Monitoring narażenia wewnętrznegoszef/Ochr Rad II/5_wewnetrzne.pdf · tkanek miękkich,...

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


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


• 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


• 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


• 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


47


• 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


55


• 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


67


• 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


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


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


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



109



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


• Kiedy?

• Jak?

• Co?

113


• Kiedy?

Data wniknięcia.

Jeśli data wniknięcia nie jest znana, należy przyjąć, że wniknięcie nastąpiło w połowie okresu między kolejnymi pomiarami.

114


• Co?

Informacja o formie fizycznej i chemicznej radionuklidu.

115


• 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


• 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


• 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


• 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

http://pl.wikipedia.org/w/index.php?title=Plik:Digestive_system_diagram_pl.svg&filetimestamp=20071003110036

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


• 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


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


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



143



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



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

Monitoring narażenia wewnętrznegoszef/Ochr Rad II/5_wewnetrzne.pdf · tkanek miękkich,...

Documents

Transcript of Monitoring narażenia wewnętrznegoszef/Ochr Rad II/5_wewnetrzne.pdf · tkanek miękkich,...