LE RADIAZIONI IONIZZANTI Marta Bucciolini Facoltà di Medicina e Chirurgia Università di Firenze.

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1 LE RADIAZIONI IONIZZANTI Marta Bucciolini Facoltà di Medicina e Chirurgia Università di Firenze

2 SOMMARIO Le radiazioni ionizzanti 1.Particelle 2.Fotoni Il nucleo atomico 1.Difetto di massa ed energia di legame 2.Fissione – Fusione – Decadimento radioattivo Radioprotezione - Aspetti normativi

3 RADIAZIONI IONIZZANTI Radiazione: Trasferimento di energia da un punto ad un altro nello spazio senza spostamento macroscopico di materia e senza il supporto di un mezzo materiale Radiazione corpuscolare Radiazione elettromagnetica : Radiazione ionizzante: in grado di produrre la ionizzazione degli atomi e delle molecole del mezzo attraversato

4 RADIAZIONI CORPUSCOLARI particelle leggere elettricamente cariche ( es: elettroni e positroni) particelle pesanti elettricamente cariche (es: protoni, deutoni, particelle  ) particelle neutre (es: neutroni) E = mc 2  = v/c

5 RADIAZIONI CORPUSCOLARI particellasimbolocarica (e)massa (u.m.a)massa (MeV) elettroni o particelle  - e -,  - 5.5 x 10 -4 0.511 elettroni o particelle  + e +,  + +15.5 x 10 -4 0.511 protonip+11.0072938.3 deutonid+12.01361875.6 particelle  +24.00283727.3 neutronin01.0087939.6

6 UNITA’ DI MISURA 1 u.m.a. = 1/12 massa atomo 12 C= 1.66 x 10 -27 kg = 931 MeV e = 1.6 x 10 -19 C 1 eV = energia acquistata da un elettrone nell’attraversare la differenza di potenziale di 1 Volt 1 eV = 1.6 x 10 -19 J 1 keV = 10 3 eV 1 MeV = 10 6 eV

7 RADIAZIONE ELETTRO-MAGNETICA Onda elettromagnetica piana: T periodo (s) frequenza (Hz) = 1/T lunghezza d’onda (m) c velocità di propagazione (m/s) nel vuoto: c = 3 x 10 8 m/s  = c

8 RADIAZIONE ELETTRO-MAGNETICA Modello ondulatorio: continuo Scambi energetici fra radiazione e materia: con discontinuità  Modello quantizzato E = h h = 6.62 x 10 -34 Js

9 RADIAZIONI IONIZZANTI Qualsiasi tipo di radiazione in grado di produrre la ionizzazione degli atomi e delle molecole del mezzo attraversato Ordini di grandezza: Energia di legame degli elettroni: - atomo di Idrogeno13.6 eV - molecole dei mezzi biologici  15 eV - strato K atomo di Tungsteno  70 keV Energia di legame particella   7 MeV / nucleone

10 MODELLO ATOMICO Ultimo strato: 1  16 eV Primo strato (n =1, K): 13.6 eV Idrogeno, 115.6 keV Uranio

11 ASSORBIMENTO DI ENERGIA  = h EcEc WiWi  = W i + E c Assorbimento di un fotone ionizzazione WiWi  = h WjWj Assorbimento di un fotone eccitazione  = W i – W j

12 EMISSIONE DI ENERGIA WiWi WjWj  = W i – W j Emissione di un fotone di fluorescenza WiWi WjWj WxWx E c = (W i – W j ) – W x EcEc Emissione di un elettrone Auger

13 Direttamente ionizzanti: particelle cariche (elettroni, protoni, particelle , etc.) la cui energia cinetica è sufficiente per produrre ionizzazione per collisione Indirettamente ionizzanti: fotoni, particelle prive di carica elettrica (neutroni) che, interagendo con la materia, possono mettere in moto particelle direttamente ionizzanti o dar luogo a reazioni nucleari RADIAZIONI IONIZZANTI

14 INTERAZIONI ELETTRONI-MATERIA Interazioni fra particelle cariche: forza elettrostatica (Coulomb) 1.Interazioni con gli elettroni atomici (collisioni) 2.Interazioni con i nuclei atomici (frenamento) 1.L’elettrone incidente perde la sua energia cinetica soprattutto tramite numerosi piccoli trasferimenti di energia (rare le grosse perdite): ionizzazioni, eccitazioni, trasferimenti termici 2.Emissione di fotoni di frenamento

15 PARTICELLE CARICHE PESANTI Interazioni per collisione In seguito ad ionizzazioni ed eccitazioni: effetti biologici Densità lineare di ionizzazione più elevata per le particelle più pesanti rispetto agli elettroni Efficacia biologica maggiore Particelle cariche: percorso finito nella materia Particelle cariche pesanti: percorso più definito e, a parità di energia, più breve rispetto a quello degli elettroni Fattore di qualità

16 PARTICELLE CARICHE Percorsi finiti – esempi  da 5 MeV in ariain tessutoin alluminio 3.5 cm0.021 cm0.0021 cm  da 1 MeV in ariain tessutoin alluminio 420 cm0.5 cm0.15 cm

17 PARTICELLE CARICHE

18 RAGGI X Produzione sorgente di elettroni (effetto Joule  effetto termoionico) sistema per accelerare gli elettroni prodotti (elevata d.d.p) materiale (ad alto Z) con cui far interagire gli elettroni veloci Frenamento degli elettroni che interagiscono con i nuclei + collisioni con gli elettroni atomici  Raggi X

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20 Necessario: produrre fasci RX di diversa qualità e di diversa intensità, utilizzando lo stesso tubo alimentazione variabile della sorgente di elettroni anticatodo sempre positivo rispetto al catodo smaltimento del calore prodotto

21 Schema di un impianto auto-rettificante

22 SISTEMA DI RADDRIZZAMENTO per avere anticatodo sempre positivo rispetto al catodo con ddp il più possibile costante:

23 Per dissipare il calore prodotto: TUBO AD ANODO ROTANTE

24 TUBO AD ANODO FISSO

25 LO SPETTRO RX Spettri teorici per diversi valori di ddp:

26 spettro effettivo in uscita da un tubo RX: LO SPETTRO RX

27 INTERAZIONI DEI NEUTRONI Le interazioni dei neutroni sono fondamentalmente diverse da quelle dei fotoni e da quelle delle particelle cariche: non hanno carica interazioni su base probabilistica elevata probabilità di raggiungere i nuclei atomici provocando reazioni nucleari Reazione nucleare provocata da neutrone: si forma un nucleo composto in uno stato eccitato. Il nucleo composto rimane nello stato eccitato per un tempo molto breve, poi rilascia l’energia in eccesso emettendo una o più particelle. Il caso più probabile è la riemissione di un neutrone.

28 INTERAZIONI DEI NEUTRONI Per ogni dato nucleo composto in uno stato eccitato, parecchie differenti reazioni nucleari sono possibili. La probabilità di osservare l’una o l’altra dipende dall’energia dei neutroni e dalla natura dei bersagli diffusione elastica (n,n) diffusione inelastica (n,n), (n,n  ), (n,2n) cattura radiativa (n,  ) emissione di particelle cariche (n,p), etc. fissione (n,f) spallazione (n,sciame)

29 INTERAZIONI DEI FOTONI non hanno né massa né carica interazione su base probabilistica Raggi X di origine atomica Raggi  di origine nucleare Interazioni con:  atomi  elettroni atomici  nuclei atomici Per energie elevate possono avvenire reazioni nucleari esempio: ( ,n)

30 INTERAZIONI DEI FOTONI No fotoni primari incidenti Energia totale = No Eo N < No fotoni primari trasmessi Energia trasmessa = N Eo Energia diffusa Es Fotoni diffusi Mat. (Z,  ) DIFFUSIONE ASSORBIMENTO: Ea=NoEo-NEo-Es ATTENUAZIONE:

31 FOTONI in tessutoin piombo 10 keV0.131 cm0.00076cm 100 keV4.05 cm0.012 cm 1 MeV9.8 cm0.89 cm SPESSORE DI DIMEZZAMENTO

32 DOSE ASSORBITA Quando un mezzo biologico viene esposto in un campo di radiazioni ionizzanti, diviene sede di una serie di processi originati dal trasferimento di energia dalle particelle ionizzanti al mezzo EFFETTO BIOLOGICO Dose assorbita D = Energia/Massa Unità di misura: 1Gy = 1J/kg Elettroni, messi in moto dai fotoni, responsabili della dose assorbita

33 IL NUCLEO ATOMICO Modello del nucleo a nucleoni Dato un cero elemento, numero atomico Z Nucleo formato da Z protoni + N neutroni A = Z + N numero di massa Z caratterizza l’elemento A caratterizza l’isotopo Massa del neutrone circa 0.1% maggiore della massa del protone

34 ENERGIA DI LEGAME Problema delle forze tra nucleoni M massa di un nuclide M < Z m P + N m N ENERGIA DI LEGAME E = m c 2  M = DIFETTO DI MASSA = Z m P + N m N - M

35 ENERGIA DI LEGAME Energia di legame per nucleone 1 u.m.a  1.66 x 10-27 kg 931 MeV 1 u.m.a = 1/12 massa Energia di legame per nucleone, fatta eccezione per i nuclei più leggeri:  8 MeV

36 M (u.m.a.) Zm P +Nm N +Zm e (u.m.a.) En.leg./nucl. (MeV) 2.01412.01651.1 4.00264.03307.1 12.000012.09897.7 13.003413.10787.5 55.934956.46338.8 238.0508239.98457.6 ENERGIA DI LEGAME

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38 STABILITA’/INSTABILITA’ DEI NUCLEI L’andamento dell’energia di legame/nucleone deve spiegare FISSIONE FUSIONE Instabilità dei nuclei : RADIOATTIVITA’ Z elevato: diventa molto importante l’effetto delle forze Coulombiane Sempre più diffiocile aggiungere protoni (energeticamente è vantaggioso aggiungere neutroni) cresce N/Z  la forza nucleone-nucleone favorisce la condizione Z=N

39 NUCLEI STABILI E RADIOATTIVI

40 DECADIMENTO  esempio: 4.15 MeV 4.20 MeV m (Z,A) > m (Z-2,A-4) + m  E=  mc 2 : energia cinetica della particella , energia cinetica del nucleo che rincula, energia di eccitazione del nucleo  : fotone di diseccitazione nucleare  

41 DECADIMENTO  - esempio: m (Z,A) > m (Z+1,A) + m e E=  mc 2 : energia cinetica del nucleo che rincula, energia di eccitazione del nucleo, energia cinetica della particella , energia del neutrino -- --

42 DECADIMENTO  - n P + + e - Neutrone libero non stabile, T 1/2  10.8 minuti In realtà: n p + + e - +     particella con carica nulla, con cui l’elettrone si ripartisce l’energia disponibile nel decadimento; m (  )  0

43 DECADIMENTO  + esempio: ++ ++ Come si può ottenere 15 O ? P+P+ n + e + +  Ipotesi:

44 ANNICHILAZIONE  +  + = elettrone positivo, a fine percorso si annichila con un elettrone negativo sparisce massa 2m o c 2 = 2 x 511 keV : 2  da 511 keV si libera energia  e+e+ e-e-  Il fenomeno opposto: CREAZIONE DI COPPIE Un fotone di energia > 1022 keV interagisce con il campo elettrico del nucleo, sparisce e si formano e + ed e - hv e+e+ e-e- h = 1022 keV + E + + E -

45 CATTURA ELETTRONICA C.E Ipotesi: p + e = n Isotopi radioattivi naturali:    Isotopi radioattivi artificiali: anche    C.E.

46 DECADIMENTO RADIOATTIVO Fenomeno di tipo probabilistico Costante di radioattività = probabilità di decadimento per unità di tempo:  (s -1 ) Tempo di dimezzamento: T 1/2 = ln2/ Vita media:  1/

47 ATTIVITA’ Attività = numero di decadimenti per unità di tempo = N Unità di misura: Bq (1 decadimento al secondo) Vecchia unità: 1 Ci = 3.7 x 10 10 Bq (  attività di un grammo di Radio)

48 ORDINI DI GRANDEZZA CONTAMINAZIONI ALIMENTARI (es: 137 Cs)100Bq/l 2nCi/l MEDICINA NUCLEARE (es: scintigrafia ossea con 99 Tc m ) 800 MBq20mCi BRACHITERAPIA (es. sferette di 137 Cs per applicatore utero-vaginale) 12 GBq300 mCi TELETERAPIA (es. sorgente di 60 Co per trattamenti dall’esterno) 10 5 GBq3000 Ci

49 FAMIGLIE RADIOATTIVE 1. del Torio Capostipite 232 Th T 1/2 = 1.4 x 10 10 anni 2. dell’Attinuranio Capostipite 235 U T 1/2 = 7.1 x 10 8 anni 3. dell’Uranio Capostipite 238 U T 1/2 = 4.5 x 10 9 anni Pb Rispettivamente: 208 Pb, 207 Pb, 206 Pb Nelle 3 famiglie: Radon (Z=86) 220 Rn, 219 Rn, 222 Rn

50 LA FAMIGLIA RADIOATTIVA DEL Ra 226

51 FUSIONE Se si combinano due nuclei leggeri per formare un nucleo fortemente legato, con A medio, si libera energia. 2 D + 2 D n + 3 He + 3.269 MeV 2 D + 2 D 1 H + 3 H + 4.033 MeV In media: circa 1 MeV/nucleone liberata, confrontabile con quella liberata nella fissione di un elemento pesante Problema della repulsione Coulombiana Temperature molto elevate (  10 7 K)

52 FISSIONE Se un nucleo pesante come l’uranio si divide in due frammenti più piccoli, viene rilasciata un’energia di circa 1 MeV per nucleone. Questi processi di fissione costituiscono la sorgente di energia nei reattori nucleari di potenza e nelle armi a fissione. Il tempo di dimezzamento per fissione spontanea è di circa 700 milioni di anni per l’ 235 U e ancora molto maggiore per l’ 238 U. Alcuni nuclidi possono subire una fissione indotta quando sono bombardati con neutroni termici, cioè neutroni lenti (  1eV) n 235 U 236 U* n n n

53 FISSIONE L’ 238 U invece non si fissiona quando cattura un neutrone termico. E’ necessario che catturi un neutrone veloce (almeno 1.8 MeV), ma la sua “sezione d’urto”di fissione per neutroni veloci è 2000 volte minore della sezione d’urto per neutroni termici relativa all’ 235 U. Uranio naturale: 99.3% 238 U e 0.7 % 235 Uarricchimento I rammenti di fissione hanno relativamente troppi neutroni, per cui emettono quasi immediatamente uno o più neutroni pronti, poi subiscono 3 o 4 decadimenti  -. In media: 2.6 neutroni pronti per ciascuna fissione

54 FISSIONE I neutroni emessi in una fissione indotta dell’ 235 U possono essere catturati da altri nuclei di 235 U reazione a catena Se i 2.6 neutroni emessi in una fissione inducono, in media, più di una ulteriore fissione, il rapporto di fissione è maggiore di 1 e la reazione aumenterà esponenzialmente. Se invece un numero sufficiente di neutroni sfuggono dall’ 235 U o sono assorbiti da altri materiali (barre di controllo) il rapporto di fissione è minore di 1e il processo cesserà. Quando ciascuna fissione produce esattamente una ulteriore fissione il rapporto di fissione vale 1 e la reazione continua a velocità costante. Si dice allora che l’ 235 U ha una massa critica.

55 REATTORE AUTOFERTILIZZANTE Viene prodotto più materiale fissile di quanto ne venga consumato. Esempio: produzione di 239 Pu, che può essere fissionato per mezzo di neutroni termici, come l’ 235 U Il Plutonio decade  con un tempo di dimezzamento di 24000 anni, quindi è relativamente stabile. E’ un materiale adatto tanto per reattori a neutroni termici, quanto per la costruzione di bombe. E’ altamente tossico. n: neutrone veloce

56 CHERNOBYL I radioisotopi rilasciati nell’incidente di Chernobyl: T 1/2 99 Mo66 h 134 Cs2.06 y 103 Ru39.4 d 136 Cs13 d 106 Ru1 y 137 Cs30.2 y 131 I8.02 d 140 Ba12.8 d 132 I2.28 h 140 La40.3 y 132 Te3.3 d 90 Sr29.12 y

57 EFFETTI DELLE RADIAZIONI DOSE ASSORBITA 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 LETEBRQ Unità di misura di H: Sv (Sievert) =J/kg

58 FATTORE DI QUALITA’ LET in acqua (keV/  m) Fattore di qualità Q < 3.51 72 235 5310 >17520

59 FATTORE DI QUALITA’ Tipo di radiazioneFattore di qualità Q Raggi X, ,  1 Neutroni10 Protoni10 Particelle  20

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

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