Radiazioni ionizzanti

(1)

P. Maestro Radiazioni ionizzanti – Effetti biologici e

applicazioni mediche ^pag.1

INTERAZIONE

RADIAZIONE-MATERIA

Radiazioni ionizzanti

Interazione di particelle cariche:

range

perdita di energia per ionizzazione perdita di energia per radiazione

Interazione di particelle neutre:

neutroni fotoni:

effetto fotoelettrico effetto Compton

produzione di coppie attenuazione

strato emivalente

(2)

Radiazioni ionizzanti

Ogni radiazione, interagendo con la materia, cede energia alla struttura atomica/molecolare del materiale attraversato . Se l’energia ceduta è sufficiente (radiazioni ionizzanti: E ≥ 100 eV), si verificano nel materiale effetti distruttivi (frammentazioni,

rotture di legami, ionizzazione,...).

Radiazioni ionizzanti:

- elettromagnetiche (m=0, E=hν) Æ raggi X e γ

- corpuscolari (m>0, E= ½ mv

²

) Æ particelle α, β

^±

, p, n,...

Particelle cariche: α, β

^±

, p ⇒ ionizzazione diretta degli atomi del mezzo Particelle neutre: n, X, γ ⇒ ionizzazione indiretta tramite produzione

di particelle cariche secondarie

L’assorbimento delle radiazioni nella materia è un processo molto vario e complesso. I parametri importanti sono:

tipo e energia della radiazione incidente, natura del materiale.

(3)

Interazione di particelle cariche

Tutte le particelle cariche (e

^±

, p, α, nuclei) interagiscono principalmente a causa delle interazioni coulombiane con gli elettroni del mezzo attraversato, perdendo rapidamente la loro energia cinetica.

La perdita di energia della particella carica appare principalmente sotto forma di ionizzazione ed eccitazione del mezzo attraversato.

L’energia persa per unità di lunghezza da una particella carica è proporzionale alla carica al quadrato (z

²

) della particella, alla densità del mezzo.

L’energia cinetica ceduta dalla particella è praticamente tutta assorbita dal mezzo a una distanza caratteristica, che dipende dalle caratteristiche della particella incidente e del mezzo attraversato.

2 2

v ρ 1 Δx z

ΔE ∝

(4)

Range

Range =

distanza media percorsa dalla radiazione incidente nella materia In generale, indica la capacità di penetrare a fondo nella materia.

E’ ovviamente tanto più alto quanto maggiore è l’energia (una particella si ferma quando esaurisce la propria energia).

Per un fascio di particelle cariche di data energia, si verifica

sperimentalmente che il numero

di particelle trasmesse rimane pressoché costante fino a un certo spessore,

dopo il quale crolla bruscamente.

N

₀

x

<r>

N

₀

/2 Range medio <r>

distanza percorsa dal 50% delle particelle

(5)

Range ed energia di particelle diverse

0.01 0.1 1 10 100 1000 (MeV)

0.1 1 10

(cm) 100

R(E) _H2O

E

scala logaritmica scala

logaritmica

e

elettroni

p

protoni

alfa

Dipendenza del range dall’energia

in acqua (~ tessuto biologico)

(6)

LET

Trasferimento Lineare di Energia

Rapporto tra l’energia totale T trasferita alla materia lungo un cammino e la lunghezza R del cammino percorso

LET = T/R

(misurato in keV/μm, MeV/mm)

Alto LET Æ alta densità di ionizzazione

Æ alta probabilità di colpire e danneggiare un sito biologico Grande variabilità:

elettroni: pochi keV/μm

α : diverse centinaia di keV/μm

(7)

Bremsstrahlung

Le particelle cariche perdono energia, oltre che per ionizzazione, anche per irraggiamento (“radiazione di frenamento” o bremsstrahlung)

Questo processo è particolarmente importante per gli elettroni. Essi sentono forte repulsione coulombiana dagli elettroni atomici, possono perdere anche notevoli quantità di energia a ogni urto e venire fortemente deviati.

Pertanto subiscono successive accelerazioni

e decelerazioni, e –come tutte le particelle

cariche accelerate– emettono radiazioni

elettromagnetiche, sotto forma di fotoni di

energia hν, sempre minore o al limite

uguale all’energia degli elettroni incidenti.

(8)

Interazione di particelle neutre

Al contrario delle particelle cariche, neutroni e fotoni possono essere assorbiti completamente in un’unica collisione (il neutrone da un nucleo, il fotone da un elettrone atomico o da un nucleo).

Al contrario delle particelle cariche, non esistono distanze che fotoni o neutroni non possano attraversare.

L’assorbimento di neutroni e fotoni nella materia – e quindi

l’attenuazione di un fascio - ha un comportamento probabilistico.

Neutroni:

•Cattura neutronica

•Urti elastici

•Urti anelastici

Fotoni:

•Effetto fotoelettrico

•Effetto Compton

•Produzione di coppie

(9)

Neutroni

Classificazione delle interazioni secondo l’energia dei neutroni:

freddi (E~meV), termici (E≤0.01 eV), epitermici (E≤100 keV), veloci (E~MeV)

Cattura neutronica: n +

^A_Z

X Æ

^A+1_Z

X

• spesso seguita da decadimento γ (Æ reazioni n.γ o di cattura radiativa)

• spesso con nucleo finale radioattivo

• più probabile a bassa energia (~ 1/v)

Urti con nucleoni:

• cessione di energia a protoni

• eccitazione dei nuclei con successiva emissione di raggi γ

I materiali sottoposti a bombardamento neutronico diventano radioattivi!

Es. n+

¹⁴₇

N Æ

¹⁴₆

C + p +0.63 MeV ^Æ rilascio energia nel corpo umano n+

¹⁰₅

B Æ

⁷₃

Li + α +2.79 MeV Æ Boron Neutron Cancer Therapy

In tutti i processi l’effetto è la ionizzazione secondaria

(10)

applicazioni mediche ^pag.10

Fotoni

Tre processi principali:

Effetto fotoelettrico:

Interazione con elettroni atomici interni Effetto Compton:

Interazione con elettroni atomici esterni Produzione di coppie:

Interazione con campo coulombiano del nucleo

In dipendenza da:

• energia dei fotoni

• n.atomico del materiale

(11)

Effetto fotoelettrico

(12)

Effetto Compton

(13)

Produzione di coppie

Visualizzazione in camera a bolle (rivelatore di particelle cariche)

(14)

Assorbimento/Attenuazione

Un fascio di N

₀

fotoni, attraversando uno spessore Δx di materiale, viene attenuato in quanto i singoli fotoni vengono assorbiti o deviati secondo i tre processi descritti.

Il n

^o

di fotoni che interagiscono nello spessore di materiale Δx (e che quindi vengono sottratti

al fascio originario) è

Δ N ∝ -N

₀

Δ x

Fascio primario

N

₀

P Fascio attenuato Fotoni diffusi

Attenuatore Δ x

Δ N = - μ _N

₀

Δ x N

Il numero di fotoni ancora presenti nel fascio alla profondità x è:

N(x) = N ₀ e ^- ^μ ^x

^…come nella legge del decadimento

radioattivo!

(15)

Assorbimento esponenziale

I(x) I(x+Δx)

Δ x x

X, γ

x = 0

μ = coefficiente di attenuazione lineare del materiale (cm

^-1

) 1/μ = spessore dopo

il quale il fascio si riduce a I

₀

/e = 37% I

₀

Dipende dal materiale e dall’energia del fascio

0 25 50 75 100

intensità trasmessa

(%) I

1/μ

I

_o

/e

spessore x

μ/ρ = coefficiente di attenuazione di massa del materiale (cm

²

/g) Dipende quasi soltanto dall’energia del fascio

Non esistono spessori che fermano totalmente

il fascio!

(16)

Strato emivalente

1/ μ = ^spessore ^dopo ^il ^quale ^rimane ^il 37 % dell’intensità del fascio (=1/e)

Strato emivalente x

_1/2

= ^spessore ^dopo ^il ^quale ^rimane ^il ^{50 %}

dell’intensità del fascio

Relazione tra 1/ μ e x _1/2 :

n(x

_1/2

) = n

₀

/2 = n

₀

e

^-μx^1/2

e

^-μx^1/2

= 1/2

-μx

_1/2

= ln ½ = -ln2 = -0.693

x _1/2 = 0.693/μ

1/ μ

x _1/2 < ^1/ μ

x

_1/2

n(t)

0 x

0.50 n

₀

0.37 n

₀

n

₀

…come tempo di dimezzamento!

(17)

Assorbimento complessivo

μ = μ

_fotoel

+ μ

_Compton

+ μ

_coppie

1 keV 1 MeV 1 GeV E

1 keV 1 MeV 1 GeV 10 ⁶

10 ³

1 10 eV

10 ⁶

10 ³

1 μ

(u.a.)

rame Cu (Z=29)

E μ

_fotoel.

μ

_Compton

μ

_coppie

μ _totale ^μ _μ

^fotoel_Compton

^{∝ ρ} _{∝ ρ} ^Z _Z/E

⁴

^/E

³

μ

_coppie

∝ ρ Z

²

lnE

(18)

Assorbimento in diversi materiali

E 0.01

(MeV)

0.1 1 10 100

μ /ρ

(cm2/g) 0.1 1 10 E

piombo

calcio acqua

μ/ρ = coefficiente di attenuazione di massa del materiale (cm

²

/g) Quasi indipendente dal tipo di materiale

Es. raggi X da 25 keV L’intensità si riduce di un fattore 7 (~14%) in

30 m di ossigeno oppure

0.12 mm di rame oppure

32 μm di piombo

(19)

Rilascio energia in tessuto biologico

0 10 20 cm profondità di tessuto

1 2 3 4 unità relative (cute=1)

X 200 keV elettroni

22 MeV

γ 1.3 MeV (

⁶⁰

Co) γ 22 MeV

protoni 200 MeV

picco di Bragg

protoni con modulaz. energia

Rilascio di energia di diverse radiazioni

in tessuto biologico

(20)

DOSIMETRIA E RADIOPROTEZIONE

Effetti biologici delle radiazioni

• Range, esposizione

• Dose assorbita, equivalente, efficace

• Danno biologico

• Dosi limite e radioprotezione

(21)

Emissione e assorbimento di radiazioni

Le radiazioni emesse da una sorgente radioattiva vengono irraggiate nello spazio in tutte le direzioni.

Una loro frazione, dipendente dall’angolo solido e dalla

distanza (I∝Ω/r

²

), colpisce il soggetto esposto cedendogli energia.

I danni che esso ne riceve

dipendono dall’energia, dal tipo

di radiazione, dagli organi che

ne vengono colpiti.

(22)

Penetrazione (range)

0 10

20 0 10 20 cm

cm

γ da

⁶⁰

Co γ da elettroni protoni E=1.3 MeV E=25 MeV E=200 MeV Radiazioni α,β,γ

in diversi materiali... ... e nel corpo umano (impiego terapeutico)

Range R (∝E) =

distanza media

percorsa nella materia

(23)

Dose assorbita

Dose = ^energia ^assorbita ^{per unità} ^di ^massa

D = Δ _E/ Δ _m

Unità di misura:

SI Æ Gray = J/kg

pratico Æ rad = 100 erg/g

m = massa del

materiale assorbitore, non della radiazione!

1 Gy = 100 rad

Problema: la stessa dose dovuta a radiazioni diverse

e/o assorbita da materiali diversi

produce effetti/danni diversi!

(24)

Dose equivalente

Per uniformità si definisce una radiazione standard: raggi X a 200 keV

Efficacia Biologica Relativa: RBE = D

(X 200 keV)

/D

_R

= rapporto tra le dosi della radiazione standard e della radiazione R che producono lo stesso effetto nel materiale di riferimento.

Unità di misura:

SI Æ Sievert = RBE• Gray pratico Æ rem = RBE•rad

1 Sv = 100 rem

Al posto della RBE si usa il

fattore di qualità QF

che tiene conto degli effetti globali di ionizzazione

Radiazione QF

fotoni, elettroni 1

protoni 5

neutroni (varie energie) 5-20 particelle alfa, nuclei pesanti 20

es. 1 Gy (α) = 10 Sv

1 Gy (X 200 keV) = 1 Sv

(25)

Dose efficace

Ulteriore problema: la stessa dose equivalente assorbita in organi o tessuti diversi produce effetti/danni diversi!

Dose efficace = dose equivalente “pesata”

a seconda del diverso impatto sugli organi:

Deff = w•Deq = w•QF•D A ogni organo/tessuto

si assegna un

fattore di peso w.

La somma dei fattori di peso di tutti gli organi è 1 (su tutto il corpo:

dose efficace = dose equivalente)

Organi w

gonadi 0.20

midollo osseo 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 (tot.) 0.05

totale 1.00

(26)

Dall’irraggiatore all’irraggiato: sintesi

Dall’emissione...

...all’assorbimento Sorgente radioattiva

Attività ^Æ becquerel, curie

Materiale irraggiato

Esposizione ^Æ C/kg, röntgen

Assorbimento

Dose assorbita ^Æ ^{gray, rad} Danno biologico

Dose equivalente/efficace

Æ sievert, rem

(27)

Gli effetti biologici dipendono da...

(28)

Il danno cellulare radioindotto

(29)

(30)

(31)

La sensibilità di una cellula alla radiazione dipende dalla fase della vita della cellula. Cellule con più alta radiosensibilità hanno la più alta frequenza di divisione cellulare.

Nei mammiferi

Cellule estremamente radiosensibili: midollo osseo, tessuti linfatici, mucosa intestinale, ovaie e testicoli, cellule dell’embrione.

Cellule meno radiosensibili: encefalo, muscoli, ossa e reni.

L’effetto delle radiazioni sull’uomo dipende non soltanto dalla dose equivalente totale ma anche dal tempo e dal modo in cui essa viene somministrata:

• una dose equivalente non frazionata nel tempo è più dannosa della stessa dose frazionata (⇒ radioterapia)

• una dose somministrata all’intero volume del corpo è più dannosa della stessa dose somministrata soltanto a qualche parte del corpo

• una dose somministrata ad una parte radiosensibile del corpo è più dannosa della stessa dose somministrata ad una parte radioresistente

• dose somministrata a tessuto più ossigenato è più dannosa della stessa dose a tessuto poco vascolarizzato

Effetti dell’irradiazione

(32)

soglia Dose letale per il 50% popolazione al 30° giorno dopo singola esposizione

Effetti deterministici (necrosi)

(33)

Effetti stocastici

(34)

I limiti di dose (ICRP60, D. Lgs. 230/95)

Principi e obiettivi della radioprotezione

(35)

Limiti di dose annua

Dosi efficaci annue in mSv

Radiazioni Dose media popolazione

Raggi cosmici 0.39

Radiazione terrestre 0.46 Radionuclidi naturali nel corpo 0.23 Radon e suoi discendenti 1.3 TOTALE rad.naturali 2.4 Rad.diagnostica medica 0.33

(paesi industrializzati 1.1 )

Dosi efficaci annue in mSv

Radiazioni Dose media lavoratori Attività ciclo nucleare 2.9 Attività altra industria 0.9 Attività diagnosi/terapia medica 0.5 MEDIA in attività con radiazioni 1.1

Limiti di dose annua per radiazioni artificiali:

popolazione normale 1 mSv/anno

lavoratori esposti 20 mSv/anno

(36)

Radiazioni naturali e artificiali

Radiazioni naturali

¾ Sorgenti esterne

radiazione cosmica e ambientale

¾ Sorgenti interne

40K,²²⁶Ra,²²⁸Ra,²¹⁰Pb,¹⁴C,²²²Rn

(37)

Radiazione cosmica

(38)

Il radon nel terreno

(39)

Esposizione in esami clinici e altre attività

(40)

Radioattività ambientale in Italia

(41)

Dosi annuali e dosi acute: sintesi

(42)

Attività con uguale valore di rischio

Entità del rischio da radiazione

(43)

inserire schermi allontanarsi abbreviare le procedure

Tempo di esposizione

L’irradiazione dipende da:

materiale interposto distanza tempo di esposizione

RADIOPROTEZIONE

E’ determinante la durata dell’esposizione:

una stessa dose, assorbita senza danno su tempi lunghi, può essere letale se assorbita in tempi brevi

(irraggiamento acuto).

(44)

Schermature

(45)

Applicazioni mediche delle radiazioni ionizzanti

Diagnostica

• Radiografia

• TAC

• Medicina nucleare (SPECT e PET)

Terapia

• Radioterapia

(46)

La diagnostica radiologica è la branca delle scienze mediche che utilizza le radiazioni ionizzanti artificialmente prodotte.

La diagnostica radiologica convenzionale si basa sullo studio delle immagini che si formano tramite l’interazione dei raggi X (trasmessi dal paziente) con il recettore d’immagine.

Fotoni primari: attraversano il paziente senza interagire ⇒ informazione utile

Fotoni secondari: interagiscono nel paziente e sono deflessi da traiettoria originale ⇒degradano qualità immagine Fotoni assorbiti dal paziente ⇒ dose

Diagnostica radiologica

(47)

¾ I fotoni primari danno uma misura della probabilità di non-interazione nei tessuti, probabilità che dipende dai coefficienti di attenuazione dei raggi X dei tessuti.

¾ L’immagine è quindi la proiezione bidimensionale delle proprietà di attenuazione dei tessuti lungo la traiettoria dei raggi X.

¾ I fotoni diffusi degradano la qualità

dell’immagine: infatti, mentre i primari sono

direttamente correlati alle proprietà di

attenuazione del mezzo tramite la legge di

attenuazione, i secondari non trasportano

informazioni rispetto a tali proprietà.

(48)

Da dove vengono i raggi X ?

Impossibile una produzione naturale

L’emissione caratteristica di atomi/molecole eccitati per via termica o elettrica dà radiazioni elettromagnetiche di energia inferiore

Necessaria una produzione artificiale

Bisogna produrre fenomeni atomici cui sia associata un’energia maggiore di quella delle eccitazioni termiche o elettriche

Due metodi:

Emissione per transizione

Transizione diretta di elettroni legati tra orbitali esterni

e interni di un atomo

Emissione per frenamento

Produzione di elettroni liberi

con alta energia cinetica e

loro successivo frenamento

(49)

Il tubo a raggi X

rete 220 V trasformatore diodo

anodo filamento F A

catodo K

generatore di alta tensione generatore

di corrente

vuoto

+

raggi X

Tubo a vuoto con anodo e catodo

Generatore di tensione + trasformatore:

• alta corrente nel catodo

• alta d.d.p. tra anodo e catodo Alta corrente nel filamento:

• effetto Joule

• effetto termoionico

Æ emissione di elettroni Elettroni in alta d.d.p.:

• moto accelerato verso l’anodo

• urto con l’anodo e cessione di energia Æ Radiazione di frenamento

Æ Radiazione di transizione

(50)

Il tubo a raggi X

Energia degli elettroni

nel moto accelerato dalla d.d.p.

dal catodo all’anodo/anticatodo

E = T = ½m _e v ² = eΔV

è l’energia totale massima messa in gioco nel processo

Con questa energia gli elettroni urtano contro l’anticatodo di

tungsteno e interagiscono (Æ perdono energia) con la materia

secondo i consueti processi

(Æ interaz.radiazione-materia)

(51)

Spettro di emissione complessivo

Spettro continuo di frenamento + Spettro discreto di transizione

Δ V = 84 kV Æ E

_max

= 84 keV !

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 5

10 15 20 25 30

conteggi (x 10 ⁹ )

I

E

K _α

K _β

(keV)

Energia: dipende da d.d.p.

Intensità: dipende da corrente

Bersaglio:

anticatodo di tungsteno

Æ Calore da frenamento

• Alto punto di fusione

• Alta conducibilità termica Æ Raggi X da transizione

• Alto numero atomico

(52)

(53)

La lastra radiografica

(54)

Scelta dello schermo guidata da accoppiamento tra λ luce fluorescenza e λ per cui si ha massima efficienza della lastra.

Per fotoni da 60 keV si può avere 60%

efficienza e risoluzione 1 mm

Film + schermo di rinforzo

(55)

μm

Film + schermo di rinforzo

(56)

¾ Sistema schermo-lastra = rivelatore di raggi X +

visualizzazione immagine + supporto di archiviazione

¾ Range dinamico limitato

⇒ Minimo contrasto rivelabile ~ 3%

¾ Bassa efficienza di rivelazione

¾ Rivelatore

+ sistema acquisizione + display immagine + archivio digitale

¾ Range dinamico illimitato No “fog” effect

No zona saturazione Risposta lineare

¾ Rivelatore molto efficiente

⇒ riduzione dose al paziente

¾ Elaborazione software delle immagini

Radiografia convenzionale/digitale

(57)

Limiti della radiografia convenzionale:

¾ l’ immagine è proiezione su di un piano di una struttura tridimensionale ⇒ perdita dell’ informazione di profondità

¾ Il contrasto minimo rivelabile da una lastra è 3% (corrispondente a differenza di densita’ ottica percepibile dall’occhio umano ~1%) ⇒ impossibilità di visualizzare dettagli nei tessuti molli.

La tomografia assiale computerizzata ha risolto molti dei limiti connessi alla radiografia convenzionale. Questa tecnica:

¾ utilizza raggi X sempre nell’intervallo diagnostico e sfrutta quindi sempre le stesse proprietà di attenuazione dei tessuti attraversati;

¾ consente di effettuare l’immagine di una sezione trasversa all’asse del corpo in studio, con somiglianze ad una sezione anatomica.

TAC : tomografia assiale computerizzata

(58)

La TAC si contraddistingue dalla radiografia convenzionale per :

• il sistema di rivelazione ed elaborazione dell’immagine;

• il sistema d’irraggiamento.

TAC scanner

(59)

¾

Molte proiezioni ottenute a diversi angoli di rotazione del fascio X

¾ I pixel dell’immagine corrispondono a voxel (elementi di volume) nel paziente.

¾ La scala di grigio nell’immagine è associata al valore di densità in ogni elemento o voxel della fetta.

TAC : ricostruzione dell’immagine

(60)

TAC : esempi di immagini

(61)

Radiografia/TAC:

• Irradiazione dall’esterno

• Immagine in trasmissione

• Imaging dell’anatomia Medicina nucleare:

• Irradiazione dall’interno (radiofarmaco)

• Immagine in emissione

• Imaging delle funzioni fisiologiche di

organi o tessuti. Localizzazione di tumori

¾

scintigrafia planare (statica) : proiezione 2D della distribuzione 3D dell’attività del radiofarmaco

¾

scintigrafia dinamica: più immagini a tempi diversi

⇒ diversa distribuzione del radiofarmaco

⇒ studio della funzionalità dell’organo

¾

Single Photon Emission Computed Tomography (SPECT): ricostruzione di un’immagine 3D con acquisizione in posizioni diverse

Medicina nucleare

(62)

¾ I raggi γ emessi nel decadimento del radioisotopo sono emessi in tutte le direzioni ⇒ Collimatori di Piombo per determinare la linea di risposta.

¾ Il radioisotopo più usato è il

99m

Tc che emette γ da 140 keV.

¾ La γ-camera (o camera di Anger) è il rivelatore di fotoni

Principi fisici della SPECT

(63)

SPECT planare e tomografica

Nella SPECT tomografica, il rivelatore di

radiazione ruota attorno al paziente.

(64)

Some clinical SPECT applications

99m

Tc-MIBI myocardium

perfusion Cardiology Oncology

99m

Tc

Whole body scan

Anterior Posterior

Transaxial

131

I

thyroid study

Horizontal long axis

Vertical long axis

Short axis

(65)

¾ Il radiofarmaco è un emettitore β

⁺

¾ Il positrone emesso dalla sorgente si annichila con un’elettrone del mezzo sono prodotti due fotoni “back-to-back” (da 511 keV)

¾ Lo scanner PET rivela i due fotoni in coincidenza

PET (positron-emission tomography)

(66)

PET scanner

(67)

Some clinical PET applications /1

Oncology

18

F-FDG Total body

Neurology

18

F-FDG Brain study for Alzhemeir’s disease

18

F-DOPA

Brain study for

Parkinsons’s disease

(68)

Some clinical PET applications /2

Cardiology

18

F-FDG

Heart metabolism

Horizontal Vertical

13

N-H3 (Ammonia) Perfusion study

Horizontal long axis

Vertical long axis

(69)

Radioisotope Energy (keV) Mean life

99mTc 140 6 h

123I 159 13 h

201Tl 68-80.3 73 h

67Ga 93/184/300 78.3 h

133Xe 81 5.27 d

Radiofarmaci :

composti (“carrier”) marcati con radioisotopi in quantità piccolissime.

Il “carrier” permette di portare, tramite flusso sanguigno e altri processi metabolici, il radioisotopo nell’organo da investigare.

Scelta del radioisotopo per imaging:

¾

decadimento con fotoni (particelle cariche darebbero troppa dose)

¾

breve T

_1/2

del radioisotopo. Veloce eliminazione del farmaco da organismo

¾ energia dei fotoni > 50 keV (⇒piccola attenuazione nei tessuti)

Radionuclidi per imaging medico

(70)

(71)

(72)

Disciplina medica che si serve delle radiazioni ionizzanti ( r.i. ) per la terapia di alcune malattie, in particolare dei tumori.

E’ un trattamento localizzato e coinvolge zone ben delimitate dell’organismo.

RT oncologica su patologie tumorali con finalità:

- radicale

- sintomatica o palliativa

Scopo: Somministrazione di una dose di r.i. a un definito volume tumorale con il minor danno possibile per i tessuti sani

Effetti collaterali: Parte delle cellule sane nelle vicinanze, o attraversate dalle r.i. , vengono colpite, ma sopravvivono più facilmente (maggiore capacità di riparare i danni indotti dalle radiazioni)

RT non oncologica - prevenzione restenosi vascolari

- malattie benigne dei tessuti connettivi

Radioterapia (RT)

(73)

¾ Radioterapia a fasci esterni: le r.i. sono generate all’esterno del corpo del paziente e, in generale, ne attraversano la cute (transcutanea)

¾ Radioterapia intraoperatoria: erogazione di una dose elevata di r.i.

durante l’intervento chirurgico (IORT)

¾ Brachicurieterapia: utilizzo di piccole sorgenti di radiazioni posizionate all’interno del corpo del paziente

¾ Radioterapia metabolica: utilizzo di opportuni radiofarmaci

Megavoltaggio

• 1 – 30 MeV

• Cobaltoterapia, Linac

• Lesioni profonde Ortovoltaggio

• 50 – 500 keV

• Tubi RX

• Tumori della pelle e scheletrici

RT - Tipologie

(74)

Fattori che influenzano risposta biologica

¾ Dose totale

Massima azione biologica

Limite fissato dai tessuti sani

In un trattamento si arriva a ~ 60 Gy

¾ Rateo di dose

100 -200 cGy/min

Inizio trattamento con campi grandi

Sovradosaggio al letto tumorale

Parte centrale del tumore radioresistente (ipossia)

¾ Frazionamento

Capacità di recupero del danno subletale maggiore cellule sane rispetto a cellule tumorali

Frazionamento tipico; 1 fraz./die 2 Gy/fraz. per 6 settimane

(75)

Produzione di fasci per radioterapia

¾ Unità cobaltoterapia

Fasci di fotoni

¾ Betatroni

Fasci di elettroni e fotoni

Non piu’ usati

¾ Acceleratori lineari (LINACs)

Fasci di elettroni e fotoni

¾ Acceleratori circolari (sincrotroni e ciclotroni)

Fasci di particelle di alta energia

Protoni, pioni, neutroni, ioni pesanti

(76)

Unità cobaltoterapia

Sorgenti di ⁶⁰Co contenute in capsule sigillate

Irraggiatori con sistemi di controllo della sorgente

Sistemi di collimazione

(77)

fotoni 4 ÷ 25 MeV elettroni 4 ÷ 30 MeV

¾ Elettroni all’uscita della regione di accelerazione sono:

o focalizzati su collimatore ⇒ fascio di fotoni

o inviati su fogli diffusori ⇒ fascio di elettroni

¾ Collimatori per definizione del campo di irraggiamento

¾ Camere a ionizzazione per controllo della dose e della posizione del fascio

¾ Il centro di rotazione (isocentro) del fascio è localizzato nel bersaglio tumorale

Radiazioni ionizzanti

INTERAZIONE

RADIAZIONE-MATERIA

Radiazioni ionizzanti

Interazione di particelle cariche:

range

perdita di energia per ionizzazione perdita di energia per radiazione

Interazione di particelle neutre:

neutroni fotoni:

effetto fotoelettrico effetto Compton

produzione di coppie attenuazione

strato emivalente

Radiazioni ionizzanti

Ogni radiazione, interagendo con la materia, cede energia alla struttura atomica/molecolare del materiale attraversato . Se l’energia ceduta è sufficiente (radiazioni ionizzanti: E ≥ 100 eV), si verificano nel materiale effetti distruttivi (frammentazioni,

rotture di legami, ionizzazione,...).

Radiazioni ionizzanti:

- elettromagnetiche (m=0, E=hν) Æ raggi X e γ

- corpuscolari (m>0, E= ½ mv

) Æ particelle α, β

, p, n,...

Particelle cariche: α, β

, p ⇒ ionizzazione diretta degli atomi del mezzo Particelle neutre: n, X, γ ⇒ ionizzazione indiretta tramite produzione

di particelle cariche secondarie

L’assorbimento delle radiazioni nella materia è un processo molto vario e complesso. I parametri importanti sono:

tipo e energia della radiazione incidente, natura del materiale.

Interazione di particelle cariche

Tutte le particelle cariche (e

, p, α, nuclei) interagiscono principalmente a causa delle interazioni coulombiane con gli elettroni del mezzo attraversato, perdendo rapidamente la loro energia cinetica.

La perdita di energia della particella carica appare principalmente sotto forma di ionizzazione ed eccitazione del mezzo attraversato.

L’energia persa per unità di lunghezza da una particella carica è proporzionale alla carica al quadrato (z

) della particella, alla densità del mezzo.

L’energia cinetica ceduta dalla particella è praticamente tutta assorbita dal mezzo a una distanza caratteristica, che dipende dalle caratteristiche della particella incidente e del mezzo attraversato.

v ρ 1 Δx z

ΔE ∝

Range

Range =

distanza media percorsa dalla radiazione incidente nella materia In generale, indica la capacità di penetrare a fondo nella materia.

E’ ovviamente tanto più alto quanto maggiore è l’energia (una particella si ferma quando esaurisce la propria energia).

Per un fascio di particelle cariche di data energia, si verifica

sperimentalmente che il numero

di particelle trasmesse rimane pressoché costante fino a un certo spessore,

dopo il quale crolla bruscamente.

N

x

<r>

N

/2 Range medio <r>

distanza percorsa dal 50% delle particelle

Range ed energia di particelle diverse

0.01 0.1 1 10 100 1000 (MeV)

0.1 1 10

(cm) 100

R(E) H2O

E

scala logaritmica scala

logaritmica

e

elettroni

p

protoni

alfa

Dipendenza del range dall’energia

in acqua (~ tessuto biologico)

LET

Trasferimento Lineare di Energia

Rapporto tra l’energia totale T trasferita alla materia lungo un cammino e la lunghezza R del cammino percorso

LET = T/R

(misurato in keV/μm, MeV/mm)

Alto LET Æ alta densità di ionizzazione

Æ alta probabilità di colpire e danneggiare un sito biologico Grande variabilità:

elettroni: pochi keV/μm

α : diverse centinaia di keV/μm

Bremsstrahlung

Le particelle cariche perdono energia, oltre che per ionizzazione, anche per irraggiamento (“radiazione di frenamento” o bremsstrahlung)

Questo processo è particolarmente importante per gli elettroni. Essi sentono forte repulsione coulombiana dagli elettroni atomici, possono perdere anche notevoli quantità di energia a ogni urto e venire fortemente deviati.

Pertanto subiscono successive accelerazioni

e decelerazioni, e –come tutte le particelle

cariche accelerate– emettono radiazioni

elettromagnetiche, sotto forma di fotoni di

energia hν, sempre minore o al limite

R(E) _H2O

C + p +0.63 MeV ^Æ rilascio energia nel corpo umano n+

Δ N = - μ _N

N(x) = N ₀ e ^- ^μ ^x