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Rischi da radiazioni ionizzanti e norme di radioprotezione

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). Percezione del rischio. Quantificazione del rischio (1). Quantificazione del rischio (2).

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Rischi da radiazioni ionizzanti e norme di radioprotezione

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Presentation Transcript


  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

  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 10-3ºC, 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, seingerita, 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:

  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/dtè 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: 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 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) Principio ‘ALARA’: le dosi individuali e il numero di persone esposte devono essere mantenute As Low As Reasonably Achievable

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