Dose efficace (protezione dalle radiazioni)

Nella protezione dalle radiazioni , la dose efficace non è una quantità fisica ma una quantità di protezione dalle radiazioni che misura l'impatto sui tessuti biologici dell'esposizione alle radiazioni ionizzanti , in particolare a una fonte di radioattività . Viene definita come la dose assorbita , ovvero l' energia ricevuta per unità di massa , corretta per fattori adimensionali tenendo conto da un lato della pericolosità relativa della radiazione considerata e dall'altro della sensibilità del tessuto irradiato.

L'unità di dose efficace è il sievert (Sv), in onore del fisico Rolf Sievert , che equivale a un joule per chilogrammo (J / kg).

La vecchia unità, la rem , vale 10 mSv ( 100 rem = 1 Sv ).

uso

La dose efficace è una quantità utilizzata in radioprotezione per prevedere i rischi stocastici , ovvero i rischi di sviluppare a medio o lungo termine un cancro legato ad una debole irradiazione o ad una irradiazione cronica. Questa nozione non è appropriata e soprattutto non dovrebbe essere utilizzata per quantificare gli effetti deterministici in caso di irradiazione acuta .

Dose efficace

Calcolo generale

Dalle dosi assorbite D R, T erogate da differenti radiazioni R a differenti tessuti T si calcola la dose efficace secondo:

{\ Displaystyle E = \ sum _ {\ mathrm {T}} \ sum _ {\ mathrm {R}} w _ {\ mathrm {T}} w _ {\ mathrm {R}} D _ {\ mathrm {R , T}} \,}

dove w T sono fattori di ponderazione del tessuto e w R sono fattori di ponderazione della radiazione.

Possiamo anche scrivere E in funzione delle dosi equivalenti H T erogate ai tessuti T:

{\ Displaystyle E = \ sum _ {\ mathrm {T}} w _ {\ mathrm {T}} H _ {\ mathrm {T}} \,}

In pratica, la dose efficace è la somma della dose esterna misurata direttamente da un dosimetro e della dose interna stimata dal medico dall'attività incorporata nell'organismo.

Fattore di ponderazione dei tessuti

tessuto	w T	w T
gonadi	0.20	0,08
midollo osseo	0.12	0.12
colon	0.12	0.12
polmone	0.12	0.12
stomaco	0.12	0.12
Vescica urinaria	0,05	0,04
Seno	0,05	0.12
fegato	0,05	0,04
esofago	0,05	0,04
tiroide	0,05	0,04
pelle	0,01	0,01
zona di osso	0,01	0,01
Ghiandola salivare		0,01
cervello		0,01
tutti gli altri tessuti	0,05	0.12

Dose esterna

Dose interna

La dose interna è determinata dalla misurazione dell'attività dell'organismo o degli escrementi.

Il primo passo è determinare l'attività incorporata utilizzando modelli biocinetici. Questa attività incorporata associata alle tabelle ICRP consente di valutare la dose impegnata.

Modelli entry

Prima di determinare il destino di ogni radioisotopo nel corpo, è necessario sapere se la sostanza inalata o ingerita verrà trasferita nel flusso sanguigno.

Per studiarlo, l' ICRP ha sviluppato due modelli di ingresso:

Il modello respiratorio : si compone di cinque regioni, due settori toracici extra (ET1 ed ET2) e tre settori toracici (BB, bb e AI). Il rischio di incorporazione per inalazione è il maggiore tra i lavoratori, quindi questo modello è il più utilizzato. È strettamente correlato alla distribuzione delle dimensioni delle particelle , alla forma chimica del radioisotopo e alla solubilità della sostanza. Sono stati quindi definiti tre tipi di particelle:

Tipi	Periodo biologico	Assorbimento del materiale depositato			Esempi
Tipi	Periodo biologico	ET2	BB e bb	AVERE	Esempi
F	100% in 10 min	50% assorbito 50% ingerito	100%	100%	Tutti i composti di Cs, I
M	10% in 10 min 90% in 140 giorni	5%	10%	70%	Tutti i composti di Ra, Am
S	0,1% in 10 min 99,9% in 7000 giorni	~	~	10%	Composti insolubili di U e Pu

Il modello alimentare : è stato recentemente corretto dall'ICRP . le particelle ingerite vengono assorbite secondo un fattore di assorbimento gastrointestinale . Questo fattore, come nel caso delle particelle inalate, dipende dalla forma fisico-chimica dei radionuclidi ingeriti.

Esiste anche un modello di trasferimento per gli infortuni.

Attività incorporata, funzione di ritenzione

La stima dell'attività incorporata (AI) si basa per ogni individuo sull'emivita fisica e sull'emivita biologica di ciascun isotopo.

Può essere determinato dal medico del lavoro da:

Entrambe le attività presenti nell'organismo grazie ad una misura diretta, chiamata in vivo , della radioattività dell'individuo: i raggi emessi attraverso il corpo vengono misurati direttamente mediante antroporadiametria ;
Oppure il campione biologico attraverso una misurazione indiretta di campioni biologici eliminati dall'organismo (urina, ecc.).

{\ displaystyle AI = {\ tfrac {M} {m (t)}}}

Se M è l'attività misurata dell'organismo, m (t) è il valore della funzione di ritenzione R (t) per un tempo t
Se M è l'attività misurata del campione biologico, m (t) è il valore dell'escrezione funzione E (t) per un tempo t (dall'incorporazione).

Le funzioni di conservazione dipendono da alcuni elementi come:

il tipo di esposizione: acuta o cronica
il metodo (i) di incorporazione
radioisotopi contaminanti e loro forme fisico-chimiche
la fisiologia del soggetto (età, morfologia, ritenzione di radioisotopi negli organi, ecc.)
stile di vita (carenza di iodio)
trattamenti di emergenza (ad esempio l'assunzione di iodio) e farmaci

Queste diverse variabili, studiate in modelli sistemici, sono generalmente scarsamente identificate, soprattutto quelle che dipendono dalla fisiologia del soggetto. L' ICRP raccomanda comunque l'uso di valori medi di riferimento, descritti nelle sue pubblicazioni.

Inoltre, la data di esposizione è necessaria per risalire all'attività e alla dose incorporate. Questo è spesso difficile da determinare con precisione.

Dose efficace impegnata

La componente interna della dose efficace può essere determinata dall'attività incorporata (AI, in Bq o Bq / giorno), utilizzando la DPUI (dose efficace impegnata per unità di assunzione, in Sv.Bq-1) . Questo coefficiente tiene conto dei due fattori di ponderazione (W r e w t ) nonché delle funzioni di ritenzione.

Pertanto, per un'esposizione acuta la dose efficace impegnata in 50 anni è: ${\ displaystyle E_ {50} = {\ text {AI}} \ times {\ text {DPUI}}}$

E per l'esposizione cronica, per I giorni: ${\ displaystyle E_ {50} = {\ text {AI}} \ times I \ times {\ text {DPUI}}}$

I valori di riferimento della DPUI per ingestione e inalazione sono definiti dal CIPR e proposti nel decreto francese del1 ° settembre 2003

Note e riferimenti

Raccomandazione ICRP 60, 1990
Raccomandazione ICRP 103 (versione 2007), Annals of the ICRP, Volume 37, pp. 1-332, 2007
della Commissione Internazionale per la Protezione Radiologica (ICRP); 1998; Monitoraggio individuale dell'esposizione interna dei lavoratori ; Pubblicazione 78; Pergamon Press; Oxford; 164 p.
Agenzia internazionale per l'energia atomica (AIEA), Ufficio internazionale del lavoro; 2004; Guida alla sicurezza N ° RS-G-1.2: Valutazione dell'esposizione professionale dovuta all'incorporazione di radionuclidi ; Raccolta degli standard di sicurezza; IAEA; Vienna; 95 p.
METIVIER H .; 2003; Un nuovo modello per l'apparato digerente umano: il lavoro di un task group del comitato 2 ; Dosimetria per radioprotezione; 105; 43-48.
* 21 Decreto del 1 ° settembre 2003, recante le modalità di calcolo delle dosi efficaci ed equivalenti dosi derivanti dall'esposizione a radiazioni ionizzanti; GU n ° 262 del 13 novembre 2003; p. 19326.

Vedi anche

Bibliografia

Robert N. Cherry, Jr., radiazioni ionizzanti , la sicurezza e salute sul lavoro enciclopedia , 3 ° edizione, capitolo 48 ( ISBN 92-2-209203-1 )