Doz Hesaplama Ahmet Bozkurt, Ph.D.

... konulu sunumlar: "Doz Hesaplama Ahmet Bozkurt, Ph.D."— Sunum transkripti:

1 Doz Hesaplama Ahmet Bozkurt, Ph.D.
Harran Üni., Fen-Edebiyat Fak., Fizik Böl., Şanlıurfa Web:

2 Yıllık zemin dozu Kozmik radyasyon (Yüksekliğe bağlı) Yersel radyasyon
Deniz seviyesi: 26 mrem ft: 28 mrem ft: 31 rem ft: 35 mrem ft: 41 mrem ft: 47 mrem ft: 52 mrem ft: 66 mrem ft: 79 mrem ft: 96 mrem Yersel radyasyon 30 mrem Bina radyasyonu (taş/beton yapı) 7 mrem Güç santralleri Nükleer santraller: 0.01 mrem Termik santraller: 0.03 mrem Besin/su Besinlerden (C-14 ve K-40 kökenli): 40 mrem Havadan (radon kökenli): 228 mrem Yaşam standartları Jet uçuşları: 0.5 mrem/saat Havaalanı x-ray geçişleri: mrem CRT tüplü TV veya monitör: 1 mrem Günde yarım paket sigara: 18 mrem Duman dedektörü: mrem Tıbbi testler, X-ışınları (mrem): Tıbbi testler, BT Taramaları (mrem) Göğüs: 10 Mamografi: 42 Kafatası: 10 Servikal omur: 20 Bel omuru: 600 Üst sindirim: 600 Karın: 700 Baryum enema: 800 Pelvis: 60 Kalça: 70 Diş: 0.5 El/Ayak: 0.5 Kafa: 200 Göğüs: 700 Karın/pelvis: 1000 El/ayak: 10 Anjiyogr (kalp): 2000 Anjiyografi (kafa): 500 Omurga: 1000 Kardiyak: 2000

3 Doz limitleri mrem = 0.01 mSv 100 rem = 1 Sv Limit türü (ICRP 103)
Mesleki ışınlamalar Halktan bireyler Etkin doz Yıllık doz 20 mSv (5 yıllık ortalama); herhangi bir yılda 50 mSv’yi aşmamalı; 5 yılda toplam 100 mSv’yi aşmamalı. Yıllık doz 1 mSv; Özel durumlarda aşılabilir; 5 yıllık ortalama 1 mSv’yi aşmamalı Yıllık eşdeğer doz Göz merceği 150 mSv 15 mSv Deri 500 mSv 50 mSv Eller ve ayaklar - mrem = 0.01 mSv 100 rem = 1 Sv

4 Etkin doz, E  Eşdeğer doz, HT  Soğurulan doz, DT,R
Doz limitleri rem, Sv Gy Etkin doz, E  Eşdeğer doz, HT  Soğurulan doz, DT,R E = Σ wTHT wT: doku/organ ağırlık faktörü HT= Σ wRDT,R wR: radyasyon ağırlık faktörü

5 Absorplanan (soğurulan) doz, DT,R
Maddesel ortama aktarılan enerjiyi tanımlar ve soğurulan enerjinin konsantrasyonu olarak tanımlanır. Radyasyon kaynağının türü, şiddeti ve uzaklığı ile ilgilidir. Soğurulan enerjinin miktarı ve ortamdaki ortalama konsantrasyonu ile orantılıdır. Radyasyon dozunun temel birimidir.

6 Absorplanan (soğurulan) doz, DT,R
Işınlanan bir malzemenin birim kütlesine iyonizan radyasyonun bıraktığı enerji olarak ifade edilir. İyonizan radyasyon, madde ile etkileştiğinde, radyasyon alanından ortama enerji aktarılır. Δm Eg Eç

7 Absorplanan (soğurulan) doz, DT,R
Eski birim sisteminde: rad 1 rad: ışınlanan maddenin 1 gramında 100 erg’lik enerjinin soğurulması 1 rad: radyasyondan absorplanan doz Amerika’da hala kullanımda SI birim sisteminde: gray (Gy) 1 gray: Kilogram başına 1 joule’lük enerjinin absorplanması 1 Gy = 100 rad 1 rad = 0.01 Gy = 1 cGy

8 Absorplanan (soğurulan) doz, DT,R
Gray, tüm iyonizan radyasyon türlerine uygulanabilir. Dış: gama ışınları, nötronlar, yüklü parçacıklar, vb. İç: radyonüklitler Vücut dışındaki radyasyon için doz ölçülebilir. Vücut içindeki bir radyonüklit kaynak için ise doz ölçülemez, ancak hesaplanabilir (MIRD formalizmi ya da ICRP metodu).

9 Absorplanan (soğurulan) doz, DT,R
Soğurulan doz makroskopik bir niceliktir, hücre düzeyindeki mikrodozimtre için uygun değildir. Soğurucu ortamın birim kütlesinde soğurulan ortalama enerjiyi ifade eder. Soğurulan enerjinin ilgilenilen dokunun tüm kütlesinde düzgün biçimde soğurulduğunu varsayar.

10 Enerjinin bırakılma hızı önemlidir. Lineer enerji transferi, L
Biyolojik etki Radyasyonun canlı organizmalar üzerindeki etkileri ele alındığında, farklı ışınlama şartları altında aynı miktarda enerjinin soğurulması aynı biyolojik etkiye yolaçmayabilir. Enerjinin bırakılma hızı önemlidir. Lineer enerji transferi, L Ağır ve yüklü parçacıklar gibi L’si büyük radyasyon türleri, elektronlar gibi düşük L’li parçacıklara kıyasla, daha fazla biyolojik hasara yolaçarlar. Birim kütle başına bırakılan enerji (absorplanan doz) aynı olsa bile…

11 Doz eşdeğerinin SI sistemindeki birimi Sievert’dir.
Doz eşdeğeri, H Radyasyona maruziyet altında olası biyolojik etkileri nicelemeye yarar. Bir doz eşdeğeri birimi, biyolojik bir sistemde soğurulduğunda düşük L’li bir radyasyon gibi etkilere yol açan her hangi bir radyasyon miktarıdır. H = D*Q Q : Kalite faktörü L arttıkça Q’da artar. Doz eşdeğerinin SI sistemindeki birimi Sievert’dir.

12 ICRP 60 ile tanımlanmıştır. DT,R ile belirlenir.
Eşdeğer doz, HT,R ICRP 60 ile tanımlanmıştır. DT,R ile belirlenir. Bir R radyasyonunun herhangi bir T dokusuna bıraktığı ortalama absorplanan doz wR radyasyon ağırlık faktörü ile çarpılır. Radyasyon türlerinin farklı biyolojik etkilerini gözönüne alır. HT,R = wR*DT,R

13 Radyasyon ağırlık faktörleri
Radyasyon türü ICRP 26 ICRP 60 ICRP 103 Part 20 Fotonlar (tüm enerjiler) 1 Elektron ve muonlar (tüm enerjiler) Nötronlar Bilinmeyen enerjiler 10 Adım fonksiyonu Sürekli fonksiyon < 10 keV 5 2.5 2-2.5 keV 2.5-10 100 keV-2 MeV 20 10-20 7.5-11 2-20 MeV 7-17.5 8-9 > 20 MeV 5-7 3.5-8 Protonlar ve yüklü piyonlar 2 Alfa parçacıkları, fisyon parçaları, ağır iyonlar

14 Absorplanan dozun birimi Gy alındığında, eşdeğer dozun birimi Sv olur.
Eşdeğer doz, HT,R Absorplanan dozun birimi Gy alındığında, eşdeğer dozun birimi Sv olur. Ortamda farklı türlerde radyasyon kaynakları varsa toplam eşdeğer doz: Etkin doz, E Farklı organ veya dokuların radyasyona karşı duyarlılıkları da farklıdır. wT organ ağırlık faktörü

15 Organ ağırlık faktörleri , wT
Organ/doku ICRP 26 ICRP 60 ICRP 103 Part 20 Yumurtalıklar 0.25 0.20 0.08 Meme 0.15 0.05 0.12 Kırmızı kemik iliği Akciğer Tiroid 0.03 0.04 Kemik yüzeyi 0.01 Kolon - Mide Mesane Yemek Borusu Karaciğer Beyin Böbrek Salgı bezleri Deri Kalan organlar 0.30

16 Organ ağırlık faktörleri, radyasyona duyarlı organlar için yüksektir.
Etkin doz, E Herhangi bir radyasyon maruziyeti için tüm etkilerin bir tahminini verir. Organ ağırlık faktörleri, radyasyona duyarlı organlar için yüksektir. Organ ağırlık faktörlerinin toplamı birdir.

17 Vücut modelleri Etkin dozun doğru şekilde belirlenmesi için, organların boyut, konum ve bileşimlerinin doğru bilinmesini gerektirir Referans insan bilgileri Matematiksel vücut modelleri Tomografik vücut modelleri Organ/dokuların konum ve geometrileri matematiksel denklemlerle ifade edilir. Organ/dokuların konum, ebat ve geometrileri gerçek görüntüler yardımıyla belirlenir.

18 Pozlanma Dönüşüm katsayıları Eşdeğer doz Foton/Enerji Akısı
Doz Hesaplama Pozlanma Dönüşüm katsayıları Eşdeğer doz Foton/Enerji Akısı

19 Monte Carlo simülasyonu
Doz Hesaplama Vücut modelleri Monte Carlo simülasyonu Eşdeğer doz wT Etkin doz Soğurulan organ dozu wR Risk

20 Radyometrik bir birimdir (dozimetrik değil)
Pozlanma Radyometrik bir birimdir (dozimetrik değil) Foton akısının bir ölçüsüdür. X veya gama ışınından havanın birim kütlesine aktarılan enerji miktarı ile ilgilidir. X-ışını enerjisi, ışınlanan ortamın bileşimi ve pozlanma miktarı biliniyorsa, soğurulan doz hesaplanabilir.

21 Pozlanma 1 Pozlanma birimi (X), havanın 1 kg’sinde 1 C’lik elektrik yükü taşıyan iyon üreten x veya gama ışını miktarıdır. Birkaç keV’in altında ve birkaç MeV’in üzerinde pozlanmanın ölçümü zorlaşır.

22 Pozlanmanın eski birimidir.
Röntgen (R) Pozlanmanın eski birimidir. Havanın 1 cm3’ünde 1 sC’luk yük oluşturacak x veya gama ışını miktarıdır. 1 pozlanma birimi = 3881 R 1 R = 2.58*10-4 C/kg 1 R = rad

23 Akı (flux; φ) ve Akış (fluence; Φ)
Bir noktadaki radyasyon alanı, birim zamanda (Δt) birim yüzeyden (Δa) geçen parçacık sayısı (ΔN) ile tanımlanabilir. Parçacık akışı (fluence; Φ) Akının zaman içindeki integralidir.

24 Dönüşüm katsayıları Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures ICRP Publication 116 Ann. ICRP 40(2–5), 2010 N. Petoussi-Henss, W.E. Bolch, K.F. Eckerman, A. Endo, N. Hertel, J. Hunt, M. Pelliccioni, H. Schlattl, M. Zankl

25 Akışdan doza dönüşüm katsayıları
Nötron ve gama ışınları gibi oldukça girici radyasyonlar için verilen akış bilgisinden dozu elde etmek bazen daha kolaydır. Tek doğrultulu demetler için parçacık akışı dedektörle belirlenebilir. Akışdan doza dönüşüm katsayıları kullanılarak doz bilgisi elde edilir.

26 Akışdan doza dönüşüm katsayıları
Nokta kaynaklar için akı Φ=N/4πd2 Daha karmaşık geometriler için akışı elde etmede radyasyon taşıma programları kullanılır.

27 Fotonlar: fotoelektronlar, Compton elektronları, e+-e- çiftleri
Kerma X-ışını, gamalar ve hızlı nötronlar gibi dolaylı iyonizan radyasyonlar, madde ile etkileştiklerinde öncelikle birincil iyonizan parçacıklar yaratırlar. Fotonlar: fotoelektronlar, Compton elektronları, e+-e- çiftleri Nötronlar: saçılan çekirdekler

28 Kinetic Energy Released in Material
Kerma Bu parçacıkların başlangıç kinetik enerjilerinin ortamın birim kütlesine oranı KERMA (K) olarak bilinir. Kinetic Energy Released in Material Maddesel ortama aktarılan enerjiyi temsil eder. SI sistemindeki birimi joule/kg ya da gray’dir. Eski birim siteminde ise erg/g ya da rad’dır. Absorplanan doz ile aynı birime sahiptir ancak her ikisi farklı kavramlardır.

29 Doz ise, kütle başına soğurulan enerjinin bir ölçüsüdür.
Kerma Kerma, yüksüz parçacıktan (foton veya nötron gibi) birincil iyonizan parçacıklara kütle başına aktarılan tüm enerjinin bir ölçüdür. Doz ise, kütle başına soğurulan enerjinin bir ölçüsüdür. Birincil iyonizan parçacıklara aktarılan enerjinin tamamı ilgilenilen ortamın hacminde soğurulmayabilir. Bu enerjinin bir kısmı hacmin dışına kaçabilir ve başka noktalarda soğurulabilir.

30 Kerma Birincil iyonizan parçacıklar, yaratıldıkları hacmin dışında bir yerde etkileşerek bremmstrahlung veya çift yokolması olaylarına yolaçabilirler.

31 İlgilenilen hacim içerisinde elektron dengesi sağlanamayabilir.
Kerma İlgilenilen hacim içerisinde elektron dengesi sağlanamayabilir. Büyük hacimlerde elektron dengesi sağlandığından bu durum sorun oluşturmaz; kerma ile absorplanan doz eşdeğer olur. Ancak küçük hacimlerde (doku geçişleri gibi; deri, kemik yüzeyi) kerma ≠ doz

32 Kerma Doz Yüklü parçacık dengesi oluşmamış; kerma ≠ doz
Soğurulan doz ya da kerma (log eksen) Yüklü parçacık dengesi oluşmuş; kerma ~ doz Soğurucu ortamın derinliği

33 Dolaylı iyonizan parçacık akısı sürekli azaldığından
Kerma Soğurucu ortam içerisinde, Kerma artan derinlikle sürekli biçimde azalır. Dolaylı iyonizan parçacık akısı sürekli azaldığından Absorplanan doz ise başlangıçta (soğurucu yüzeyinde) düşüktür; Elektronik dengeye yaklaşıldıkça artışa geçer. Birincil iyonizan parçacıkların ürettiği ikincil iyonların sayıları arttıkça iyonlaşma yoğunluğu da artar.

34 Aktarılan enerji etkileşim noktasına çok yakın noktada bırakılır.
Kerma Maksimuma ulaşıldıktan sonra absorplanan doz da artan derinlikle düşmeye başlar. Maksimum absorplanan doz yaklaşık olarak birincil iyonizan parçacıkların maksimum menzillerine eşit bir derinlikte meydana gelir. Alfa parçacıkları ve ağır çekirdekler için Kerma ve absorplanan doz birbirine eşittir. Aktarılan enerji etkileşim noktasına çok yakın noktada bırakılır.

35 Kerma

36 Kerma

37 Yüklü parçacık dengesi
Elektron dengesi oluşmadan absorplanan dozu hesaplamak yanlış sonuca götürür. Elektronik denge materyal içinde ancak yeterli derinlikten sonra gerçekleşir. İdeal durum (madde içinden geçen fotonlar zayıflamıyor) Açığa çıkan elektronların enerji bırakımı, yüzeyde başlar, R derinliğinde maksimuma ulaşır. Bu bölgeye “birikim bölgesi” denir. R’nin ötesinde, duran elektron kadar harekete yeni başlayan elektrona rastlanır. Bu duruma “elektronik denge” adı verilir. Elektronik dengeye ulaşıldığında, kerma artan derinlik ile sabit kalır. Ortamda bremmstrahlung kayıpları yoksa, kerma doza eşit olur.

38 Yüklü parçacık dengesi
İdeal durum ile pratikte karşılaşılmaz. Fotonlar, maddesel ortamda zayıflamaya uğrarlar. Gerçek elektronik denge oluşmaz ve kerma derinlikle azalır. Absorplanan doz önce artar, R derinliğinde maksimuma ulaşır ve sonra kerma gibi artan derinlikle azalmaya devam eder. Bremmstrahlung kayıpları az ise, absorplanan doz eğrisi kerma eğrisinin üzerinde yeralır. Gerçek durum (madde içinden geçen fotonlar zayıflamaya uğrar) Ortamda soğurucu özellikleri farklı birden fazla materyal bulunduğunda (kemik-yumuşak doku gibi), durum daha karmaşıktır. Elektronlar bir materyalde harekete başlar, diğer materyale enerji bırakır. Elektronların malzeme içindeki menzilleri de farklı olduğundan, kerma ve absorplanan doz dengeye ulaşamaz.

39 Monte Carlo ile Doz Hesaplama
Detektör tercihi çok önemlidir. Dedektörün türü doğru seçilmelidir. Akı dedektörleri kullanıldığında, doz dönüşüm katsayıları ile çarpılarak doz elde edilir. Doğrudan enerji bırakımı dedektörleri kullanıldığında, kerma yaklaşımına dikkat! Kerma yaklaşımını uygulayan bir dedektör, birincil radyasyonun etkileşimleri sonucunda oluşan ikincil parçacıkların enerjilerini yaratıldıkları noktada bıraktığını varsayar. Dedektör konum Ara bölgelerde doz ani değişim gösterebilir.

40 Monte Carlo ile Doz Hesaplama

41 Dinlediğiniz için teşekkürler…
Kaynaklar Herman Cember and Thomas E. Johnson, Introduction to Health Physics, The McGraw-Hill Companies, Inc., 2009. Claus Grupen, Introduction to Radiation Protection, Springer, 2010. Nicholas Tsoulfanidis, Measurement and detection of radiation, Taylor & Francis, 1995. James E. Martin, Physics for Radiation Protection, WILEY-VCH, 2006. Claude Leroy and Pier-Giorgio Rancoita, Principles Of Radiation Interaction In Matter And Detection, World Scientific Publishing, 2009. Glenn E Knoll, Radiation Detection and Measurement, John Wiley & Sons, 2000. E. B. Podgorsak, Radiation Physics for Medical Physicists, 2010. Dinlediğiniz için teşekkürler…

42 Doz Hesaplama Doz Kavramı Genel Tanımlar Monte Carlo Tekniğinde Doz Nasıl Hesaplanır mu ve E den doza Kerma Kavramı Monte Carlo Tekniğinde Kerma Nasıl Hesaplanır Yüklü Parçacık Dengesi Dönüşüm katsayıları Etkin doz, fantomlar