Radiación Ionizante: Historia, Tipos y Cantidades

UNIDAD I “Radiación Ionizante” Historia La física Radiológica es la ciencia que estudia la radiación ionizante y sus Interacciones con la materia, con especial énfasis en la energía absorbida en La materia irradiada. Dosimetría: Disciplina que tiene como objetivo determinar Cuantitativamente la energía depositada en la materia irradiada. La física Radiológica comenzó con el descubrimiento de los rayos equis (Wilhelm Röntgen), La radiactividad (Henri Becquerel) y el radio (Curies) en 1890´s. En cuestión De meses se adoptó en la práctica clínica el uso de la radiación ionizante en América y Europa. La primer placa de rayos X fue tomada por W Röntgen en 1895, Fotografiando su propia mano (esposa en otras versiones). Tipos y Fuentes de Radiación Ionizante 1. Rayos Gamma (E=hν): Estos son emitidos cuando ocurren las transiciones nucleares o Por aniquilación entre materia y antimateria. 2. Rayos X: Es radiación Electromagnética emitida por partículas cargadas en movimiento, principalmente Electrones. Cuando cambian de nivel de energía dentro del átomo (rayos X Carácterísticos) o cuando disminuyen su velocidad y energía (Slowing down) Debido a la interacción con un campo de fuerza colombiano (rayos X continuos o Bremsstrahlung). Normalmente se refiere a éstos en términos del voltaje con que Son producidos. 3. Electrones Rápidos: Partículas beta, provenientes de la Emisión de positrones, éstas tienen carga positiva o carga negativa, provienen De un espectro beta. También se obtiene de aceleradores Van de Graaff, Linac. Un caso especial son los rayos δ, que son electrones rápidos resultantes de la Colisión de partículas cargadas. 4. Partículas Cargadas Pesadas (PCP): Estas Son todas las partículas sin incluir a los electrones, se obtienen de Aceleradores como el ciclotrón, Linac para partículas pesadas y de la Desintegración de algunos núcleos. Pion, α, deuterón, tritón, etc. 5. Neutrones: Son partículas sin carga electrostática provenientes de transiciones O interacciones nucleares como la fisión, etc. Estas no pueden ser aceleradas Electrostáticamente como las partículas cargadas. La acción indirecta es Predominante en la radiación de baja LET (r-X y ). Por otro lado la acción Directa es predominante para radiación de alta LET como partículas cargadas Pesadas y neutrones.
El intervalo de energía de los fotones que tienen Aplicación en medicina va de 10 keV a 10 MeV. La radiación ionizante se Clasifica según el ICRU (international Commision on Radiation Units and Measurements) como sigue; a) Radiación directamente ionizante: Partículas Cargadas rápidas las cuales liberan su energía en la materia directamente, a Través de pequeñas interacciones coulombianas a lo largo de su trayectoria b) Radiación indirectamente ionizante: Es la radiación eléctricamente neutra como Los rayos X, gamma o neutrones. Los cuales transfieren su energía a partículas Cargadas, produciendo partículas cargadas rápidas (PCR). En un campo de Radiación producido por una fuente de cualquier tipo, las emisiones por unidad De tiempo son una cantidad estocástica o aleatoria, lo mismo sucede si se Cuantifican las partículas que llegan o atraviesan un volumen blanco por unidad De tiempo (segundos). Consecuencias de la naturaleza aleatoria de la radiación Una cantidad estocástica tiene las siguientes carácterísticas; Sus valores son Aleatorios y por ende no pueden predecirse. Sin embargo, la probabilidad de un Valor particular se determina por una función de densidad de probabilidad (fdp). Esta cantidad aleatoria se define para dominios finitos. Sus valores Varían continuamente en el espacio y tiempo. En principio, su valor puede ser Medido con un error pequeño. El valor esperado Ne de la cantidad estocástica es Su valor promedio, después de haberDe esta manera en dosimetría se toma un Valor promedio Ne de las emisiones de la fuente o de las partículas registradas En un volumen de interés. Ese valor esperado es aquel que tiene el 68.3 % de Probabilidad, por lo que también se considera la desviación estándar. Tarea Rápida: ¿Cómo se estima la precisión de una medida aleatoria? Cantidades No Estocásticas de los campos de radicación Fluencia (Φ): Es el valor esperado Ne De rayos que atraviesan un área finita en un intervalo de tiempo. Densidad de Flujo (φ): Si se considera un intervalo de tiempo infinitesimal, Fluencia de Energía (Ψ): Es la suma de la energía de los rayos individuales (R) emitidos de La fuente que pasan por un área bien definida. Densidad de Flujo de Energía (ψ): Es la razón de cambio de la fluencia de energía. Las Las ecuaciones Mostradas son para cantidades constantes en el tiempo (independientes de t), si éstas cambian se tiene que utilizar la función que describe el cambio de la cantidad Con respecto del tiempo. Fin de la unidad

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Unidad 2 UNIDAD dos “ Cantidades Usadas en la interacción de la radiación con la materia ” Se sabe que un campo De radiación se puede describir en términos de cantidades no estocásticas. El Siguiente paso es describir las interacciones del campo de radiación con la Materia irradiada o volumen de interés, en términos de valores esperados o Promedio (cantidades no estocásticas). Estas cantidades son: a) Kerma (K) b) Dosis Absorbida (D) c) Exposición (X kerma
Es una cantidad no estocástica Relevante solo para campos de radiación indirectamente ionizante (fotones o Neutrones) o para fuentes de radiación ionizante distribuidas dentro del medio Absorbente. El kerma se define en términos de la energía transferida épsilon te Errey la energía radiante R, como Sigue;(derivada de energía transferida Con respecto a la masa)El K ermase mide en unidades de Joules sobre kg o Gray Donde, KERMA Donde ϵtr esta definidacomo et es igualerre in debido a particuals no cargadasmenoserre outdebido aparticulas no cargadasquen o originaron perdida no radiativamassumatoria q en términos de la energía radiante R. (Rin)u = Energía Radiante de partículas sin carga que entran en V. (Rout)u nonr = Energía Radiante de partículas sin carga que abandonan a V, excepto aquellas partículas Que se originaron de la perdida radiativa de partículas cargadas dentro de V. Suma Q = energía neta derivada de la masa en reposo en V (m E positiva, E m Negativa) Por lo anterior, se puede decir que el kerma es el valor esperado de La energía transferida a partículas cargadas por unidad de masa en un punto de Interés, incluyendo la perdida radiativa pero excluyendo la energía que pasa de Una partícula cargada a otra.Perdida Radiativa Por perdida radiativa, entenderemos que es la conversión de la Energía cinética de partículas cargadas a fotones a través de la producción de Rayos X (radiación de frenado) o aniquilación en vuelo de positrones. En el Ultimo caso, solo la energía cinética que poseía el positrón al instante de la Aniquilación se clasifica como energía radiativa perdida. La energía radiante R Se define como la energía cinética de las partículas, emitida, transferida o Recibida, excluyendo la energía de la masa en reposo. Para fotones Monoenergéticos el Kerma en un punto p esta relacionado a la fluencia de Energía mediante el coeficiente másico de transferencia de energía como Sigue;kerma es igual a al espectro de Energía psi po coeficiente de transferencia de energía sobre la densidad Donde μtr se conoce como coeficiente lineal de transferencia de energía. Si los Fotones están gobernados por un espectro de energía Ψ’, se tiene que; se hace Por la integral con limites en la enrgia Para fotones el K se compone por 2 Partes según el tipo de interacción, k c = kerma colisional (Excitación e Ionización) y k r = radiativo (Perdida por fotones como Bremstrahlung). Sin Embargo, el kerma radiativo es muy pequeño y bajo ciertas condiciones se puede Despreciar. Por lo que, enfocados a kerma colisional se puede definir como el Valor esperado de la energía neta transferida a partículas cargadas por unidad De masa en un punto de interés, excluyendo ambas la energía radiativa perdida y La energía que pasa de una partícula cargada a otra. Donde la energía neta transferida ϵntr en un Volumen V es, energía neta transferida es igual erre in u menos erre out uno radiotivp - erreu radiativo mas suma q Entonces el KC se define como, Para fotones Monoenergéticos se tiene que,

kerma colisional es igualfluencia porcoeficiente transferencia de energía entre la densidad Donde μen es el Coeficiente lineal de absorción de energía. La rapidez de K en un punto p a un Tiempo t es, sus unidades son J/kg*s, aunque la unidad del tiempo puede cambiar De acuerdo a conveniencia. La exposición (X) esta definida solo para fotones X Y γ, ésta se define como, derivada de q con respecto a la masaDonde dQ es el valor absoluto de la carga Total de iones de un signo producido por los fotones incidentes en un volumen de Aire de masa dm, cuando los electrones liberados son completamente detenidos en Dicho volumen. La X es la ionización equivalente del KC en aire para fotones X Y γ. La fluencia de energía y la exposición se relacionan por la siguiente Ecuación, exposición es igual a la fluencia por el coeficientre másico de Transferencia de energía entre la densidad por 37.97 joulers sobre coulomb Donde 37.97 es la energía promedio gastada en formar un par ion en gas. Las unidades De la exosicionson Coulom / kg o R (Roentgen) Donde La fluencia de energía y la exposición se relacionan por la siguiente Ecuación, Donde es la energía promedio gastada en formar un par ion en gas. Cantidades y unidades usadas en protección Radiológica Las unidades de la X son C/kg o R (Roentgen) donde Factor de Calidad ( Q ): Es una variable adimensional, que se aplica a la dosis absorbida Para estimar el efecto biológico relativo (RBE). Esta cantidad es la razón de La dosis dada por rayos X o gamma entre aquella dada por otro tipo de radiación Para obtener el mismo tipo y grado de efecto biológico.Dosis Equivalente ( H ): Esta es H = DQN [Sv], donde N normalmente tiene el valor de 1.****************************************************** UNIDAD tres“ Atenuación Exponencial” La atenuación exponencial es relevante Para la radiación ionizante sin carga dado que esta pierde su energía gradualmente En comparación a las partículas cargadas. Considerando un haz con N0 partículas Sin carga que golpean una barrera de espesor L y la atraviesan solo N partículas Donde el resto se detuvo dentro de la lamina sin producir radiación secundaria. Si μ*1 es la probabilidad de que una partícula interactué en una unidad de Espesor de material atravesado, entonces la probabilidad de interacción en un diferencial De espesor es μ*dl. Si N partículas chocan en dl, diferencial de n es igual Menos miu diferencial de ele por n Sin embargo, esta ecuación es para el caso Ideal así que en NL no se cuenta dispersión ni radiación secundaria. μ se llama Coeficiente lineal de atenuación o coeficiente de atenuación. A μ/ρ se le llama Coeficiente másico de atenuación [cm2/g ó m2/kg]. En términos de μ se define Otra cantidad importante llamada trayectoria libre media (mean free path) que Es igual a uno entre miu Si se produce atenuación en un medio con distintos coeficientes De atenuación, sin dispersión ni partículas secundarias. El coeficiente de Atenuación total es,sumatoriade miu iesimo Por lo tanto, el número total de partículas que Interactuaron por efecto de todos los tipos de procesos es, delta ene es igual A n cero menos ene eley el número de Interacciones debidos a un sólo proceso es, donde μx/μ es la fracción de la Interacción dada por el proceso x.Delta Ene debido a xes igualparentesis ene ceromenos ene elecierro parentesismiu x entre MiuAtenuación de un haz estrecho Un haz Estrecho de partículas ionizantes sin carga, no produce dispersión ni radiación Secundaria o éstas no llegan al detector que sólo cuenta radiación primaria. En La práctica existen 2 métodos generales para medir la atenuación de un haz Estrecho, a) Discriminación: Con base en la energía de la partícula primaria, penetración, Dirección, coincidencia, tiempo de llegada (neutrones). B) Geometría del haz Estrecho: La cual evita que partículas dispersas o secundarias lleguen al Detector. Atenuación de un haz Amplio Si se mide la atenuación de algún haz de Radiación sin carga en un detector que también recibe radiación dispersa y/o Secundaria, entonces se tiene una geometría de haz amplio. Idealmente en la Geometría de haz amplio cada partícula dispersa o secundaria sin carga golpea El detector, pero cuenta sólo si fue generada en el atenuador directa o indirectamente Por partículas primarias en su camino al detector. Factor de incremento (Buildup Factor) El factor de incremento B, es muy útil para describir la atenuación de Haces amplios con respecto a la geometría, atenuador o cantidad física Radiológica. Éste se define como, buildip es igual radiación primariamas secundaria dispersa entre radiación Primaria para geometrías de haz estrecho B=1 y para haz amplio B>1. ¿Porqué?. B esta en función del tipo de radiación, energía, medio atenuador, Profundidad, geometría y cantidad medida. En términos de la fluencia de Energía, e incorporando la dependencia de la profundidad de B se tiene la Ecuación para la geometría de haz amplio, fluencia l entre fluenciacero es igual a buldip por exponencial menos Miu ele donde Ψ0 es la fluencia de energía de la radiación primaria que no fue Atenuada y ΨL es la fluencia de energía total que llega al detector, L es el Ancho del atenuador y μ es el coeficiente de atenuación del haz angosto. Si L=0, entonces B=B0 = ΨL / Ψ0 para la mayoría de las geometrías de haz amplio.***************************************