Rischi da radiazioni ionizzanti e norme di radioprotezione

Presentazione sul tema: "Rischi da radiazioni ionizzanti e norme di radioprotezione"— 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
Fairground: 1/ incidente, 1/ morte Rail travel: 1/ incidente, 1/ morte

6 Quantità dosimetriche (1)
Attività: numero di disintegrazioni/secondo A, si misura in 1 Bq (becquerel) = 1 dis./s 1 Ci (curie) = 3.7×1010 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 10-3 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 241Am (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
Effetti deterministici (reazioni del tessuto) 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 wR ‘radiation weighting factor’) dipende dal tipo di radiazione e in alcuni casi dall’energia dei quanti di radiazione: Q per un dato tipo di particella e’ stato ottenuto estrapolando la RBE ad alte dosi fino ai bassi livelli rilevanti per la radioprotezione

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/d2 dove la costante Γ dipende debolmente dalla sorgente: Sorgente Γ (Sv·h-1·Bq-1·m2) Na-22 3.0×10-13 Co-57 3.3×10-13 Co-60 Cs-137 0.9×10-13 Rn-222 2.1×10-13 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)
Carta Plastica Pb Cemento Le sorgenti beta vengono schermate di solito con plexiglass, quelle gamma con piombo

14 Sorgenti naturali di radiazioni

15 Dose da sorgenti naturali e artificiali
Dose naturale: 61% alto LET, 39% basso LET 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 mSv 1 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