Monitoring narażenia wewnętrznego

OCHRONA RADIOLOGICZNA 2 Monitoring narażenia wewnętrznego Jakub Ośko

Naturalne izotopy promieniotwórcze w organizmie człowieka 2

Radionuklidy naturalne Promieniowanie kosmiczne i jego produkty (tryt i 14 C) 40 K radon Mleko 80 Bq/l Woda mineralna 6 Bq/l 40 K 235 U, 238 U, 232 Th 40 K 3

Radionuklidy naturalne Do organizmu człowieka trafiają izotopy promieniotwórcze z otoczenia. 40 K gamma, 30 mg (140g potasu-głównie w mięśniach), aktywność 4000-6000 Bq na całe ciało 14 C 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). 4

Radionuklidy naturalne Nuklid Aktywność całkowita Bq Typ i energia rozpadu [kev] Energia średnia <E β > [kev] Średni zasięg w tkance [μm] 3 H 70 β: 19 5 0,5 14 C 3100 β: 156 49 39 40 K 4400 β (89%): 1312 γ (11%): 1461 540-1600 duży 87 Rb 600 β: 274 82 95 210 Po ~40 α: 5304 γ: 803 226 Ra ~2 α: 4601, 4784 γ: 186 Dla człowieka umownego o masie 70 kg. - - - - 40 duży 30 duży 5

INNE izotopy promieniotwórcze w organizmie człowieka 6

Procedury medyczne Diagnostyka Terapia 7

Procedury medyczne 67 Ga diagnostyka przewlekłych stanów zapalnych 111 In diagnostyka zmian zapalnych w obrębie klatki piersiowej, jamy brzusznej i tkanek miękkich, scyntygrafia kości, terapia nowotworowa 99 mtc diagnostyka zmian zapalnych w obrębie jamy brzusznej, scyntygrafia kości, badania ośrodkowego układu nerwowego, diagnostyka procesów nowotworowych 18 F diagnostyka stanów zapalnych komórek, diagnostyka procesów nowotworowych 123 I badania ośrodkowego układu nerwowego 131 I diagnostyka procesów nowotworowych, terapia tarczycy, terapia nowotworowa 201 Ta diagnostyka procesów nowotworowych 90 Y zapalenia stawów 186 Re zapalenia stawów, leczenie paliatywne nowotworów kości 169 Er zapalenia stawów 32 P choroby rozrostowe szpiku kostnego 89 Sr leczenie paliatywne nowotworów kości 153 Sm leczenie paliatywne nowotworów kości 8

Skażenia wewnętrzne Niepożądana obecność substancji promieniotwórczej (nuklidów promieniotwórczych) w ciele człowieka. 9

Źródła skażeń wewnętrznych otwarte źródła promieniowania odpady promieniotwórcze ze źródeł otwartych nieszczelne źródła zamknięte skażenia środowiska ( 137 Cs, 90 Sr) 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 10

Osoby narażone Osoby zawodowo pracujące z otwartymi źródłami promieniowania, przy ich produkcji, transporcie, użytkowaniu przechowywaniu, składowaniu. 11

Monitoring narażenia 12

Monitoring narażenia Program działań obejmujący: pomiar dawki lub skażenia w celach związanych z oceną narażenia na promieniowanie lub na działanie substancji promieniotwórczych interpretację i rejestrację wyników. 13

Monitoring narażenia INDYWIDUALNY in vivo in vitro ŚRODOWISKA pracy naturalnego 14

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. 15

Monitoring skażeń wewnętrznych w świetle prawa 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. 16

Monitoring skażeń wewnętrznych w świetle prawa 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. 17

Cel monitoringu Identyfikacja narażenia Określenie wielkości narażenia 18

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 19

Pomiar aktywności 20

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. 21

Pomiary aktywności substancji promieniotwórczych w ciele człowieka In vivo całe ciało, pojedyncze narządy In vitro wydaliny, ślina 22

Pomiary in vivo Gamma X Promieniowanie hamowania Wysokoenergetyczne promieniowanie beta 23

Zalety in vivo Możliwość pomiaru aktywności radionuklidów w konkretnym narządzie Krótka procedura pomiarowa Wykrywanie wielu izotopów równocześnie Brak próbek biologicznych 24

Wady in vivo 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 25

Pomiary in vivo Całe ciało Tarczyca Płuca Wątroba Kości 26

Pomiary skażeń całego ciała 27

Licznik Promieniowania Całego Ciała 28

Licznik Promieniowania Całego Ciała Geometria krzesła Geometria łóżka Geometria łuku Licznik cieniowy 29

Geometria łóżka scanning Detektor Detektor Detektor Detektor 30

Geometria łóżka scanning 31

Geometria łuku 32

Licznik cieniowy 33

Kalibracja Zasady identyczne jak w przypadku innych pomiarów spektrometrycznych. Kalibracja energetyczna Kalibracja wydajnościowa z wykorzystaniem odpowiednich fantomów. 34

fantomy 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 35

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 36

Fantom BOMAB 20 cm 10 cm 40 cm 170 cm 20 cm 40 cm 40 cm 37

Fantom BOMAB Część ciała Vol. l 4 lata 10 lat Dorosły M Dorosły K Vol. % Vol. l Vol. % Vol. l Vol. % Vol. l głowa 2.398 12.6 3.390 9.4 4.301 6.1 3.426 6.1 Vol. % szyja 0.373 2.0 0.757 2.1 1.511 1.6 1.200 2.1 Klatka piersio wa 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 38

Fantom Igor 16.5x11x5.5 cm źródła dorosły młodzież dziecko 39

wydajność Wydajność detekcji 1.2E-03 1.0E-03 8.0E-04 6.0E-04 4.0E-04 2.0E-04 BOMAB 4 detektory HPGe, 75% 0 0 500 1000 1500 2000 energia (kev) 40

Pomiary skażeń tarczycy 41

Licznik Promieniowania Tarczycy 42

Kalibracja American National Standards Institute Lawrence Livermore National Laboratory Canadian Human Monitoring Laboratory 43

Kalibracja 44

Pomiary skażeń płuc 45

Pomiary skażeń płuc 46

Pomiary skażeń płuc 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, 241 Am 47

Fantom LLNL 48

Fantom Japan Atomic Energy Research Institute 49

Kalibracja 50

wydajność Kalibracja 1 10-01 10-02 121.8 kev 59.5 kev 244.7 kev 21 kev 17.5 kev 10-03 10-04 10-05 1.56 2.1 2.68 3.28 4 MEQ-CWT (cm) (chest-wall thickness) 51

% zmiana wydajności Zależność wydajności od zawartości tkanki tłuszczowej 400 350 300 250 200 150 100 50 0 0 10 20 30 40 50 60 70 % tkanka tłuszczowa 52

Muscle equivalent chest wall thickness MEQ - CWT X = A + A M ( 1 - M [ ] A ) A - frakcja tkanki tłuszczowej (1-A) frakcja mięśni A - liniowy współczynnik osłabienia w tłuszczu (cm -1 ) M - liniowy współczynnik osłabienia w mięśniach (cm -1 ) X - grubość klatki piersiowej 53

Pomiary skażeń kości 54

Pomiary skażeń kości 55

Pomiary skażeń kości Fotony wysokoenergetyczne: pomiar całego ciała lub scanning profilowy Fotony niskoenergetyczne ( 210 Pb, 241 Am): 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

Metody specjalne Rany Beta i promieniowanie hamowania Szybki monitoring ciała Radionuklidy niskoenergetyczne Systemy mobilne Measurement of neutron induced radioactivity 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. 90 Sr, 90 Y, 32 P, 35 S, 89 Sr. 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

Radionuklidy niskoenergetyczne Silicon detector arrays 67

Radionuklidy niskoenergetyczne Detektory krzemowe Skażenia płuc i rany skóry Osoba monitorowana nosi kurtkę przez określony czas Geometria pomiaru ustalana indywidualnie 68

Systemy mobilne 69

Promieniowanie neutronowe Aktywacja części ciała 24 Na (T 1/2 = 15 godz) 38 Cl (T 1/2 = 37 min) Poziom aktywacji zależy od widma promieniowania dawki od promieniowania neutronowego 70

Liczba zliczeń Ocena aktywności m p m Nr kanału 71

Ocena aktywności A N t N - liczba zliczeń w piku - wydajność detekcji t - czas pomiaru k γ - wydajność linii energetycznej 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 Antykoincydencja B Przetwornik B B Analizator NaI C A A A 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 226 Ra i 228 Ra 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 w t A ν n - częstość zliczeń wzorca [imp/sek], ν t - częstość zliczeń tła [imp/sek], A w - emisja powierzchniowa wzorca [cząstki/sek]. w 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

Pomiary skażeń emiterami β 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

Pomiary skażeń emiterami β CAŁKOWITA AKTYWNOŚĆ RADIONUKLIDÓW BETAPROMIENIOTWÓRCZYCH Metoda pozwala wykryć ponad 90% radioaktywności 51 Cr, 59 Fe, 65 Zn, 90 Sr, 90 Y, 95 Zr i 95 Nb, do 50% 60 Co i 103 Ru Nie wykrywa 32 P i 35 S 40 K jest celowo eliminowany w trakcie analizy 102

Pomiary skażeń emiterami β 3 H odbarwianie węglem aktywnym, oddestylowanie z dodatkiem węglanu sodu i tiosiarczanu sodu, prawie do sucha, pomiar licznikiem scyntylacyjnym 90 Sr 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 32 P bezpośredni pomiar moczu w ciekłym scyntylatorze 35 S bezpośredni pomiar moczu w ciekłym scyntylatorze 14 C 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

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 109

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 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

Scenariusz wniknięcia Kiedy? Jak? Co? 113

Scenariusz wniknięcia Kiedy? Data wniknięcia. Jeśli data wniknięcia nie jest znana, należy przyjąć, że wniknięcie nastąpiło w połowie okresu między kolejnymi pomiarami. 114

Scenariusz wniknięcia Co? Informacja o formie fizycznej i chemicznej radionuklidu. 115

Scenariusz wniknięcia 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 T b½ czas, po którym, w wyniku procesów biologicznych, z organizmu usunięta zostanie połowa aktywności początkowej, przy wydalaniu w przybliżeniu wykładniczym. 119

Definicje Efektywny czas wchłaniania T in T T w w T 1/ T 2 1/ 2 T w - czas, po którym aktywność izotopu zgromadzonego w organizmie osiągnie 63 % maksymalnej wartości wchłoniętej. 120

Definicje Efektywny czas wydalania T out T T b1/ b1 / 2 2 T 1 / T 1 / 2 2 121

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

Schemat transportu radionuklidów w organizmie Wdychanie Wydychanie Spożycie Skóra Układ oddechowy Przew ód pokar mowy Pot Węzły limfatyczne Bezpośrednie wniknięcie Płyny ustrojowe Wątroba Skaleczenia Tkanka podskórna Skóra Inne narządy Nerki Mocz Kał 127

Narządy krytyczne Mięśnie 40 K, 137 Cs Kości 90 Sr, 226 Ra, 65 Zn, 90 Y, 147 Pm, 140 Ba, 234 Th, 32 P, 14 C Tarczyca 131 I Płuca 233 U, 239 Pu, 85 Kr Śledziona 210 Po Wątroba 60 Co Nerki 106 Ru Skóra 35 S 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 LN ET i LN TH ). 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

Model dróg oddechowych 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

Model dróg oddechowych 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

Model dróg oddechowych 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 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

Model układu pokarmowego 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

Model układu pokarmowego zęby jama ustna Błona śluzowa Obieg powszechny Krew lub narządy wydzielania (również wątroba) Przełyk wolna szybka żołądek układ oddechowy ściana żołądka wątroba jelito cienkie ściana jelita cienkiego okrężnica wstępująca ściana okrężnicy wst. okrężnica zstępująca ściana okrężnicy zst. Błona śluzowa esica ściana esicy 137

Model układu pokarmowego 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 Jod 131 I droga oddechowa 10 0 tarczyca 10-1 10-2 Retencja 10-3 10-4 10-5 10-6 10-7 mocz 1 10 100 Dzień po wniknięciu 141

retencja R(t) 1,00E+00 1,00E-01 1,00E-02 1,00E-03 1,00E-04 1,00E-05 1,00E-06 1,00E-07 1,00E-08 całe ciało mocz 1 10 100 1000 10000 dzień po wniknięciu 1 10-1 10-2 10-3 10-4 10-5 10-6 10-7 10-8 całe ciało płuca mocz kał 0 10 100 1000 10000 Dzień po wniknięciu 60 Co oddechowa typ M 60 Co dr. oddechowa, wolna absorbcja 142

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 143

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 144

Szacowanie dawki 145

Szacowanie dawki droga oddechowa lub pokarmowa Płyny ustrojowe Kompartment tkankowy.. Kompartment tkankowy 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 SEE ( T S ) R Y R E R w R AF( T M T S ) R sumowanie przebiega po wszystkich rodzajach promieniowania R, Y R wydajność promieniowania typu R na jeden rozpad, E R energia promieniowania R w R współczynnik wagowy promieniowania M T masa narządu T 150

Szacowanie dawki obliczyć obciążającą dawkę równoważną H (50) U SEE ( T S ) T obliczyć dawkę obciążającą s E (50) H T (50) w T T s 151

Szacowanie dawki E An 0 n t e g n en(g) współczynnik przeliczeniowy aktywności wnikniętej na dawkę, dla n-tego izotopu wielkość tabelaryczna 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

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 160

Zadanie Wyniki pomiaru stężenia izotopów promieniotwórczych w powietrzu w okresie 28 31 marca 2011 w Świerku 131 I 3,27 mbq/m 3 132 I 0,058 mbq/m 3 132 Te 0,11 mbq/m 3 134 Cs 0,26 mbq/m 3 137 Cs 0,30 mbq/m 3 Oblicz dawkę efektywną pochodzącą od jodu 131 I 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 m 3 /h Ilość wdychanego powietrza: 1,2 * 24 * 7 = 201,6 m 3 Aktywność wniknięta: 201,6 m 3 * 3,27 mbq/m 3 = 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 Skażenia wewnętrzne 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 -1 s -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 D ~ ( T S ) A S ( T S ) ~ A 0 A( t) dt 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: ~ 0 0,693 t T 0 e dt 1,44 T1/2 A0 A 1/2 A gdzie A 0 jest aktywnością mierzoną w chwili początkowej. 167

Model MIRD Narząd bardzo szybko wchłania radioizotop ale usuwa go biologicznie na n sposobów, przy czym okres półrozpadu dla procesu pierwszego wynosi T 1, a jego udział w usuwaniu radionuklidu wynosi f 1, drugiego odpowiednio T 2 i f 2, a n-tego T n i f n. Aktywność radionuklidu w czasie A(t) zmienia się tylko na skutek rozpadu biologicznego ~ A A 0 0 1,44 A f 0 1 e ( f 0,693 t T 1 T 1 1 dt f 2 T 2 A 0 0 f 2... e f 0,693 t T n T n ) 2 dt... A 0 0 f n e 0,693 t T n dt 168

Model MIRD Narząd szybko wchłania radioizotop i usuwa go zarówno przez rozpad fizyczny z okresem półrozpadu T ½, jak i w procesie biologicznym, z okresem połowicznego wydalania T b½ aktywność skumulowana wyniesie: dawka efektywna: ~ A T e T T b1/ 2 b1/ 2 1,44 T T T 1/ 2 1/ 2 e A 0 H gdzie D T jest dawką w narządzie T E T w T D T 169

Model MIRD narząd wchłania preparat wolno, aktywność radionuklidu zmniejsza się zgodnie ze wzorem: A ( t ) a aktywność skumulowana wynosi: A 0 1 e 0,639t T w A 1,44 A0 T e T T in w 170

Porównanie modeli ICRP i MIRD ICRP H(50) T SEE t = 50 lat U S MIRD 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 172

Skażenie 89 Sr Wniknięcie jednorazowe 20 dni przed poborem próbki moczu Wynik pomiaru 100Bq 173

Skażenie 89 Sr 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 (SrTiO 3 ) 2455,1 5,62 174

Skażenie 89 Sr Wniknięcie ciągłe (od 1 do 5 dnia) 20 dni przed poborem próbki moczu Wynik pomiaru 100Bq 175

Skażenie 89 Sr 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 (SrTiO 3 ) 474,1 4,34 176

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? NIE Skażenie? TAK NIE Oblicz dawkę wydalony? TAK NIE TAK 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 187