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Rischi da radiazioni ionizzanti e norme di radioprotezione Breve sintesi per il Laboratorio di Fisica da: Radiation Protection, Marco Silari and Marilena.

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Presentazione sul tema: "Rischi da radiazioni ionizzanti e norme di radioprotezione Breve sintesi per il Laboratorio di Fisica da: Radiation Protection, Marco Silari and Marilena."— Transcript della presentazione:

1 Rischi da radiazioni ionizzanti e norme di radioprotezione Breve sintesi per il Laboratorio di Fisica da: Radiation Protection, Marco Silari and Marilena Streit-Bianchi, CERN (2007)

2 Percezione del rischio

3 Quantificazione del rischio (1)

4 Quantificazione del rischio (2)

5 Rischio di lesioni da alcune attività

6 Quantità dosimetriche (1) Attività: numero di disintegrazioni/secondo A, si misura in –1 Bq (becquerel) = 1 dis./s –1 Ci (curie) = 3.7×10 10 Bq (attività di 1 g di Ra) Dose assorbita: energia depositata per unità di massa, D = dE/dm, si misura in –1 Gy (gray) = 1 J/kg –1 rad = 0.01 Gy Il rapporto Dose assorbita/Attività non è costante ma dipende da: –Tempo di esposizione: Dose  Tempo –Distanza dalla sorgente di radiazione: Dose  1/(Distanza) 2 –Presenza di schermi –“Qualità” della radiazione (tipo, energia): v. dose efficace H –Tipo di tessuto o materiale irradiato

7 Radiotossicità 4.2 Gy = 4.2 J/kg aumentano la temperatura di un litro d’acqua di appena ºC, tuttavia … –una dose di 1 Gy (riferita all’intero corpo) ricevuta in breve tempo causa una grave malattia da radiazione, e una di 4 Gy causa la morte nel 50% delle persone esposte La radiotossicità dipende dal radionuclide e dalle modalità di irradiazione: ad es. una sorgente di 241 Am (emettitore α) con attività di 1 kBq, se ingerita, produce una dose efficace di 27 mSv, maggiore del limite annuo per un lavoratore professionalmente esposto (v. più avanti la definizione di dose efficace H e dei limiti)

8 Effetti biologici della radiazione 1) Effetti deterministici (reazioni del tessuto) 2) Effetti stocastici (incerti e a lungo termine) Fotoni ed elettroni hanno un basso LET (linear energy transfer) < 10 keV/µm, si trova che gli effetti deterministici dipendono in modo semplice dalla dose assorbita D; quando sono in gioco particelle ad alto LET come neutroni, protoni, α, etc. è necessario ‘pesare’ la quantità fisica ‘dose assorbita’ D con il fattore RBE (radio biological effectiveness)

9 RBE RBE per un tipo di particella = rapporto tra la dose assorbita di raggi X (fotoni) e la dose assorbita di particelle in questione a parità di effetto biologico (ad es. sopravvivenza delle cellule = 10%) RBE = 1 per fotoni, elettroni e muoni, RBE >1 per altre particelle

10 Quantità dosimetriche (2) Dose equivalente: correlata alla dose assorbita D, tiene conto degli effetti biologici: H = Q·D, si misura in –1 Sv (sievert) = 1 J/kg –1 rem = 0.01 Sv Il fattore di qualità Q (spesso indicato con w R ‘radiation weighting factor’) dipende dal tipo di radiazione e in alcuni casi dall’energia dei quanti di radiazione:

11 Quantità dosimetriche (3) Esposizione: grandezza ausiliaria X facilmente misurabile con una camera a ionizzazione, data dal numero di cariche create per unità di massa (di solito, aria secca a pressione e temperatura standard); X si misura in –1 R (roentgen) = 2.58×10 -4 C/kg Il tasso (rateo) di esposizione dX/dt è strettamente correlato alla attività A della sorgente e alla distanza d dalla sorgente (in assenza di schermatura): –dX/dt = ΓA/d 2 dove la costante Γ dipende debolmente dalla sorgente: SorgenteΓ (Sv·h -1 ·Bq -1 ·m 2 ) Na-223.0× Co-573.3× Co-603.3× Cs × Rn × La dose assorbita nel tessuto molle per radiazione X, γ è proporzionale all’esposizione: 9.3×10 -3 Gy/R

12 Assorbimento/attenuazione (1) Particelle α e β perdono energia gradualmente nel materiale, fino al completo arresto Raggi X, raggi γ e neutroni sono attenuati in intensità dal materiale

13 Assorbimento/attenuazione (2) Le sorgenti beta vengono schermate di solito con plexiglass, quelle gamma con piombo Carta Plastica Pb Cemento

14 Sorgenti naturali di radiazioni

15 Dose da sorgenti naturali e artificiali Dose media da sorgenti naturali: 2.4 mSv/anno (varia da un luogo a un altro entro un fattore 3; circa la metà è dovuta a inalazione di Radon)

16 Dose equivalente da raggi cosmici Dose equivalente annua per equipaggi di voli commerciali = 3 mSv Dose equiv. per un volo A/R Ginevra – Los Angeles = 0.1 mSv

17 Dosi da esami radiografici

18 Rischi da esposizione a radiazioni Rischio addizionale = tasso di incidenza della malattia in una popolazione esposta – tasso di incidenza in una popolazione non esposta Organi più sensibili ad alte dosi ricevute in tempi brevi: - Sistema nervoso - Intestino, polmoni - Midollo spinale - Occhio (opacità dopo 0.25 Sv, cataratta dopo 2-10 Sv)

19 Limiti annui di dose (CERN) Organo Limite annuo per i lavoratori professionalmente esposti Limite annuo per i lavoratori non esposti e i visitatori Intero corpo 20 mSv1 mSv Cristallino 150 mSv Pelle, mani e piedi 500 mSv Principio ‘ALARA’: le dosi individuali e il numero di persone esposte devono essere mantenute As Low As Reasonably Achievable


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