Dosis efectiva (protección radiológica)

En la protección radiológica , la dosis eficaz no es una cantidad física sino una cantidad de protección radiológica que mide el impacto sobre los tejidos biológicos de la exposición a la radiación ionizante , en particular a una fuente de radiactividad . Se define como la dosis absorbida , es decir, la energía recibida por unidad de masa , corregida por factores adimensionales teniendo en cuenta, por un lado, la peligrosidad relativa de la radiación considerada y, por otro, la sensibilidad del tejido irradiado.

La unidad de dosis efectiva es el sievert (Sv), en honor al físico Rolf Sievert , que equivale a un julio por kilogramo (J / kg).

La unidad anterior, el rem , vale 10 mSv ( 100 rem = 1 Sv ).

usar

La dosis efectiva es una cantidad utilizada en protección radiológica para predecir riesgos estocásticos , es decir, los riesgos de desarrollar a medio o largo plazo un cáncer ligado a una irradiación débil oa una irradiación crónica. Esta noción no es apropiada y, sobre todo, no debería utilizarse para cuantificar los efectos deterministas en el caso de la irradiación aguda .

Dosis efectiva

Calculo general

A partir de las dosis absorbidas D R, T administradas por diferentes radiaciones R a diferentes tejidos T, la dosis efectiva se calcula de acuerdo con:

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

donde w T son factores de ponderación de tejido y w R son factores de ponderación de la radiación.

También podemos escribir E en función de las dosis equivalentes H T administradas a los tejidos T:

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

En la práctica, la dosis efectiva es la suma de la dosis externa medida directamente por un dosímetro y la dosis interna estimada por el médico a partir de la actividad incorporada en el organismo.

Factor de ponderación tisular

tela	w T	w T
góndolas	0,20	0,08
médula ósea	0,12	0,12
colon	0,12	0,12
pulmón	0,12	0,12
estómago	0,12	0,12
vejiga	0,05	0,04
seno	0,05	0,12
hígado	0,05	0,04
esófago	0,05	0,04
tiroides	0,05	0,04
piel	0,01	0,01
área de hueso	0,01	0,01
Glándula salival		0,01
cerebro		0,01
todas las demás telas	0,05	0,12

Dosis externa

Dosis interna

La dosis interna se determina a partir de la medición de la actividad del organismo o de las excretas.

El primer paso es determinar la actividad incorporada mediante modelos biocinéticos. Esta actividad incorporada asociada con las tablas ICRP permite evaluar la dosis comprometida.

Modelos de entrada

Antes de determinar el destino de cada radioisótopo en el cuerpo, es necesario saber si la sustancia inhalada o ingerida se transferirá al torrente sanguíneo.

Para estudiar esto, la ICRP ha desarrollado dos modelos de entrada:

El modelo respiratorio : se compone de cinco regiones, dos sectores extratorácicos (ET1 y ET2) y tres sectores torácicos (BB, bb e AI). El riesgo de incorporación por inhalación es mayor entre los trabajadores, por lo que este modelo es el más utilizado. Está estrechamente relacionado con la distribución del tamaño de las partículas , así como con la forma química del radioisótopo y la solubilidad de la sustancia. Por tanto, se han definido tres tipos de partículas:

Tipos	Período biológico	Absorción de material depositado			Ejemplos de
Tipos	Período biológico	ET2	BB y bb	TENGO	Ejemplos de
F	100% en 10 min	50% absorbido 50% ingerido	100%	100%	Todos los compuestos de Cs, I
METRO	10% en 10 min 90% en 140 días	5%	10%	70%	Todos los compuestos de Ra, Am
S	0,1% en 10 min 99,9% en 7000 días	~	~	10%	Compuestos insolubles de U y Pu

El modelo alimentario : Recientemente fue corregido por la ICRP . Las partículas ingeridas se absorben de acuerdo con un factor de absorción gastrointestinal . Este factor, como en el caso de las partículas inhaladas, depende de la forma físico-química de los radionucleidos ingeridos.

También existe un modelo de transferencia para lesiones.

Actividad incorporada, función de retención

La estimación de la actividad incorporada (IA) se basa para cada individuo en la vida media física y la vida media biológica de cada isótopo.

Puede ser determinado por el médico del trabajo a partir de:

Cualquiera de la actividad presente en el organismo gracias a una medida directa, denominada in vivo , de la radiactividad del individuo: los rayos emitidos a través del cuerpo se miden directamente por antroporadiametría ;
O la muestra biológica a través de una medición indirecta de muestras biológicas eliminadas por el organismo (orina, etc.).

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

Si M es la actividad medida del organismo, m (t) es el valor de la función de retención R (t) durante un tiempo t
Si M es la actividad medida de la muestra biológica, m (t) es el valor de la excreción función E (t) durante un tiempo t (desde la incorporación).

Las funciones de retención dependen de ciertos elementos como:

el tipo de exposición: aguda o crónica
el método (s) de incorporación
radioisótopos contaminantes y sus formas fisicoquímicas
la fisiología del sujeto (edad, morfología, retención de radioisótopos en los órganos, etc.)
estilo de vida (deficiencia de yodo)
tratamientos de emergencia (por ejemplo, tomar yodo) y medicamentos

Estas diferentes variables, estudiadas en modelos sistémicos, generalmente están mal identificadas, especialmente aquellas que dependen de la fisiología del sujeto. No obstante, la CIPR recomienda el uso de valores de referencia promedio, descritos en sus publicaciones.

Además, la fecha de exposición es necesaria para rastrear la actividad y la dosis incorporadas. A menudo, esto es difícil de determinar con precisión.

Dosis efectiva comprometida

El componente interno de la dosis efectiva se puede determinar a partir de la actividad incorporada (AI, en Bq o Bq / día), utilizando el DPUI (dosis efectiva comprometida por unidad de ingesta, en Sv.Bq-1) . Este coeficiente tiene en cuenta los dos factores de ponderación (W r y w t ) así como las funciones de retención.

Así, para una exposición aguda, la dosis efectiva comprometida durante 50 años es: ${\ displaystyle E_ {50} = {\ text {AI}} \ times {\ text {DPUI}}}$

Y para la exposición crónica, durante 1 días: ${\ Displaystyle E_ {50} = {\ text {AI}} \ times I \ times {\ text {DPUI}}}$

Los valores de referencia de DPUI por ingestión e inhalación están definidos por el CIPR y propuestos en el decreto francés de1 st de septiembre de de 2003

Notas y referencias

Recomendación 60 de la CIPR, 1990
Recomendación 103 de la CIPR (versión de 2007), Anales de la CIPR, Volumen 37, págs. 1-332, 2007
Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP); 1998; Seguimiento individual de la exposición interna de los trabajadores ; Publicación 78; Pergamon Press; Oxford; 164 p.
Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), Oficina Internacional del Trabajo; 2004; Guía de seguridad N ° RS-G-1.2: Evaluación de la exposición ocupacional por incorporación de radionucleidos ; Recopilación de normas de seguridad; OIEA; Viena; 95 p.
METIVIER H .; 2003; Un nuevo modelo para el tracto alimentario humano: el trabajo de un grupo de trabajo del comité 2 ; Dosimetría de protección radiológica; 105; 43-48.
* 21 decreto de 1 st de septiembre de 2003, que establece los procedimientos para el cálculo de las dosis efectivas y equivalentes dosis resultantes de la exposición a la radiación ionizante; DO n ° 262 de 13 de noviembre de 2003; pag. 19326.

Ver también

Bibliografía

Robert N. Cherry, Jr., radiación ionizante , Seguridad y Salud Ocupacional enciclopedia , 3 ª edición, capítulo 48 ( ISBN 92-2-209203-1 )