia in volumi più o meno grandi producendo danni a livello microscopico, a parità quindi di energia dissipata, minori o maggiori. Per questo motivo si moltiplica la dose per un numero, maggiore o uguale ad 1, (detto FATTORE DI QUALITA, Q) che cambia a seconda del tipo di radiazione. Si ottiene così una nuova grandezza, detta DOSE EQUIVALENTE, che si ritiene sia realmente proporzionale al danno biologico. 76

77 L equivalente di dose Rappresenta la quantità di energia che la radiazione cede al corpo umano L unità di misura è il SIEVERT (Sv) che equivale al passaggio di 1 Joule di energia per Kg moltiplicato per un coefficiente 77

78 La misura del grado di esposizione alle radiazioni RADIAZIONI ARIA MATERIA UOMO Dose di esposizione Dose assorbita Equivalente di dose Coulomb/kg -C/kg- (R) Gray -Gy- (Rad) Sievert -Sv- (Rem) 1 C/kg = 3870 R 1 Gy = 100 Rad 1 Sv = 100 Rem 78

79 Irradiazione esterna γ Nel caso di diffusione di radiazioni in aria, si può assumere con buona approssimazione in favore della sicurezza che: Rem = Rad = Roentgen (R) Sievert (Sv) = Gray (Gy) = Coulomb/Kg (C/Kg) 79

80 Relazione fra grandezze radiometriche I = (K x C) : d 2 I = intensità di esposizione alla distanza d dalla sorgente C = attività della sorgente in Curie K = costante gamma specifica coefficiente caratteristico di ciascun radioisotopo sempre minore di 1 tranne che per tre sostanze ( 110 Ag, 60 Co e 24 Na) 80

81 RADIAZIONI ionizzanti Una radiazione è detta ionizzante quando ha la capacità di accelerare elettroni nello spazio, sia direttamente che indirettamente. La parte dello spettro elettromagnetico conosciuta come radiazione X o γ trasferisce direttamente energia dei fotoni a elettroni preesistenti L esposizione è ubiquitaria La sorgente naturale è rappresentata da nuclidi radioattivi nell aria, nell acqua, nelle catene alimentari, nei minerali di superficie e dai raggi cosmici che bombardano l atmosfera terrestre. L esposizione dovuta all uomo nell utilizzo di sostanze radiogene e nella fissione nucleare ha evidenziato l associazione tra radiazioni ionizzanti e tumori. 81