CAPITOLO 8 Effetti delle radiazioni, fondo naturale e radioprotezione Introduzione Presso le Nazioni Unite è costituito un Comitato che ha il compito specifico di accertare e comunicare i livelli delle dosi e gli effetti delle radiazioni ionizzanti e che si chiama UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation); periodicamente pubblica un rapporto che aggiorna la situazione delle conoscenze scientifiche in questo campo (1977, 1982, 1986, 1988, 2000 e 2001) e costituisce un autorevole punto di riferimento in questo campo. Un altro punto di riferimento è rappresentato dal Comitato sugli Effetti Biologici delle Radiazioni Ionizzanti (BEIR) dell’Accademia delle Scienze degli Stati Uniti d’America (BEIR 1956, BEIR I 1972, BEIR III 1980 e BEIR V 1990). Varie Organizzazioni Internazionali assumono le valutazioni sulle sorgenti e sugli effetti delle radiazioni effettuati da questi Comitati come base scientifica per stimare i rischi delle radiazioni ionizzanti e stabilire e raccomandare standard di sicurezza per il loro impiego. Fra queste organizzazioni citiamo l’International Atomic Energy Agency (IAEA) e l’International Commission on Radiological Protection (ICRP); dell’ICRP citiamo in particolare la pubblicazione n. 60 del 1990 dalle quale derivano i limiti di dose attualmente adottati dalla legislazione italiana; nel 2007 questa pubblicazione è stata sostituita dalla n.103 a cui dovrebbe adeguarsi la normativa. Come iter generale le raccomandazioni dell’ICRP vengono trasformate in Direttive dalla Comunità Europea che poi vengono recepite nella legislazione dei Paesi membri della Comunità.

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Effetti delle radiazioni Interazione con la materia vivente Le radiazioni ionizzanti nell’attraversare la materia perdono energia producendo eccitazioni e ionizzazioni di atomi e molecole (in intervalli di tempo < 10-16s); l’energia trasferita innesca vari processi chimico-fisici come la produzione di radicali liberi (in tempi dell’ordine di 10-12

s); questi radicali sono molto reattivi chimicamente e producono ulteriori modificazioni chimiche nelle molecole del mezzo prima di essere inattivati (in tempi dell’ordine di 10-6s); le modificazioni chimiche indotte possono manifestarsi in tempi molto diversi a seconda della natura del mezzo in cui si verificano. In questa sede ci occuperemo essenzialmente degli effetti biologici. L’unità fondamentale dell’organismo vivente è la cellula il cui nucleo contiene informazioni genetiche codificate nel DNA che è in grado di fornire istruzioni per la riproduzione della cellula e la produzione di proteine. Il mezzo intracellulare è separato dagli spazi extracellulari da un complesso sistema di membrane semipermeabili che regolano lo scambio dell’acqua, delle sostanze nutrienti e degli elettroliti fra l’interno e l’esterno della cellula. Ogni alterazione di questo equilibrio può rappresentare una minaccia per la sopravvivenza della cellula anche se essa possiede un sistema di difesa che, all’occorrenza, mette in moto processi di riparazione, soprattutto nei confronti del danno al DNA. Strutture biologiche importanti possono essere modificate dalla ionizzazione (o anche dall’eccitazione) in via diretta o in via indiretta.

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Come è mostrato in figura, nel caso della doppia elica del DNA, nell’azione diretta l’atomo o la molecola viene ionizzata direttamente dalla particella (ossia il legame chimico viene rotto direttamente dalla particella), nel caso di azione indiretta sono i radicali liberi (creati dalla particella) che vanno a produrre la rottura di altri legami. Nel caso di raggi X e gamma (o di radiazioni a basso LET in generale) circa l’80% dei danni biologici sono causati dall’azione indiretta; mentre le radiazioni ad alto LET producono danni essenzialmente per via diretta. Moltissimi dati dimostrano che il DNA è il bersaglio più sensibile all’interno di una cellula irradiata; i danni al DNA sono in pratica rappresentati dalle rotture che si verificano nella doppia elica.

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L’esposizione alle radiazioni porta ad un danneggiamento delle cellule; questo danneggiamento può essere grave al punto da provocare la morte della cellula oppure il danno può essere riparato; se il danno viene riparto bene non ci sarà alcuna conseguenza negativa per la cellula; nel caso in cui il danno venga riparato in maniera scorretta la cellula subisce delle modificazioni che possono farla diventare neoplastica; in genere occorre l’intervento di altri fattori endogeni o esogeni per trasformare la cellula da neoplastica in maligna (cellula che ha acquisito la capacità di moltiplicarsi fino a formare tumori); il processo cancerogeno che include la crescita di un tumore primario fino ad un diametro visibile (circa 1 cm) e la sua diffusione ad altri tessuti richiede tempi dell’ordine dei mesi in piccoli animali o di molti anni nell’uomo. Quando le riparazioni scorrette riguardano le cellule germinali esiste la possibilità che gli effetti nocivi si manifestino negli individui delle generazioni successive (effetti genetici); negli altri casi il rischio di tumori riguarda l’individuo esposto (effetti somatici); i danni da radiazioni vengono classificati anche in deterministici e stocastici.

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Curve di sopravvivenza in vitro Nella figura seguente sono riportate alcune curve che mostrano l’andamento della sopravvivenza percentuale di cellule irraggiate a dosi crescenti e che mettono in evidenza la diversa sensibilità dei vari tipi di cellule.

Alcune curve hanno un andamento puramente esponenziale, altre mostrano una spalla iniziale; le prime (parte b della figura seguente) possono essere descritte da una relazione del tipo:

0D1con ln

)(

==−

= −

αα

α

DS

eDS D

dove D0 rappresenta la dose che riduce la sopravvivenza al 37% e in un grafico semilogaritmico D0 rappresenta il reciproco della pendenza della retta;

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Le altre curve sono descritte da funzioni del tipo:

n

DD

e)D(S ⎟⎟⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛−−=

−011

la curva è riportata nella parte b della figura; in scala semilogaritmica si

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nota la presenza di una spalla iniziale seguita da un tratto rettilineo; D0 ha lo stesso significato di prima (ed è il reciproco della pendenza della retta); n è l’intersezione di questa retta con l’asse delle y e viene detto numero di estrapolazione a dose zero; un parametro utile a misurare l’ampiezza della spalla iniziale è Dq che corrisponde all’intersezione fra il prolungamento della parte esponenziale (rettilinea) della curva e la linea orizzontale passante per il 100% di sopravvivenza; viene detta “dose quasi-soglia” ed è data da:

)ln(0 nDDq = In generale si trova che un andamento puramente esponenziale è prodotto da radiazioni ad alto LET, mentre quella con spalla iniziale è caratteristica di radiazioni a basso LET. Nelle curve di sopravvivenza per le cellule di mammifero con radiazioni di basso LET la spalla ha una pendenza iniziale più piccola di quella del tratto esponenziale finale; il tratto iniziale della spalla è quello più critico soprattutto nell’ambito della radioprotezione perché corrisponde alle basse dosi; per riprodurre meglio anche questo tratto è stata proposta una relazione del tipo:

⎥⎥

⎦

⎤

⎢⎢

⎣

⎡

⎟⎟

⎠

⎞

⎜⎜

⎝

⎛−−=

−−n

DD

DD

eeDS 01 11)(

dove n e D0 conservano lo stesso significato di prima, D1 rappresenta il reciproco della pendenza del tratto iniziale della spalla.

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Un modo alternativo di rappresentare quest’ultimo andamento è quello che usa la forma lineare-quadratica data da:

[ ]2DDe)D(S βα +−=

Ossia 2DDSln βα +=−

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Il logaritmo della sopravvivenza dipende anche dal quadrato della dose; la parte lineare e quella quadratica sono pesate dai parametri α e β

Il rapporto α /β rappresenta il valore della dose alla quale la componente lineare pesa quanto quella quadratica; da questa dose in poi il termine quadratico prevale su quello lineare; in radioterapia si è trovato che tale rapporto è specifico di un dato tessuto; nella tabella sono riportati vari valori di α /β in corrispondenza di vari tessuti e di vari effetti biologici: dalla tabella emerge che alti valori di α/β sono associati ad effetti biologici a comparsa relativamente rapida (effetti immediati) mentre bassi valori di α/β sono caratteristici di effetti a comparsa dilazionata nel tempo (effetti ritardati).

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Fattori che influenzano l’effetto L’effetto delle radiazioni è influenzato da vari fattori di natura fisica, biologica e chimica (LET, dose-rate, frazionamento, concentrazione di ossigeno …).

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In figura è mostrato la diversa efficacia biologica di radiazioni a diverso LET; lo stesso effetto biologico, la sopravvivenza al 10% per esempio, viene ottenuta con dosi sempre più basse passando dai raggi x alle particelle α; viene definita l’Efficacia Biologica Relativa (EBR) di un fissato tipo di radiazioni il rapporto fra la dose di raggi X per produrre un certo effetto biologico e la dose della radiazione in questione per produrre lo stesso effetto.

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Un altro fattore importante è il dose-rate; alte intensità di dose sono più efficaci di bassi dose-rate come mostrato in figura; per le RT112, per esempio, a basso dose-rate (b) occorrono circa 14 Gy per avere il 10% di sopravvivenza, mentre ad alto dose-rate (a) ne bastano circa 9 Gy.

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Un altro fattore è il frazionamento della dose: una stessa dose data in una singola frazione produce un certo effetto; per ottenere lo stesso effetto impartendo la dose in sedute successive occorre una dose maggiore (vedi figura).

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Ricordiamo infine l’importanza dell’ossigenazione: la presenza di ossigeno rende le cellule più sensibili alle radiazioni; quindi in condizioni di anossia occorre una dose maggiore di quella che produce un certo effetto biologico in presenza di ossigeno

Nella figura viene riportato l’andamento dell’Effetto Ossigeno e dell’EBR in funzione del LET della radiazione; l’OER è più importante per radiazioni a basso LET, mentre l’EBR tende a crescere col LET.

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Effetti deterministici ed effetti stocastici Se torniamo a considerare le curve dose-effetto, e prendiamo in considerazione non la sopravvivenza ma la morte o (altro effetto di riferimento) vediamo che le curve possono essere

Mentre nel primo caso non sembra esserci alcuna soglia di dose, nel secondo caso sembra che per avere un certo effetto sia necessario impartire almeno una data dose; questo è vero per esempio quando si passa dalle cellule ai tessuti; l’irradiazione può provocare la morte di una certa frazione di cellule che costituiscono quel tessuto; ma se il numero di queste cellule è piccolo, può essere che quel tessuto non subisca alcuna alterazione o danno macroscopico; al crescere della dose aumenta

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la frazione di cellule distrutte e da un certo punto in poi nel tessuto si manifesterà un certo effetto biologico. Questi effetti, ai quali è possibile associare una dose-soglia vengono chiamati effetti deterministici; quindi se si vogliono evitare gli effetti deterministici basta rimanere al disotto della soglia. Nei casi in cui non sembra possibile associare una soglia, si parla di effetti stocastici; la curva dose-effetto è in realtà una curva della probabilità che si verifichi un certo effetto in funzione della dose; quindi, fissato l’effetto, la dose ne regola la probabilità di accadimento. Fra gli effetti da considerare c’è la morte dell’individuo; la sopravvivenza in funzione della dose viene descritta mediante la

6050DL ,

cioè la dose alla quale la metà degli individui irraggiati corre il rischio di morire entro 60 giorni dall’esposizione. Per esseri umani adulti e sani e per radiazioni a basso LET, la

6050DL è stata stimata tra 3 e 5 Gy impartiti

a metà del corpo; la morte sopraggiunge per l’inattivazione delle cellule staminali ematopoietiche; a dosi superiori a 5 Gy si aggiunge un danno al tratto gastrointestinale (inattivazione delle cellule staminali e di quelle dell’endotelio capillare) con morte entro 1-2 settimane; a 10 Gy si può manifestare un’infiammazione acuta mortale al tessuto polmonare; a dosi ancora più elevate si manifestano danni al tessuto nervoso e cardiovascolare e la morte per shock si manifesta entro pochi giorni.

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22

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L’esperienza di Chernobyl

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Alcuni effetti deterministici

Stime delle soglie per effetti detrministici (ICRP 1984a)

tessuto ed effetto Equivalente di dose singola breve esposizione (mSv)

Equivalente di dose in esposizioni protratte o molto frazionate (mSv)

Intensità di dose annua se ricevuta annualmente in esposizioni protratte su molti anni (mSv/anno)

Testicoli: Sterilità temporanea

150 NA 400

Sterilità permanente

3500-6000 NA 2000

Ovaio: sterilità 2500-6000 6000 >200 Cristallino: opacità visibili 500-2000 5000 >100 Cataratta 5000 >8000 >150 Midollo osseo: depressione ematopoiese

500

NA

>400

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NA significa Non Applicabile perché la dose dipende più dall’intensità che dalla dose totale Stime di rischio per effetti stocastici I danni subiti dalle cellule possono essere riparati (soprattutto quando viene danneggiata una sola elica); ma se ciò non avviene in maniera corretta, dalle cellule danneggiate possono derivare tumori o leucemie (a carico dell’individuo irraggiato) o danni genetici, a carico dei discendenti, se vengono danneggiate le cellule germinali. Gli effetti conseguenti a un danneggiamento cellulare mal riparato vengono detti stocastici e hanno la caratteristica che una volta manifestati la loro gravità non dipende dal valore della dose che li ha prodotti; essi si possono manifestare molto tempo dopo l’esposizione e rappresentano il rischio di induzione di tumori o di disordini ereditari nella popolazione irraggiata; per essi si può stabilire solo la frequenza di accadimento che cresce all’aumentare della dose. Per questo tipo di effetti non sembra esistere una soglia al di sotto della quale la probabilità che si verifichino sia nulla; attualmente, a scopo cautelativo, si ritiene che anche una piccola dose di radiazioni (piccola frazione di Gy) abbia una probabilità non nulla di produrre un effetto stocastico. La stima di queste probabilità è molto complicata dato che i tumori e gli effetti genetici indotti dalle radiazioni sono indistinguibili da quelli che altri agenti producono con una frequenza molto alta. Le stime di rischio vengono effettuate, essenzialmente, sulla base degli studi sui sopravvissuti ai bombardamenti atomici in Giappone. In tabella è riportato il rischio stimato per l’assorbimento su tutto il corpo della dose di 1 Sv di radiazione a basso LET. Per esempio, se 100 persone ricevessero una dose di 1 Sv su tutto il corpo, 4 di queste persone potrebbero morire a causa di un tumore indotto dalle radiazioni.

Tabella I Probabilità per alcuni effetti stocastici

Effetto Popolazione esposta

Periodo di Esposizione

Modalità di esposizione

Probabilità

effetti cancerogeni:

Tumori letali (totale)

lavoratori tutta la vita basse dosi e basse intensità

12104 −−⋅ Sv

Tumori letali popolazione tutta la vita basse dosi e 12105 −−⋅ Sv

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(totale) generale basse intensità effetti ereditari: effetti ereditari Gravi

popolazione generale

tutte le generazioni

basse dosi e basse intensità

12101 −−⋅ Sv

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Quantità ed unità per la dosimetria e la radioprotezione. L’esigenza fondamentale della radioprotezione è quella di disporre di grandezze fisiche che misurino la dose e la “qualità” della radiazione, in modo da poter stimare il rischio ad essa associato; due Commissioni internazionali si occupano di queste problematiche: • L’ICRU (International Commission on Radiation Units and

Measurements) è la Commissione che ha il compito di stabilire le unità di misura delle quantità dosimetriche, per il monitoraggio sia individuale sia ambientale.

• L’ICRP (International Commission on Radiological Protection) pubblica raccomandazioni per contenere i rischi associati alle radiazioni ionizzanti. In questo paragrafo vengono riportate alcune delle grandezze radiometriche e dosimetriche raccomandate dalla pubblicazione N°60 dell’ICRP (anno 1990); le grandezze che sono già state introdotte non riceveranno ulteriori spiegazioni.

I. Dose Assorbita D (in Gy): D =

dmdε

II. Rateo di Dose Assorbita: D& = dtdD

III. Dose agli organi: DT = T

T

mε

dove εT è l’energia impartita all’organo o al tessuto e mT la sua massa.

IV. Trasferimento lineare di energia non ristretto: L∞ = ∞

⎟⎠⎞

⎜⎝⎛

dxdT

V. Dose equivalente H: H ≡ D⋅Q la Dose Equivalente è una grandezza che pesa la dose assorbita D con un fattore di qualità Q che tiene conto della diversa capacità della radiazione a produrre effetti biologici. Il fattore di qualità Q è valutato attraverso misure di Efficacia Biologica Relativa; l’EBR per un fissato effetto biologico rappresenta il rapporto fra la dose della radiazione in esame per produrre quell’effetto e la dose di raggi X di riferimento che produce lo stesso danno. L’ICRP fornisce i fattori di qualità in funzione del L∞ della radiazione. La Commissione in materia ha pubblicato tre rapporti, denominati ICRP21 (anno 1973) e ICRP60 (anno 1990) ed ICRP103 (2007); la seconda pubblicazione è una revisione e correzione della prima in base alle nuove conoscenze in materia di effetti delle radiazioni, e la terza rappresenta un ulteriore miglioramento. la Legge italiana fa riferimento soprattutto alla ICRP60, mentre all’ultima non è ancora

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aggiornata. Di seguito vengono riportate informazioni tratte dalla ICRP60; per aggiornamenti si rimanda alla ICRP103.

0

5

10

15

20

25

30

35

1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E+03 LET in acqua, KeV/μm

Fatto

re d

i Qua

lità ICRP21

ICRP60

Il Fattore di Qualità Q di una particella carica funzione del trasferimento lineare d’energia non ristretto in acqua, secondo le pubblicazioni dell’ICRP.

Poiché Q è un fattore adimensionale, la Dose Equivalente H ha le stesse dimensioni della Dose Assorbita (J/Kg), ma può avere valori diversi; perciò, al fine di evitare possibili confusioni, alla Dose Equivalente è stata attribuita l’unità di misura speciale detta Sievert (Sv). Quando i due fattori adimensionali Q è uguale all’unità

1 Sv = 1 Gy = 1 J/Kg Se come unità di Dose Assorbita si usano i rad (= 10-2 J/Kg), allora l’unità di Dose Equivalente è il rem (1 rem = 10-2 Sv). La Commissione ritiene che attualmente la risoluzione e la precisione della relazione Q - L∞ non siano ancora sufficienti da giustificare una relazione formale ed un uso “ufficiale” di Q; questo in quanto ci sono ancora troppe incertezze nelle informazioni radiobiologiche. Perciò l’ICRP propone la sostituzione dei Fattori di Qualità Q con i Fattori di Peso wR, basati su una nuova analisi dei dati biologici, di molte e diverse modalità di esposizione e sulla considerazione dei risultati dei calcoli tradizionali dell’equivalente di dose ambientale. La tabella seguente riassume i valori di wR; tutti i valori si riferiscono a radiazione incidente sul corpo e, per le sorgenti interne, emessa dalla sorgente stessa. La Figura 1 mostra l’andamento dei fattori di peso per i neutroni.

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Tipo ed intervallo di energia E wR

Fotoni di tutte le energie 1 Elettroni e muoni di tutte le energie 1 Neutroni: E < 10 KeV 5 Neutroni: 10 KeV<E < 100 KeV 10 Neutroni: 100 KeV<E < 2 MeV 20 Neutroni: 2 MeV<E < 20 MeV 10 Neutroni: E > 20 MeV 5 Protoni, tranne quelli di rinculo: E>2 MeV 5 Particelle α, frammenti di fissione, nuclei pesanti 20

Valori numerici dei fattori di peso per tutti i tipi di particelle

0

5

10

15

20

25

1,0E-06 1,0E-05 1,0E-04 1,0E-03 1,0E-02 1,0E-01 1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E+03

Energia dei neutroni incidenti (MeV)

Fatt

ori d

i Pes

o

Figura 1 Per i tipi di radiazione e per le energie non presenti in tabella, il valore approssimato di wR è ottenibile dal calcolo di Q alla profondità di 10 mm nella Sfera ICRU1:

( ) ( )∫∞

⋅⋅=0

1 dLLDLQQ

Q

1 La sfera ICRU è una sfera di 30 cm di diametro realizzata in materiale tessuto - equivalente; la

sua composizione, in termini di massa, è di ossigeno per il 76,2%, di carbonio per l’11,1%, di

idrogeno per il 10,1% e di azoto per il 2,6%; la densità è di 1 g/cm3.

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dove Q(L) è il fattore di qualità per un LET uguale ad L ad una profondità di 10 mm e D(L)⋅dL è la dose assorbita con LET non ristretto tra L e L+dL, sempre a 10 mm di profondità.

VI. Dose Equivalente in un organo o tessuto: HT,R = wR ⋅ DT,R dove wR è il fattore di peso per la radiazione e DT,R è la dose media assorbita per la radiazione R nell’organo o tessuto T.

VII. Dose efficace e fattori di peso per i tessuti. È stato dimostrato che la probabilità di effetti stocastici, a parità di dose assorbita, varia a seconda dell’organo o del tessuto considerato. Perciò l’ICRP ha ritenuto opportuno definire una nuova grandezza, derivata dalla dose equivalente, utile ad esprimere la combinazione di dosi diverse in tessuti diversi, in modo da correlare la dose complessiva con la probabilità di effetti stocastici. Il fattore con cui la dose equivalente, assorbita da un organo o tessuto T, viene pesata è chiamato fattore di peso per il tessuto wT. I valori di wT sono scelti in modo che una dose equivalente uniforme sul corpo intero dia una dose efficace numericamente uguale; perciò la somma dei fattori di peso di tutti i tessuti è uguale all’unità.

Tessuto od organo wT

Gonadi 0,20 Midollo osseo (rosso) 0,12 Colon 0,12 Polmone 0,12 Stomaco 0,12 Vescica 0,05 Mammella 0,05 Fegato 0,05 Esofago 0,05 Tiroide 0,05 Cute 0,01 Superfici ossee 0,01 Altri tessuti 0,05

Tabella 2 In base a quanto detto si definisce la dose efficace nel seguente modo: E = ∑ ⋅

TTT Hw

dove HT è la dose equivalente nell’organo o tessuto T. I valori di wT sono riportati nella Tabella 2.

VIII. Equivalente di dose ambientale H*(d) e di dose direzionale H’(d)

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Sono grandezze introdotte da ICRU per la sorveglianza ambientale (Rapporto ICRU 39 del 1985.

IX. Equivalente di dose individuale penetrante Hs(d) e superficiale L’ICRU ha definito queste due grandezze specificatamente per

la sorveglianza individuale. L’equivalente di dose individuale penetrante Hp(d) rappresenta l’equivalente di dose nel tessuto molle ad una profondità d dalla superficie; questa grandezza è appropriata per la radiazione fortemente penetrante.

L’equivalente di dose individuale superficiale Hs(d) è l’equivalente di dose nel tessuto molle al di sotto di uno specifico punto sul corpo ad una profondità d; è appropriato per la radiazione debolmente penetrante.

Fondo naturale di radiazioni Sulla Terra esiste un fondo di radiazioni non prodotto dall'attività dell'uomo e perciò detto “fondo naturale”. Esso è costituito da due componenti: i raggi cosmici e i nuclidi radioattivi presenti nella crosta terrestre. I raggi cosmici provengono dal sole e dall’esterno del sistema solare; sono costituiti essenzialmente da protoni e particelle α di alta energia (fino a 20 MeV quelli provenienti dal sole e oltre 100 MeV gli altri); lo strato di atmosfera che circonda la Terra assorbe queste radiazioni; tuttavia la protezione offerta dall’atmosfera diminuisce all’aumentare dell’altitudine (andando in montagna, viaggiando in aereo o orbitando intorno alla Terra). L’interazione di protoni e α con l’atmosfera produce vari nuclidi radioattivi come il 3H, il 7Be, il 14C e il 22Na (detti nuclidi cosmogenici ) e un fondo di raggi γ, di elettroni e di muoni che giunge fino al livello del mare. I radionuclidi cosmogenici entrano nel metabolismo degli esseri viventi legandosi a vari composti come 2

14CO e HHO3 nel caso del tritio e del carbonio.

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Tabella III Radionuclidi cosmogenici

I nuclidi presenti nella crosta terrestre sono detti nuclidi primordiali poiché esistono da quando è nata la Terra; i principali sono: il 40K, il 87Rb, il 232Th, l’235U e l’238U; le loro principali caratteristiche sono riportate in tabella II.

Tabella IV Radionuclidi primordiali

Questi radionuclidi, attraverso la respirazione e con l’ingestione di cibi, entrano nel corpo umano e lo irraggiano dall’interno; il 14C ed il 40K , per esempio, li ritroviamo nel nostro corpo con concentrazioni relativamente costanti indipendentemente dalla loro concentrazione nella dieta e nell’aria (circa 50 Bq/Kg per il carbonio e circa 60 Bq/Kg per il potassio). Il Th232 , l’ U235 e l’ U238 danno origine a tre catene di decadimenti successivi α-β che producono vari nuclei radioattivi finché non terminano rispettivamente in Pb208 , Pb207 e Pb206 , tre isotopi stabili del Piombo. Uranio e Torio e i loro discendenti li ritroviamo nel suolo, nelle rocce e in vari materiali da costruzione; i raggi γ emessi irraggiano gli esseri viventi anche mentre si trovano in casa. Un’altra caratteristica particolare delle serie naturali è che in ciascuna di esse, fra i vari discendenti, si trova un isotopo radioattivo del Radon ( Rn220 , Rn219 e Rn222

radionuclide 2

1T attività totale in atmosfera ( Bq1510 )

concentrazione nei tessuti (Bq/Kg)

H3 a 3.12 1300 0.4 Be7 d 6.53 37 1-12 C14 a 5730 8500 50 Na22 a 62.2 0.4 0.10-0.27

radionuclide 2

1T abbondanza isotopica (%)

concentrazione nel suolo (Bq/Kg)

concentrazionenel granito (Bq/Kg)

K40 a91026.1 ⋅ 0.0018 370 1200 Rb87 a10108.4 ⋅ 27.9 - - Th232 a10104.1 ⋅ 100 25 70 U235 a8101.7 ⋅ 0.7 - - U238 a9105.4 ⋅ 99.3 25 35

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rispettivamente ) che è un elemento gassoso; una volta prodotto esso diffonde attraverso le pareti e il pavimento. In una stanza chiusa, e in assenza di ricambio d'aria, il radon continua ad accumularsi fissandosi a particelle di pulviscolo; con la respirazione una parte del radon legato al pulviscolo entra nei polmoni e vi rimane; qui continua a decadere emettendo particelle α che irraggiano questi organi accrescendo il rischio di tumore polmonare; anche per questo motivo è importante un buon ricambio d’aria negli ambienti chiusi. Un’altra via di introduzione del radon nei polmoni è il fumo di sigaretta. Nella tabella III è riportata la dose equivalente efficace media annuale dovuta al fondo naturale di radiazioni; come si vede sono 2 mSv/anno di cui 1/3 dovuta ad irraggiamento esterno e gli altri 2/3 ad irraggiamento interno attribuibile per la maggior parte alla serie dell’ U238 ; e di quest’ultimo la maggior parte dovuta al decadimento del Rn222 .

Tabella V Dose media annuale da fondo naturale

sorgente dose esterna (mSv/anno)

dose interna (mSv/anno)

dose totale (mSv/anno)

raggi cosmici 0.30 0.30 radionuclidi cosmogenici 0.015 0.015 radionuclidi primordiali:

K40 0.12 0.180 0.300 Rb87 0.006 0.006

serie dell’ U238 0.09 0.95 1.04 serie del Th232 0.14 0.19 0.33 totale arrotondato 0.65 1.34 2.0

Fondo artificiale L’attività umana, nel corso degli anni, ha introdotto nell’ambiente una radioattività artificiale, attraverso i test di esplosioni nucleari in atmosfera, la produzione di energia e gli usi medici (diagnostici e terapeutici) di radionuclidi. Le esplosioni in atmosfera, condotte fra la fine degli anni 50 e i primi anni 60, hanno provocato una distribuzione globale di Sr90 e Cs137 che si trovano ancora oggi al suolo con valori dell’ordine di 1-2 KBq/m2. La produzione di energia mediante i reattori nucleari porta all’immissione nell’ambiente di piccole quantità di vari

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radionuclidi nelle vicinanze degli impianti ( H3 , C14 , I131 , Cs137 , Mn54 , Co60 , Kr85 , Xe133 ). Un discorso a parte merita l’incidente di

Chernobyl avvenuto il 24 aprile 1986, sicuramente il più grave e disastroso nella storia dell’uso dell’energia nucleare a scopi pacifici. Localmente le contaminazioni radioattive, essenzialmente da Cs137 , sono ancora molto elevate; per esempio entro 30 Km dall’impianto la contaminazione varia fra 500 KBq/m2 a valori superiori a 3700 KBq/m2 ; un altro spot si trova nella zona di Gomel con valori fra 37 e 3700 KBq/m2 e un altro ancora nella zona di Kaluga-Tula-Orel con valori fra 37 e 555 KBq/m2 . Per quanto riguarda il resto dell’Europa i valori variano fra 2 e 10 KBq/m2 con spot che raggiungono anche i 40 KBq/m2. Per quanto riguarda gli scopi medici alcuni nuclidi quali Tc99 , I131 ,

I125 , Xe133 , vengono usati in terapia, mentre altri, quali H3 , C14 , I125 , vengono usati come radiofarmaci o nella ricerca biologica.