RADYASYON VE RADYASYONDAN KORUNMA

1. RADYASYON VE RADYASYONDAN KORUNMA Doç. Dr. R. Burcu ÇAKIRLI İstanbul Üniversitesi

2. İÇERİK • Radyasyon Nedir? • Radyasyon dozimetrisinde nicelikler ve birimler • Radyasyondan korunma ve radyasyon güvenliği

3. RADYASYON NEDİR ? • Atom PROTON ve NÖTRON taneciklerini içine alan bir çekirdek ile bunun çevresinde dönmekte olan ELEKTRON’lardan oluşmaktadır. • Radyasyon yüklü parçacık – elektron, alfa parçacığı (He) vs yüksüz parçacık – foton • Eğer radyasyon vücuda girerse, atomlarla etkileşir ve radyasyon bitene kadar absorbe olur • Nükleer çekirdekler alfa bozunumu yaparak bozunabilir • En çok protonun nötrona ya da nötronun protona dönüştüğü beta-bozunuması ile bozunabilir – Zayıf etkileşme • Fisyon • Bozunma -- ısı. Bütün fizik sistemlerinin en düşük enerjiye gitmek istemesi ve ısı çıkması - yanardağ

4. Nükleer çekirdek tablosu

5. RADYASYON NEDİR ? • Radyasyon atomların çekirdeklerinin kararsız olmasıyla ortaya çıkar. Atom kararlı hale gelene dek parçacık veya elektromanyetik dalga yayınlar. Yayınlanan enerjiRADYASYON’ dur. Enerji yayınlayan bu maddelere de RADYOAKTİF MADDELERdenir. • Kararsız durumdaki atom veya çekirdeklerin fazla enerjilerini parçacık veya elektromanyetik dalga olarak yayınlayarak gidermeleri olayınaRADYOAKTİVİTE, bu çekirdeklere ise RADYOAKTİF ÇEKİRDEKLER denir.

6. Radyasyon Other types of radiation - electrons, alpha particles (small nuclei)

7. İYONİZE (GİRİCİ) RADYASYON • Doğal ve yapay olmak üzere çok sayıda radyoaktif madde bulunmaktadır. Radyasyon madde ile etkileşerek onları iyonlaştırır. Madde ile etkileşmesi durumunda iyonlaşma meydana getiren radyasyonlara da iyonlayıcı radyasyonlardenir. • İnsanlar bugün iyonlaştırıcı ve iyonlaştırıcı olmayan radyasyonlara maruz kalmaktadır. İyonlaştırıcı radyasyon olarak; • Alfa Işınları • Beta Işınları • X ve Gamma Işınları • Nötronlar n • Bu radyasyonlar X-ışınlarıhariç atom çekirdeğinden çıkmakta ve bundan dolayı bunlara nükleer radyasyonlar denilmektedir.

8. İYONİZE (GİRİCİ) RADYASYON • Alfa Işınları, kütlesi ağır olduğundan oldukça yavaş hareket eder. Bunların giriciliği çok küçük olup enerjisine bağlı olarak havanın bir kaç cmsi veya cildin ölü tabakası veya bir kağıt tarafından durdurulabilir. • Beta Işınları, alfa taneciklerine nazaran kütlesel olarak çok daha hafif, hızlı ve girgin olmasına rağmen enerjisine bağlı olarak bir kaç metre hava, oldukça ince bir plastik veya alüminyum tabaka tarafından durdurulabilir. İnsan vücuduna ancak 1- 2 cm girebilirler.

9. İYONİZE (GİRİCİ) RADYASYON • X ve Gama Işınları, çok girgin olup insan vücudundan kolayca geçerler. X ve gama ışınları enerjilerine bağlı olarak oldukça kalın beton duvarlarla veya kurşun gibi ağır metallerden yapılmış zırhlarla durdurulabilir. • Nötronlar, çok girici olup nükleer reaktörlerde meydana getirilir. X ve gama ışınlarının aksine su ve hidrojen ağırlıklı diğer bazı hafif elementler nötronların durdurulmasında çok etkindir.

11. Doğadaki radyasyon kaynakları • Kozmik ışınlar – 14C, 7Be, 26Al • Primordail radyoaktivite – Bozunma zinciri, 232Th, 235U • Doğal ikincil radyoaktivite • İnsan yapımı radyoaktivite • Endüstriyel aktivitelerden kaynaklanan ışınlar • Medikal

12. Doğal radyoaktivite

13. RADYASYONDAN KORUNMANIN AMACI • Radyasyondan korunmanın hedefi,radyasyona maruz kalmaya neden olabilecek faydalı uygulamaları aksatmadan, kişilerin ve toplum üyelerinin maruz kalacağı radyasyon dozunu mümkün olabildiği kadar düşük düzeye indirerek kişilerin ve toplumun korunmasını sağlamaktır. • Bu amaç ve hedefe erişebilmek için radyasyon korunmasıInternationalCommission of RadiationProtection (ICRP, Uluslararası Radyolojik Korunma Komisyonu) tarafından yayınlanan 26 No'lu raporda bir doz sınırlama sistemi önerilmiştir.

14. ICRP DOZ SINIRLAMA SİSTEMİ • JUSTİFİKASYON (Gereklilik): İyonlayıcı radyasyonla yapılacak çalışmalarda net bir yarar sağlamayan hiçbir uygulamaya yer verilmeyecektir. • OPTİMİZASYON (ALARA Prensibi): Radyasyona maruz kalarak çalışan kişiler tarafından alınan tüm radyasyon dozları, ekonomik ve sosyal koşullar da gözönüne alınarak, mümkün olduğu kadar düşük tutulacaktır. • DOZ SINIRLARI: Kişilerin maruz kaldıkları eşdeğer radyasyon dozları normal şartlar altında ICRP tarafından önerilen sınırları aşmayacaktır.

15. ICRP DOZ SINIRLARI

16. İnsan vücudundaki Radyoaktivite Ağırlığa bağlı ortalama miktar İzotop Aktivite

17. RADYASYON DOZİMETRİSİNDE NİCELİKLER VE BİRİMLER

18. NİCELİKLER VE BİRİMLER Radyolojik nicelikler; • Işınlama dozu (exposure), X • Absorblanmış Doz, D • KERMA • Eşdeğer doz (Equivalent Dose), H • Etkin doz (Effective Dose), E

19. 1.IŞINLAMA DOZU (Exposure), X • Radyasyonun havada iyonizasyon yapma yeteneğine dayanan iyonizan elektromanyetik radyasyonun dozimetrik bir niceliğidir. • Işınlama dozu yalnızca havada iyonizasyona neden olan elektromanyetik radyasyon için tanımlanmıştır.

20. 1.IŞINLAMA DOZU (Exposure), X • X- ışınları hastayla (direkt ışın) veya personelle (saçılmış radyasyon) etkileşmeden önce, hava ile etkileşir. • “Exposure” niceliği, havada belirli bir etki oluşturan X-ışınlarının kapasitesinin bir göstergesini vermektedir. • Genellikle, X-ışınlarının dokuda oluşturacağı etki, havadaki etki ile orantılı olacaktır.

21. 1.IŞINLAMA DOZU (Exposure), X • Işınlama dozu (exposure), havanın birim kütlesinde elektromanyetik radyasyon (X ve gama ışınları) tarafından açığa çıkarılan bütün elektronlar havada tamamen durdurulduğunda, havada oluşan aynı işaretli iyonların toplam elektrik yükü olarak ifade edilmektedir. X= dQ/dm • Işınlama doz birimi [SI] [C/kg]. • Işınlama dozunun önceki birimi Röntgen [R]. • 1 R = 2.58 x 10-4 C/kg • 1 C/kg= 3876 R

22. IŞINLAMA DOZŞİDDETİ, X/t • Işınlama dozşiddeti, birim zamandaki ışınlama dozudur. • Işınlama dozşiddeti birimi [SI] veya (eski birimde) [R/s]. • Radyasyon korunmasında bu birim saniye yerine saat (h) olarak gösterilmektedir, (R/h).

23. 2.ABSORBLANMIŞ DOZ, D • Absorblanmış doz D, birim kütlede absorblanmış enerjidir. Bu nicelik herhangi bir malzeme için (yalnızca ışınlama dozu olan elektromanyetik radyasyon için değil)bütün iyonizan radyasyon için tanımlanmıştır. • D = dE/dm. Birimi [SI] Gray [Gy] dir. 1 Gy = J/kg. • Önceki birimi “rad” idi.1 Gy = 100 rad.

24. ABSORBLANMIŞ DOZ VE IŞINLAMA DOZU ARASINDAKİ İLİŞKİ • Şayet ışınlama dozu biliniyorsa bir malzemenin absorbladığı dozu hesaplamak mümkün. • 1 R lik X-ışınlarına maruz kalan 1 gram havada absorblanan enerji 0.869 rad dır. • D (rad) = f . X(R)

25. 3.ABSORBLANMIŞ DOZ, D ve KERMA • KERMA (Kinetic Energy Released in a MAterial) bir malzemenin birim kütlesinde yüksüz iyonizeradyasyonile serbest hale getirilen bütün yüklü iyonize parçacıkların ilk kinetik enerjilerinin toplamına oranı olarak ifade edilmekte birim J/kg = Gray (Gy) • Diagnostik radyolojide, Kerma ve absorblanmışdoz, D birbirine eşittir.

26. IŞINLAMA DOZUve ABSORBLANMIŞ DOZveya KERMA • Işınlama dozu uygun dönüşüm faktörleri kullanarak hava dozu veya kerma ile ilişkilendirilebilir. • Örnek olarak, bir noktada 1 R’lik ışınlama dozu oluşturan 100 keV X-ışınları, o noktada yaklaşık 8.7 mGy (0.87 rad) birhava kermave yaklaşık 9.5 mGy (0.95 rad) birdoku kermaoluşturmaktadır

27. YUMUŞAK DOKUDAKİ ABSORBLANMIŞ DOZUN HAVADAKİNE ORANI • Dokudaki absorblanmış doz değerleri yumuşak dokuyu temsil eden ortamın bileşimine bağlı olarak düşük bir yüzdeyle değişecektir. • 80 kV ve 2.5 mm Al için, faktör 1.06 kullanılır: Yumuşak dokudaki doz = 1.06 Havadaki doz

28. 4.EŞDEĞER DOZ, H • Eşdeğer doz, absorblanmış doz ileboyutsuz olan radyasyon ağırlık faktörünün çarpımıdır. H = D.wR H= Eşdeğer dozD= Absorblanmış dozwR = Radyasyon ağırlık faktörü • Dokudaki ve malzemedeki absorblanmış doz arasındaki karışıklığı önlemek için, eşdeğer dozun SI birimine sievert (Sv) denilmiştir. • Eski birimi “rem” 1 Sv = 100 rem

29. RADYASYON AĞIRLIK FAKTÖRÜ, wR • Tıpta kullanılan hemen hemen bütün radyasyon enerji türleri için, wR 1’e eşittir.Böylelikle; • Absorblanmış Doz ve Eşdeğer Doz sayısal olarak eşittir.

30. 5. ETKİN DOZ, E • Vücudun tüm doku ve organlarındaki eşdeğer dozun neden olduğu stokastik etkilerin sonucunda oluşan hasarı göstermek amacıyla, her bir organ ve dokudaki eşdeğer doz, dokuağırlık faktörü,wT,ile çarpılır ve bu veriler tüm vücut üzerinden toplanarak Etkin doz (E) elde edilir. • Vücuttaki farklı organ ve dokuların radyasyona maruz kalması, farklı şiddetlerde ve farklı olasılıklarda hasara neden olmaktadır.

31. 5.ETKİN DOZ, E E = TwT.HT E= etkin doz wT = T doku veya organ için ağırlık faktörü HT= T doku veya organdaki eşdeğer doz veya E = D. wR. TwT

32. DOKU AĞIRLIK FAKTÖRÜ, wT

33. MESLEKİ DOZİMETREDEKİ NİCELİKLER • “Yüzey” ve “derin” dozlar genellikle personel dozimetrisindekullanılan niceliklerdir. • Bu nicelikler (mSv) personel dozimetresinde, dokunun 1 cm derinliğinde ve cilt yüzeyinde alınan doku eşdeğeri dozları olduğu kabul edilmektedir. • Genellikle, “derin” doz efektif doz olarak alınır.

35. Radyasyonun insan vücuduna etkisimSv or mrem, 1mSv = 100 mrem 3 mSv – yıllık ortalama normal background 50 mSv –sağlığa etkilerinin ölçülebildiği en düşük seviye. %0.3 artış –kanser oranı %25% den %25.3 e çıkar 1000 mSv – kanser riski %5 artar 10000 mSv -- yaklaşık 2 hafta içinde ölüm

36. RADYASYONDAN KORUNMA YÖNTEMLERİ • DışRadyasyondan Korunmak • İç Radyasyondan Korunmak

37. DIŞ RADYASYONDAN KORUNMA • Dış radyasyon tehlikelerine karşı korunma yöntemlerinde, vücut dışında bulunan radyasyon kaynaklarından alınan radyasyon dozlarının, temel radyasyon korunması standartlarıyla öngörülen sınırlar içinde tutulmaları için uzaklık, zaman ve zırhlama olmak üzere üç fiziksel korunma yönteminden yararlanılır.

38. DIŞ RADYASYONDAN KORUNMA • MESAFE:Radyoaktif madde veya radyasyon üreten cihazlarla çalışırken mümkün olduğunca uzakta durmak gerekmektedir. • ZAMAN :Radyoaktif madde veya radyasyon üreten cihazlarınyanında,çalışma esnasında gerekenden fazla sürede kalmamak • ZIRHLAMA :Radyoaktif madde veya radyasyon yayınlayan cihazlar ile çalışırken radyasyon kaynağı ile çalışılacak yer arasına radyasyonu tamamen durdurabilecek veya şiddetini azaltacak nitelikte bir engelin konmasıdır.

39. DIŞ RADYASYONDAN KORUNMA • Hızlı hareket edilmeli • Temastan kaçınılmalı • Amaca uygun zırh malzemesi kullanılmalı • Birim alandaki X ışınları yoğunluğu uzaklık ile ters orantılıdır. Uzaklık arttıkça doz %75 azalır. • Bariyer, kurşun bloklar, kurşun elbiseler (önlük, tiroid koruyucu) • Yüzük dosimetre (cilt dozu) • Röntgen cihazı üzerinde ek koruyucular – kolimatör, kurşun plaka

40. İÇ RADYASYONDAN KORUNMA • İçışınlanma,radyoaktif partiküllerin gıda yolu ile, solunum, yara ve kesiklerden vücut içerisindeki belirli doku ve organlara yerleşerek etrafına ışıma yapmasıdır. • İçışınlanmanın oluşumunu engellemek için açık radyoaktif maddelerle çalışılırken uyulması gereken kurallara titizlikle dikkat etmek gerekmektedir.

41. İÇ RADYASYONDAN KORUNMA • Laboratuvarda çalışan personel dozimetre kullanmalı, • Çeker ocaklarda çalışılmalı ve eldiven kullanılmalı, • Laboratuvarın havalandırılması sağlanmalıdır.

45. Laboratuvarlarda DİKKAT !

46. DERSİN SONU Katılımınızdan dolayı teşekkür ederim