monitoring narażenia wewnętrznegoszef/ochr rad ii/5_wewnetrzne.pdf · tkanek miękkich,...
TRANSCRIPT
Monitoring narażenia wewnętrznego
DOZYMETRIA
Jakub Ośko
2
Naturalne izotopy
promieniotwórcze w organizmie
człowieka
3
Radionuklidy naturalne
235U, 238U, 232Th 40K
40K
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).
5
Radionuklidy naturalne Nuklid Aktywność
całkowita
Bq
Typ i energia
rozpadu
[keV]
Energia średnia
<Eβ>
[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
Dla człowieka umownego o masie 70 kg.
6
INNE izotopy promieniotwórcze
w organizmie człowieka
7
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
9
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
11
Osoby narażone
Osoby zawodowo pracujące z otwartymi źródłami promieniowania, przy ich
• produkcji, • transporcie, • użytkowaniu • przechowywaniu, • składowaniu.
12
Monitoring narażenia
13
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
15
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.
17
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
19
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
21
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
23
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
25
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
27
Pomiary skażeń całego ciała
28
Licznik Promieniowania Całego Ciała
29
Geometria krzesła Geometria łóżka Geometria „łuku” Licznik cieniowy
Licznik Promieniowania Całego Ciała
30
Detektor
Detektor
Detektor
Detektor
Geometria łóżka scanning
31
Geometria łóżka scanning
32
Geometria „łuku”
33
Licznik cieniowy
34
Kalibracja
Zasady identyczne jak w przypadku innych pomiarów spektrometrycznych.
Kalibracja energetyczna
Kalibracja wydajnościowa z wykorzystaniem odpowiednich fantomów.
35
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 takie jak z tkanką
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
37
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 piersiowa
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
39
Fantom „Igor”
dorosły młodzież dziecko
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)
wydajn
ość
BOMAB
4 detektory HPGe, 75%
41
Pomiary skażeń tarczycy
42
Licznik Promieniowania Tarczycy
43
Kalibracja
American National
Standards
Institute
Lawrence Livermore
National Laboratory
Canadian Human
Monitoring Laboratory
44
Kalibracja
45
Pomiary skażeń płuc
46
Pomiary skażeń płuc
47
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
49
Fantom Japan Atomic Energy Research Institute
50
Kalibracja
51
Kalibracja
10-05
10-04
10-03
10-02
10-01
1
1.56 2.1 2.68 3.28 4
MEQ-CWT (cm) (chest-wall thickness)
wyd
ajn
oś
ć
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
% z
mia
na
wyd
ajn
oś
ci
53
Pomiary skażeń kości
54
Pomiary skażeń kości
55
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
57
Fantomy
58
Metody specjalne
59
Rany
Beta i promieniowanie hamowania
Szybki monitoring ciała
Radionuklidy niskoenergetyczne
Systemy mobilne
Measurement of neutron induced radioactivity
Metody specjalne
60
Rany
61
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
63
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
65
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
67
Radionuklidy niskoenergetyczne
• Detektory krzemowe
• Skażenia płuc i rany skóry
• Osoba monitorowana nosi kurtkę przez określony czas
• Geometria pomiaru ustalana indywidualnie
68
Systemy mobilne
69
Aktywacja części ciała
24Na (T1/2 = 15 godz)
38Cl (T1/2 = 37 min)
Poziom aktywacji zależy od
widma promieniowania dawki od promieniowania neutronowego
Promieniowanie neutronowe
70
Ocena aktywności
Nr kanału
Lic
zb
a z
lic
ze
ń
m m p
71
Ocena aktywności
N - liczba zliczeń w piku
- wydajność detekcji
t - czas pomiaru
kγ - wydajność linii energetycznej
t
NA
72
Osłony
73
Tło
Promieniowanie kosmiczne
Radionuklidy w powietrzu
Radionuklidy w materiałach osłon i detektora
Radionuklidy naturalne w ciele człowieka
74
Redukcja tła
Osłony pomieszczenia pomiarowego
75
Redukcja tła
Kolimatory
76
Redukcja tła
NaI
A A A
B
B
B
C
Analizator
Przetwornik
Antykoincydencja
77
Aparatura pomocnicza
klimatyzacja
filtry powietrza
antyklaustrofobiczna (TV, radio)
waga, miarka wzrostu
78
Procedura pomiaru
Kontrola systemu
stabilność odpowiedzi
pomiar tła
79
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
81
Pomiary in vitro
• Wydaliny
• Wymazy
82
Pomiary in vitro
• alfa
• beta
• gamma
83
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.
85
Próbki kału
• Zbiórka z 3-4 dni
• Skład i masa zależą od diety
86
Próbki powietrza
• Ocena dawek pochodzących od 226Ra i 228Ra i Th
• Filtracja powietrza, którym oddycha osoba narażona.
87
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
89
Inne
• Tkanka
• Zęby
• Włosy
90
Pomiary in vitro Aparatura
91
Aparatura
• Spektrometry gamma
• Spektrometry alfa
• Licznik proporcjonalny
• Licznik ciekłoscyntylacyjny
92
Licznik ciekłoscyntylacyjny
• Scyntylator organiczny rozpuszczony w rozpuszczalniku
• Wymieszany z badaną próbką
• Dobór odpowiednich proporcji
93
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.
95
Licznik proporcjonalny
Kalibracja
• zamknięte źródło wzorcowe danego radionuklidu
νn - częstość zliczeń wzorca [imp/sek],
νt - częstość zliczeń tła [imp/sek],
Aw - emisja powierzchniowa wzorca [cząstki/sek].
w
tw
A
96
Pomiary in vitro Metody
97
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
99
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.
101
Pomiary skażeń emiterami β
CAŁKOWITA AKTYWNOŚĆ RADIONUKLIDÓW BETAPROMIENIOTWÓRCZYCH
• Metoda pozwala wykryć ponad 90% radioaktywności 51Cr, 59Fe, 65Zn, 90Sr, 90Y, 95Zr i 95Nb, do 50% 60Co i 103Ru
• Nie wykrywa 32P i 35S
• 40K 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
103
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
105
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
107
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
109
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
111
Scenariusz wniknięcia
112
Scenariusz wniknięcia
• Kiedy?
• Jak?
• Co?
113
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.
115
Scenariusz wniknięcia
• Jak?
Trzy drogi wnikania: – oddechowa
– pokarmowa
– rany skóry
116
Metabolizm substancji
promieniotwórczych w
organizmie człowieka
117
Definicje
Wniknięcie przedostanie się substancji promieniotwórczych do organizmu z zewnętrznego otoczenia
Wchłonięcie
przedostanie się nuklidu promieniotwórczego do płynów ustrojowych, umożliwiające wejście nuklidu w procesy metaboliczne komórek.
118
Definicje
Biologiczny okres połowicznego zaniku Tb½
czas, po którym, w wyniku procesów biologicznych, z organizmu usunięta zostanie połowa aktywności początkowej, przy
wydalaniu w przybliżeniu wykładniczym.
119
Definicje
2/1
2/1
TT
TTT
w
win
Tw - czas, po którym aktywność izotopu zgromadzonego w organizmie osiągnie 63 % maksymalnej wartości wchłoniętej.
Efektywny czas wchłaniania
120
Definicje
2/12/1
2/12/1
TT
TTT
b
bout
Efektywny czas wydalania
121
Modele metabolizmu
• ICRP – narażenie osób zawodowo narażonych oraz ogółu ludności
• MIRD – narażenie pacjentów
122
Model ICRP
123
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
125
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
Kał Mocz
Skaleczenia
Płyny
ustrojowe
Bezpośrednie wniknięcie
Przew
ód
pokar
mowy
Skóra
Skóra
Schemat transportu radionuklidów w organizmie
127
Narządy krytyczne
• Mięśnie 40K, 137Cs
• Kości 90Sr, 226Ra, 65Zn, 90Y, 147Pm, 140Ba, 234Th, 32P, 14C
• Tarczyca 131I
• Płuca 233U, 239Pu, 85Kr
• Śledziona 210Po
• Wątroba 60Co
• Nerki 106Ru
• Skóra 35S
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 LNET i LNTH).
129
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.
131
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.
133
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.
135
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
137
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
139
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 10010
-7
10-6
10-5
10-4
10-3
10-2
10-1
100
tarczyca
mocz
Ret
encj
a
Dzień po wniknięciu
Jod 131I droga oddechowa
141
Dzień po wniknięciu
0 10 100 1000 10000
1
10-1
10-2
10-3
10-4
10-5
10-6
10-7
10-8
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
rete
ncja
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
143
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
145
Szacowanie dawki
Płyny ustrojowe
Kompartment
tkankowy
Kompartment
tkankowy ……………………………..
droga oddechowa
lub pokarmowa
wydalanie
………………………
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.
147
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). :
149
Szacowanie dawki
sumowanie przebiega po wszystkich rodzajach promieniowania R,
• YR – wydajność promieniowania typu R na jeden rozpad,
• ER – energia promieniowania R • wR – współczynnik wagowy promieniowania • MT – masa narządu T
R T
RRRR
M
STAFwEYSTSEE
)()(
150
Szacowanie dawki
• obliczyć obciążającą dawkę równoważną
• obliczyć dawkę obciążającą
s
sT STSEEUH )()50(
T
TT wHE )50()50(
151
Szacowanie dawki
en(g)– współczynnik przeliczeniowy aktywności wnikniętej na dawkę, dla n-tego izotopu – wielkość tabelaryczna
n
nn getAE 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)
153
Szacowanie dawki
154
Szacowanie dawki
155
Szacowanie dawki
156
Szacowanie dawki
157
Szacowanie dawki
158
Szacowanie dawki
159
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.
Skażenia wewnętrzne 161
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
Roczna dawka efektywna:
4,88 nSv * 52 = 253,8 nSv = 2,54*10-4 mSv
162
Model MIRD
163
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.
164
Model MIRD
Średnia energia emitowana w jednym rozpadzie, Δ, zależy od radionuklidu i jego ścieżek rozpadu. Jednostką Δ jest GykgBq-1s-1 lub MeV.
Dawka na jeden rozpad (uśredniona po wszystkich kanałach rozpadu) jest oznaczana symbolem S. Wartości S zostały określone dla wszystkich radionuklidów używanych w medycynie nuklearnej, dla różnych narządów źródłowych i docelowych.
165
Model MIRD
Całkowita dawka pochłonięta w narządzie docelowym, pochodząca od danego narządu źródłowego
0
)(~
dttAA
)(~
)( STSASTD
166
Model MIRD
narząd bardzo szybko wchłania radioizotop i nie ma usuwania biologicznego, aktywność radionuklidu w czasie A(t) zmienia się tylko na skutek rozpadu promieniotwórczego:
gdzie A0 jest aktywnością mierzoną w chwili początkowej.
0
0,693
44,1~
01/2
T
t
0 ATdteAA 1/2
167
Model MIRD
Narząd bardzo szybko wchłania radioizotop ale usuwa go biologicznie na n sposobów, przy czym okres półrozpadu dla procesu pierwszego wynosi T1, a jego udział w usuwaniu radionuklidu wynosi f1, drugiego odpowiednio T2 i f2, a n-tego Tn i fn. Aktywność radionuklidu w czasie A(t) zmienia się tylko na skutek rozpadu biologicznego
)...(44,1
...~
0
0
0,693
0
0,693
0
0,693
nn2211
T
t
n0
T
t
20
T
t
10
TfTfTfA
dtefAdtefAdtefAA n21
168
Model MIRD Narząd szybko wchłania radioizotop i usuwa go zarówno przez rozpad fizyczny z okresem półrozpadu T½, jak i w procesie biologicznym, z okresem połowicznego wydalania Tb½
aktywność skumulowana wyniesie: dawka efektywna: gdzie DT jest dawką w narządzie T
2/12/1
2/12/1
TT
TTT
b
be
044,1~
ATA e
T
TTE DwH
169
Model MIRD
narząd wchłania preparat wolno, aktywność radionuklidu zmniejsza się zgodnie ze wzorem:
a aktywność skumulowana wynosi:
wT
t
eAtA
639,0
0 1)(
w
ine
T
TTAA 044,1
170
Porównanie modeli ICRP i MIRD
ICRP MIRD
H(50)T
SEE
t = 50 lat
US
D
~s
∞
Ấ
ICRP zapowiedziała odejście od krzywych retencji i wydalania na rzecz wielkości „dawka na jednostkową zawartość”, która ma być kombinacją funkcji retencji i wydalania ze współczynnikami dawki. Korzystając z nowych współczynników przeliczeniowych można będzie wyznaczyć dawkę efektywną bezpośrednio z mierzonej dawki w ciele człowieka lub w wydalinach, na podstawie założonego scenariusza typu i czasu wniknięcia, ale bez wstępnego obliczania aktywności wnikniętej.
171
Różnice między modelami
Skażenie 89Sr
• Wniknięcie jednorazowe
• 20 dni przed poborem próbki moczu
• Wynik pomiaru 100Bq
172
Skażenie 89Sr
Droga Absorpcja Wniknięcie
kBq
Dawka efektywna
mSv
Inh M 260,6 1,18
Inh F 72,8 0,1
Inh S 4492,2 25
Ing 82,1 0,21
Ing (SrTiO3) 2455,1 5,62
173
Skażenie 89Sr
• Wniknięcie ciągłe (od 1 do 5 dnia)
• 20 dni przed poborem próbki moczu
• Wynik pomiaru 100Bq
174
Skażenie 89Sr
Droga Absorpcja Wniknięcie kBq / dzień
Dawka efektywna
mSv
Inh M 53,3 0,97
Inh F 14,1 0,08
Inh S 899,5 20
Ing 15,9 0,16
Ing (SrTiO3) 474,1 4,34
175
176
Zasady monitoringu
177
Zasady monitoringu
• średnia wartość dawki obciążającej w ciągu roku, nie powinna być niższa od wartości rzeczywistej
• zapewnienie wykrycia każdego wniknięcia
178
Zasady monitoringu
Okres miedzy pomiarami T (liczony w dniach) wg zaleceń ICRP: Dla pomiarów in vivo:
e(g) DL / R(T) 365/T ≤ 1 mSv/rok
Dla pomiarów in vitro: e(g) DL / E(T) 365/T ≤ 1 mSv/rok
e(g) - współczynnik przeliczeniowy jednostkowego wniknięcia na
obciążającą dawkę efektywną DL – limit detekcji R(T) - retencja po czasie T E(T) - szybkość wydalania po czasie T
179
Szacowanie dawki
POMIAR
1 pomiar?
Oblicz dawkę TAK
Skażenie?
NIE
NIE
TAK
wydalony?
TAK
NIE
Odejmij pozostałą po poprzednim skażeniu aktywność od
wyniku pomiaru
180
Monitoring środowiska pracy
181
Monitoring środowiska pracy
• Monitoring skażeń powietrza
• Szacowanie dawki
182
Monitoring narażenia ludności
183
Kontrola narażenia ludności
Monitoring awaryjny
Ocena dawki i rekonstrukcja
Narażenie na promieniowanie naturalne
184
Oprogramowanie
185
Oprogramowanie do obliczeń
skażeń wewnętrznych
186
Dziękuję za uwagę