programma di ricerca - AC INFN - Istituto Nazionale di Fisica Nucleare

ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA
NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Codice
Esperimento
Gruppo
DIREMO
5
Rapp. Naz.: Marie Claire Cantone
Rappresentante nazionale: Marie Claire Cantone
Struttura di appartenenza: MI
Posizione nell'I.N.F.N.:
PROGRAMMA DI RICERCA
A) INFORMAZIONI GENERALI
DOSIMETRIA INTERNA − RADIOPROTEZIONE
Linea di ricerca
−Laboratorio EPR Roma 1 Sanità.
Laboratorio ove
si raccolgono i dati
−Sezione INFN Milano (presso dip Fisica UNIMI e lab Luminescenza UNIMIB).
−Cyclotron Sector, Biom Mat. Sys. Unit, JRC ISPRA.
−GSF, Institute of Radiation Protection.
−Kapitza IPP, Moscow.
Sigla dello
esperimento assegnata dal
laboratorio
Ciclotrone
Acceleratore usato
Fascio
(sigla e caratteristiche)
Processo fisico
studiato
Apparato strumentale
utilizzato
Sezioni partecipanti
all'esperimento
Microtrrone per PAA
Reattore per NAA
p − 20 MeV, n−th
Misure di analisi per attivazione,Misure EPR, TL.
Per spettrometria gamma, luminescenza ed EPR
MILANO, Gruppo collegato Sanità Roma1
−Istituto di Radioprotezione ENEA (Bologna).
Istituzioni esterne all'Ente
partecipante
−GSF, National Research Centre for Environmental and Health,Institute of Radiation
Protection.
−JRC, Inst. Health Comsumer Protection, Biom. Mat. Sys. Unit Cyclotron Sector, ISPRA.
−URCRM Chelabyinsk, Russia.
−Kapitza IPP,Moscow, Russia.
3 anni (2005, 2006, 2007)
Durata esperimento
B) SCALA DEI TEMPI : piano di svolgimento
PERIODO
ATTIVITA' PREVISTA
− Test e ottimizzazione tecniche nucleari per determinazione isotopi di Ce in plasma.
2005
− Esperimento con un volontario e analisi di traccianti di Ru in urine con attivazione con protoni.
−Misure di dose TL, EPR in dente e costituenti, controllo e contaminato da Sr−90.
2006
−Fattibilità misure matrice latte.
−Sviluppo modello matematico distribuzione di Sr−90 nel dente , calcolo distribuzione di dose
nella dentina e nello smalto
2007
−Analisi di sensibilità con parametri differenziati sulla stima della dose interna.
−Analisi comparata tra misure EPR, TL e i risultati del calcolo MC.
−Analisi di Ru e Zr su volontari (10 esp), sviluppo modelli biocinetici per Zr e Ru.
−Analisi dell'incertezza dei nuovi modelli biocinetici per Ru e Zr.
Mod EN. 1
(a cura del responsabile nazionale)
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Struttura
MI
Codice
Esperimento
DIREMO
Resp. loc.: Marie Claire Cantone
Gruppo
5
PREVENTIVO LOCALE DI SPESA PER L'ANNO 2005
In KEuro
IMPORTI
VOCI
DI
SPESA
DESCRIZIONE DELLA SPESA
Parziali
Totale Compet.
SJ
−Ispra per irraggiamenti Sc40 Cyclotron e misure in loco(10 viaggi x 2 persone).
2,0
−Roma e Bologna(ENEA) per collaborazione piano esperimenti e analisi dati.
1,0
−Convegni, seminari.
1,0
−GSF, Munich per collaborazione esp. biocinetica (P.Roth) e luminescenza (Y.Goeksu)
(1 persona x 6 giorni + 1 persona x 4 giorni).
4,0
−IPP, Moscow per collaborazione misure Ce e latte(1 persona x 3 giorni).
1,0
−isotopi Zr, Ce, soluzioni standard
2,5
−scheda acquisizione (in sostituzione di quella bruciata
4,0
−materiale chimico, reagenti e vetreria
2,5
−materiale per luminescenza e TLD
2,0
−materiale meccanico per irraggiamenti e misure
2,0
Consorzio
Ore CPU
Spazio Disco
Cassette
di cui SJ
4,0
5,0
13,0
Altro
Totale
22,0
di cui SJ
0,0
Sono previsti interventi e/o impiantistica che ricadono sotto la disciplina della legge Merloni ?
Breve descrizione dell'intervento:
Mod EC./EN. 2
(a cura del responsabile locale)
A cura della
Comm.ne
Scientifica
Nazionale
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Struttura
ISS
Codice
Esperimento
DIREMO
Resp. loc.: Paola Fattibene
Gruppo
5
PREVENTIVO LOCALE DI SPESA PER L'ANNO 2005
In KEuro
IMPORTI
VOCI
DI
SPESA
DESCRIZIONE DELLA SPESA
Parziali
Totale Compet.
SJ
1) 4 settimane di missione all'IRP di Bologna; 2) Riunioni a Milano con i partner 6,0
del progetto
GSF (Monaco, Germania); URCRM (Chelyabinsk, RU)
di cui SJ
6,0
8,0
8,0
Tubi EPR; Fantocci per irraggiamenti; Materiale per preparazione campioni
5,0
5,0
Consorzio
Ore CPU
Spazio Disco
Cassette
Altro
Totale
19,0
di cui SJ
0,0
Sono previsti interventi e/o impiantistica che ricadono sotto la disciplina della legge Merloni ?
Breve descrizione dell'intervento:
Mod EC./EN. 2
(a cura del responsabile locale)
A cura della
Comm.ne
Scientifica
Nazionale
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Struttura
MI
Codice
Esperimento
DIREMO
Resp. loc.: Marie Claire Cantone
Gruppo
5
ALLEGATO MODELLO EC2
Le missioni ESTERO per il GSF si riferiscono alla collaborazione con il gruppo del Dr. Roth per quanto riguarda gli studi con traccianti
stabili e della Dott.ssa Goeksu per la parte su Al2O3. Inoltre è previsto un incontro presso il Kapitza Institute di Mosca per
ottimizzazione analisi Ce e impostazione della ricerca riguardo al latte.
La quota missioni interno per Ispra è valutate sulla base di almeno 6 turni d'irraggiamento da 12 a 14 ore ciascuno seguite da misure di
spettrometria gamma a tempi brevi (giorno successivo) oppure dopo tempi di attesa significativi con necessità di ritornare sul posto
dopo 2−3 settimane.
Nel richiesta per il materiale di consumo oltre a normale materiale da laboratorio e costi di porta campioni irrag−misura è stata inserita
anche una cifra per una scheda analizzatore multicanale in sostituzione di quella attuale che si è gravemente guastata.
Mod EC./EN. 2a Pagina 1
(a cura del responsabile locale)
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Struttura
MI
Codice
Esperimento
DIREMO
Resp. loc.: Marie Claire Cantone
Gruppo
5
ALLEGATO MODELLO EC2
Mod EC./EN. 2a Pagina 2
(a cura del responsabile locale)
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Struttura
ISS
Codice
Esperimento
DIREMO
Resp. loc.: Paola Fattibene
Gruppo
5
ALLEGATO MODELLO EC2
MISSIONI INTERNO
Le missioni interne sono prevalentemente giustificate dalla collaborazione con i ricercatori
dell'Istituto di Radiprotezione dell'ENEA−Bologna con cui si intende sviluppare un modello Monte
Carlo per il calcolo della dose assorbita nei tessuti dentali. Si prevede di assegnare una tesi di
laurea presso il Gruppo collegato e a questo scopo si richiede il finanziamento di un soggiorno a
Bologna di 4 settimane per un laureando da associare alla sezione di Roma1.
Si richiedono anche 2 missioni per riunioni a Milano con i partner del progetto.
MISSIONI ESTERO presso l'Istituto di analisi del rischio del GSF di Monaco:
Il GSF e' uno dei gruppi leader nella radioprotezione e nella dosimetria retrospettiva. Entrambi i
gruppi proponenti sono da anni in collaborazione con il GSF. Si ritiene pertanto importante
mantenere tali collaborazioni anche all'interno di questo progetto.
Altra collaborazione necessaria e' quella con il gruppo dell'URCRM di Chelabinsk, che fornira' i
campioni dentali, contaminati e non, su cui si prevedono misure comparate EPR e TL, e con cui si
prevede un incontro per finalizzare la selezione dei campioni da misurare.
CONSUMO
Si prevede l'acquisto di normale materiale da laboratorio per la preparazione e la misura EPR di
campioni dentali (tubi di quarzo ad alta purezza, materiale per la preparazione di campioni in
polvere di dentina e smalto). Inoltre si vuole acquistare materiale osso−equivalente per
l'irraggiamento del dente in condizioni di equilibrio di radiazione.
Mod EC./EN. 2a Pagina 1
(a cura del responsabile locale)
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Struttura
ISS
Codice
Esperimento
DIREMO
Resp. loc.: Paola Fattibene
Gruppo
5
ALLEGATO MODELLO EC2
Mod EC./EN. 2a Pagina 2
(a cura del responsabile locale)
Codice
Esperimento
Gruppo
DIREMO
5
Rapp. Naz.: Marie Claire Cantone
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA
NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
PREVENTIVO GLOBALE DI SPESA PER L'ANNO 2005
In KEuro
A CARICO DELL' I.N.F.N.
Struttura
Missioni
interne
Missioni
estere
SJ
ISS
MI
Materiale
di
consumo
SJ
SJ
Trasporti
e
facchinaggi
SJ
Spese
di
calcolo
Affitti
e
Materiale Costruzione TOTALE
manutenzione inventariabile apparati
Compet.
SJ
SJ
SJ
SJ
SJ
6,0
4,0
8,0
5,0
5,0
13,0
19,0
22,0
TOTALI 10,0
13,0
18,0
41,0
NB. La colonna A carico di altri enti deve essere compilata obbligatoriamente
Mod EC./EN. 4
A
carico
di altri
Enti
(a cura del responsabile nazionale)
0,0
0,0
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Nuovo esperimento Gruppo
DIREMO
5
PROPOSTA DI NUOVO ESPERIMENTO
PROPOSTA DI NUOVO ESPERIMENTO: DIREMO
"Dosimetry of Incorporated Radionuclides: Experimental and Modelling techniques".
SCOPO
Il progetto intende portare un contributo alla ricerca in dosimetria interna per la gestione delle esposizioni interne in un quadro più generale, perseguito in questi anni da organismi
internazionali (quali IAEA e ICRP), che è quello di fornire un approccio integrato per il controllo di esposizioni normali e potenziali di lavoratori e membri della popolazione a seguito di
irradiazione esterna e interna per le sorgenti di radiazioni sia artificiali che naturali.
Obiettivo generale del progetto è fornire, per elementi di interesse protezionistico, dati realistici e ottenuti direttamente sull’uomo che siano di base per la validazione di modelli già
proposti o per l’impostazione o revisione di strutture di modello, che siano quindi di supporto alle stime prospettiche di dose interna, all’interpretazione di misure di bioassay e alla
ricostruzione di dose interna a seguito di avvenuta esposizione.
A questo scopo e in vista di specifici obiettivi saranno sviluppate, ottimizzate e applicate tecniche sperimentali (quali attivazione nucleare con particelle cariche CPAA, con neutroni
NAA e fotoni PAA, tecniche di spettrometria di massa nelle versioni TIMS e ICPMS, tecniche di luminescenza e EPR) unitamente a tecniche di analisi di sensibilità, di
modellizzazione di tipo compartimentale e Monte Carlo.
Il progetto, di chiara impostazione interdisciplinare, vede la partecipazione di gruppi di ricercatori delle sezioni di Milano e Roma1 in stretta e sinergica collaborazione con gruppi di
istituzioni esterne, scelti sulla base della complementarietà delle competenze, dell’ esperienza e valenza internazionale nel campo di ricerca specifico, oltre che di un reale e attuale
interesse alle problematiche che si intendono affrontare.
In particolare obiettivi specifici sono:
Valutazione assorbimento di Zr per forme chimiche a diversa complessazione.
Studio della dinamica di escrezione urinaria di Ru e Zr.
Ottimizzazione tecnica di analisi per Ce in plasma.
Studio di fattibilità per misure in matrice latte.
Stuttura, revisione modelli, analisi di sensibilità.
Studio dei meccanismi di formazione dei radicali liberi.
Sviluppo di procedure sperimentali per misure TL di smalto/dentina.
Studio proprietà luminescenti e dosimetriche dei dosimetri Al2O3.
Sviluppo metodo per la discriminazione dose interna − esterna di Sr−90 (EPR, TL, Monte Carlo).
INTRODUZIONE E STATO DELL’ARTE
In questo periodo in cui IAEA e ICRP stanno sviluppando nuovi standards per la sicurezza nucleare, la gestione dei rifiuti e il trasporto di materiale radioattivo e stanno rivedendo
raccomandazioni, obiettivi di sicurezza, concetti, principi, linee guida e indicazioni su come i vari requisiti di sicurezza possono essere perseguiti, anche la ricerca in dosimetria
interna sta avendo un momento di positivo fermento.
La determinazione diretta della dose assorbita in organi o tessuti specifici di esseri viventi, anche in presenza della sola esposizione esterna è praticamente impossibile. A seguito di
misure indirette effettuate all’esterno del corpo, si può procedere ad una stima di dose con accuratezza ragionevole sulla base della conversione dei dati misurati in dati di dose
assorbita. Più complessa è la situazione in cui la radiazione, che dà luogo ad assorbimento di dose, deriva dal decadimento di nuclei che si trovano all’interno di organi o tessuti
dell’organismo. Nel caso di incorporazione di sostanze radioattive che emettono radiazioni sufficientemente penetranti possono essere effettuate misure usando rivelatori posti
all’esterno dei soggetti esposti e in prossimità di organi o tessuti che hanno accumulato frazioni delle sostanze radioattive incorporate (come es nell’uso diagnostico e terapeutico di
radiofarmaci). In generale mettere in relazione l’escrezione con l’uptake di materiale radioattivo e ricostruire quindi l’avvenuto intake e in fine valutare la dose corrispondente è tutt’
altro che banale, in quanto molti parametri sensibili sono coinvolti. Una valutazione di dose efficace richiede comunque l’utilizzo di modelli biocinetici che forniscono una descrizione
della distribuzione, assorbimento ed escrezione delle sostanze incorporate.
La maggior parte dei modelli biocinetici usati per il calcolo della dose ai tessuti è stata sviluppata ai fini della valutazione prospettica della dose e per calcolare i coefficienti di dose
(dose in Sv per Bq di attività ingerita o inalata). Tuttavia, poiché la valutazione di dose a seguito di una avvenuta esposizione, ad es. di tipo occupazionale, richiede anche una
adeguata interpretazione delle misure di bioassay, la ricerca si è indirizzata verso adeguati modelli su basi più realistiche e fisiologiche che includano modelli sistemici per la
distribuzione e l'escrezione degli elementi incorporati.
In particolare una direzione per quanto riguarda la modellizzazione di questi ultimi anni è quella di sviluppare modelli che possano essere usati sia per il calcolo della dose in
prospettiva che per l’interpretazione delle misure per ricostruzione dose.
Al momento è in corso la revisione, da parte del ICRP Committee 2, del modello per il tratto gastro−intestinale della Pubblicazione ICRP 30 (1979) (1) sulla base di un modello
Human Alimentary Tract Model (H.Metivier, 2003) (2) proposto per l’intero tratto alimentare e nato per includere regioni quali la cavità orale e l’esofago, usare dati più recenti per il
trasferimento attraverso le regioni considerate, tener conto di possibili ritenzioni, assorbimento e escrezione in diverse regioni e riconsiderare la stima di dose alle cellule più sensibili.
Il modello proposto rispetto al modello ancora in uso, che è costituito da quattro compartimenti concatenati, si presenta come un modello di tipo fisiologico più completo che
comprende un maggior numero di compartimenti. Ad esempio è stato riconosciuta significativa l’introduzione specifica del compartimento denti nel modello in riferimento a
ricostruzione di dose per metalli pesanti che si accumulano nella parte dentale.
Inoltre è in fase di pubblicazione una struttura di modello per il trasferimento al latte di radionuclidi incorporati dalla madre che considera l’incorporazione di radionuclidi durante la
gravidanza e l’allattamento.
L’affidabilità della valutazione di dose dipende fortemente dalla completezza e qualità dei dati usati per la costruzione del modello biocinetico. Attualmente per quanto riguarda il
comparto denti la ricerca è sempre stata indirizzata verso una ricostruzione di dose a seguito di elevata esposizione esterna. Ai fini poi della valutazione del trasferimento dall’intake
della madre al latte si trovano in letteratura sostanzialmente studi rela
Mod EN. 5 Pagina 1 di 2
(a cura del rappresentante nazionale)
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Nuovo esperimento Gruppo
DIREMO
5
PROPOSTA DI NUOVO ESPERIMENTO
tivi a elementi essenziali (O.Wappelhorst et al. 2002) (3) quali calcio, rame ferro, magnesio manganese, zinco e di elementi pesanti quali cadmio e piombo e spesso condotti dal
punto di vista della carenza di questi elementi, accompagnati da studi su alcuni dei radionuclidi più tipici di Sr, Cs, I. Anche per quanto riguarda i dati biocinetici relativi alla
circolazione sistemica, assorbimento intestinale e dinamica dell’escrezione, si trovano dati ricavati da investigazioni su volontari per gran parte degli elementi essenziali, per quegli
elementi che vengono utilizzati nella pratica clinica e per alcuni dei più comuni radionuclidi. Risultano però ancora scarse e spesso inesistenti le informazioni su una serie di elementi
e matrici biologiche anche di notevole interesse radioprotezionistico, alcuni dei quali sono oggetto del progetto DIREMO.
Un contributo su questo fronte è già stato dato dai singoli gruppi proponenti in progetti finanziati dalla Commissione Europea e dalla collaborazione degli stessi in ambito INFN con
l’esperimento VADONI (2003−2004). L’attività di ricerca fin qui svolta in ambito VADONI è risultata proficua sia in termini di sviluppo di tecniche che di significatività dei dati
sperimentali raccolti oltre che di arricchimento reciproco delle competenze dei partecipanti. Anche la giornata “Workshop DIR2004 su: Dosimetria interna: aspetti della ricerca”
organizzata in ambito INFN in ottobre 2004 a Milano con la partecipazione di ENEA, ISS e Università di Milano è il risultato delle positive sinergie che si sono create in questo lavoro.
MATERIALI E METODI
Per gli scopi proposti è previsto l’utilizzo di tecniche nucleari di analisi su matrici biologiche quali plasma sanguigno, urine e latte materno e l’utilizzo combinato di tecniche di
luminescenza e EPR su diversi componenti del dente per la discriminazione della dose da contaminazione interna di Sr−90 da quella da esposizione esterna. Il progetto prevede
attività di analisi dei modelli biocinetici e di calcolo Monte Carlo che verranno condotte in stretta collaborazione con l'Istituto di Radioprotezione dell'ENEA (C.M. Castellani, P. Ferrari,
G. Gualdrini, A. Luciani).
Gli studi biocinetici sono svolti in collaborazione con l’Istituto di Radioprotezione del GSF di Monaco (P.Roth, U.Oeh, V. Hollriegl) e verrà utilizzata la tecnca CPAA in collaborazione
con European Commission Joint Research Centre Institute for Health and Consumer Protection, Biomedical Materials and Systems Unit T.P. 500 Cyclotron Sector (U.
Holzwarth,K.Abbas) per studi con traccianti stabili di Ru della dinamica di escrezione urinaria, e in riferimento a Zr anche per studi di assorbimento intestinale in funzione di diversi
gradi di complessazione della sostanza ingerita. Inoltre INAA e IPAA in collaborazione con Kapitza Institute for Physics Problems, Moscow (Y. Tsipenyuk) verranno applicate per la
fase di ottimizzazione dell’analisi di isotopi di Ce nella matrice plasmatica. Attivazione nucleare e spettrometria di massa verranno entrambe considerate per l’analisi della matrice
latte.
Tecniche EPR e di luminescenza sono sviluppate anche in collaborazione con l’Istituto di Radioprotezione del GSF di Monaco (Y. Goeksu, A. Wieser) e campioni contaminati che
verranno analizzati nel progetto sono forniti dall’URCRM, Urals Research Center for Radiation Medicine di Chelabynsk, (M.Degteva,E.Shiskina) dove è disponibile una banca di
campioni biologici di donatori residenti nella zona contaminata del Techa River.
1. ICRP Publication 30, Limits for Intakes of Radionuclides by workers. Pergamon Press, 1979
2. H.Metivier, A new model for the human alimentary tract: the work of a Committee 2 Task Group. Rad. Prot. Dos. 105, 43−48, 2003
3 O. Wappelhorst, I. Kuhn, H. Heidenreich, B. Markert, Transfer of selected elements from food into human milk, Nutrition, 18,316−322, 2002
Mod EN. 5 Pagina 2 di 2
(a cura del rappresentante nazionale)
Attività sperimenatale e di modellizzazione connessa a studi di biocinetica
Gli studi biocinetici sono condotti su volontari sani e a seguito di approvazione del Comitato Etico
del GSF. La parte medico biologica è svolta a cura del gruppo di ricercatori del GSF che collabora
al progetto. Ci si basa sul metodo del doppio tracciante utilizzando isotopi stabili degli elementi
d’interesse. Viene somministrato per via orale un isotopo mentre il secondo è iniettato in vena.
L’andamento delle concentrazioni in funzione del tempo dei traccianti nei campioni di plasma
sanguigno prelevati a diversi tempi dalle somministrazioni e nei campioni di urine consente di poter
valutare parametri biocinetici relativi a distribuzione e trasferimento nell’organismo oltre che
assorbimento intestinale e eliminazione urinaria.
La metodologia per determinazione quantitativa di singolo isotopi in matrici biologiche nel caso di
elementi di interesse radioprotezionistico quali Ru e Zr (I. Veronese et al. 2003) (4) è stata messa a
punto da parte del gruppo milanese in precedenti esperimenti sulla base dell’attivazione con protoni
e in particolare studi di fattibilità per Zr, valutazione di assorbimento intestinale di Ru e di risposta
della clearance di Ru composti di diversa complessità chimica sono stati condotti utilizzando il
fascio del Philips Cyclotron del PSI di Villigen, Svizzera (I.Veronese et al 2004)(5).
In questo progetto e a seguito di quanto già sviluppato in ambito INFN con VADONI si prevede di
valutare l’assorbimento di Zr in diverse condizioni di somministrazione orale (liquido, solido, forma
chimica, presenza di inibitori) oltre che studiare per Ru e Zr la dinamica dell’escrezione urinaria.
Le misure di attivazione verranno effettuate utilizzando il fascio del Sc40 Cyclotron di Ispra e la
nuova stazione d’irraggiamento messa a punto con il progetto VADONI. In particolare verranno
utilizzate le reazioni nucleari 99Ru(p,n)99Rh; 101Ru(p,n)101mRh; 90Zr(p,n)90Nb, 96Zr(p,2n)95Nb per la
determinazione in plasma e urine delle concentrazioni dei traccianti che sono stati ingeriti e iniettati.
La tecnica di attivazione con protoni verrà poi considerata unitamente a INAA e PAA per la
determinazione di isotopi di Ce. Al fine della scelta degli isotopi di Ce da utilizzare come traccianti
stabili in futuri studi biocinetici e ottimizzare le tecniche e le metodologie per la determinazione di
almeno due isotopi di Ce verranno effettuati test di controllo e definite le minime quantità di isotopi
di Ce rilevabili in matrice di plasma.
Inoltre verrà presa in considerazione la questione del trasferimento al latte materno di elementi
contaminanti presenti ad es nel cibo ingerito dalla madre. Partendo dalle proposte di approccio
modellistico disponibili e in corso di valutazione (ICRP 2003,)(6) e considerando che
l’incorporazione di radionuclidi durante la gravidanza e l’allattamento è di rilevanza sia della
protezione del lavoratore che della popolazione, si intende prendere in considerazione scenari di
incorporazione di elementi chimici, a partire da quelli con radionuclidi rilevanti in termini di
potenziale esposizione occupazionale e ambientale. Al fine di identificare l’approccio più proficuo
per avere informazioni sul trasferimento al latte materno, sulla base delle peculiarità delle tecniche
di analisi elementale che sono a disposizione oltre che delle modalità di conduzione di esperimenti,
eticamente possibili si intende procedere a: 1) stima delle concentrazioni attese degli elementi
d’interesse, 2) valutazione dell’effetto legato alle modalità di intake acuto e cronico, 3) studio degli
effetti di matrice ai fini delle analisi quantitative e stima di sensibilità per gli elementi d’interesse
con tecniche analitiche nucleari nelle versioni strumentale e radiochimica.
Il progetto prevede per le attività di analisi dei modelli biocinetici e di calcolo Monte Carlo, la
stretta collaborazione con il gruppo ENEA che da tempo conduce una attività di rilevanza europea
sia nello studio ed utilizzo di modelli biocinetici al fine della valutazione della dose interna che
nell'utilizzo delle tecniche di calcolo Monte Carlo nel campo della dosimetria interna. Nel quadro
delle attività di sviluppo di modelli biocinetici sono state acquisite ed utilizzate varie tecniche di
analisi di sensibilità che attualmente sono applicate solo in minima parte alla dosimetria interna, ma
che già da tempo hanno trovato efficace impiego nella modellistica ambientale. Queste tecniche
permettono di identificare quei parametri del modello, e quindi quei processi fisiologici, che
maggiormente determinano le previsioni del modello per un determinato output. Allo stesso tempo
le analisi di sensibilità sono state utilizzate come una procedura di screening dei parametri che
devono essere considerati in eventuali e successive analisi dell'incertezza, ossia della valutazione
dell'incertezza associata all'output del modello quando vengano prese in considerazione le
incertezze che caratterizzano i parametri stessi. Tecniche di analisi di sensibilità sono state già
applicate nello studio dell'escrezione urinaria del Plutonio(7) ; le informazioni ottenute sono state
quindi utilizzate per effettuare un'analisi della relativa incertezza delle previsioni del modello(8) .
Più recentemente, analisi di sensibilità basate sull'utilizzo delle Generalised Sensitivity Functions
sono state applicate con successo al modello biocinetico del molibdeno(9).
Nell'ambito del presente progetto si prospetta come primo passo una ricerca bibliografica circa i
modelli biocinetici attualmente disponibili per il metabolismo dei vari radionuclidi di interesse
(rutenio e zirconio). Sulla base dei risultati ottenuti analizzando i campioni di plasma e urine
raccolti negli esperimenti di biocinetica con tracciati stabili sarà possibile sviluppare modelli
biocinetici più realistici di quelli attualmente raccomandati e che tengano conto dei diversi fattori
investigati, quali la forma chimica e il grado di complessazione dei radionuclidi e, nel caso di
ingestione, la concomitante presenza di fattori inibenti o favorenti l'assorbimento. Saranno quindi
forniti modelli differenziati, con set di parametri caratteristici della particolare forma chimica,
modalità di somministrazione etc. In questo ambito, l'applicazione dell'analisi di sensibilità sarà
quindi fondamentale al fine dell'individuazione dei parametri del modello più significativi per
l'escrezione urinaria del rutenio e dello zirconio in seguito ad introduzione per ingestione e per
iniezione, e verrà in particolare utilizzata per studiare l'effettivo impatto del raffinamento e della
diversificazione dei modelli biocinetici ai fini della valutazione della dose.
Attività connessa alla dosimetria con EPR e luminescenza
La misura dei radicali liberi radioindotti nei tessuti dentali, realizzata con la Risonanza
Paramagnetica Elettronica (EPR), è un metodo di dosimetria retrospettiva individuale, finora
ampiamente utilizzato nella ricostruzione retrospettiva della dose in individui esposti a radiazione
esterna.
Uno degli obiettivi più stimolanti per il futuro è l’applicazione di questo metodo anche a situazioni
di contaminazione interna. Il dente infatti, come tutti i tessuti ossei, incorpora quei radionuclidi,
come lo Sr o l’U, che si fissano facilmente nei tessuti calcificati. La possibilità di utilizzare il dente
come dosimetro per l’esposizione interna sarebbe di aiuto nei casi in cui fosse necessario misurare il
livello di contaminazione a distanza di tempo dall’esposizione. Infatti, il segnale EPR è
proporzionale alla dose e quindi cresce con il tempo. Questo lo rende un metodo complementare al
tradizionale Whole Body Counter, che misura invece la radioattività nel corpo umano e quindi un
segnale che decade con il tempo. A distanza di anni dall’esposizione, il segnale rivelabile dal WBC
può essere quindi sotto la soglia di rivelazione del metodo.
Rispetto alla esposizione esterna, nel caso dell’esposizione da radiocontaminanti interni, è però
necessario considerare che: i) la distribuzione di dose nel dente è disuniforme, perché il
metabolismo dei radioisotopi in questione nei tessuti dentali non è omogeneo su tutto il volume; ii)
la tecnica EPR, per sua natura, fornisce la concentrazione di radicali liberi mediata sul volume del
campione, ossia una dose media, e quindi non offre informazioni sulla non uniformità della
distribuzione; iii) la conversione di dose agli organi è resa complessa dalla diversa affinità dei
radionuclidi in organi diversi, anche nel caso di tessuti simili, come denti e scheletro, come emerge
da recenti studi condotti su animali (Ignatiev et al. 1999)10.
L’utilizzo del dente come dosimetro interno presuppone poter discriminare fra dose dovuta a
esposizione esterna e dose dovuta a radionuclidi incorporati. In questo intento la tecnica EPR, che
fornisce la dose accumulata tra il momento dell’esposizione e quello della misura, senza possibilità
di distinguere la sorgente che ha generato il radicale libero, è affiancata dalla tecnica TL.
La discriminazione tra queste due componenti può essere quindi effettuata solo mediante
l’applicazione di entrambe le tecniche EPR e TL: mentre la prima fornisce una stima della dose
totale assorbita dal dente, la seconda permette una valutazione della sola componente della dose
dovuta all’auto-irraggiamento.
In particolare il recente sviluppo di dosimetri luminescenti basati su Al2O3 ha aperto una nuova era
nel campo della ricostruzione di dose (ambientale o da incidente) dal momento che la sensibilità di
questi materiali si è dimostrata essere molto maggiore dei tradizionali dosimetri TL (TLD-100)
basati su LiF. Dosimetri ad Al2O3, (H.Y. Goksu et al. 2002)11 che sono utilizzati per la misura del
rateo annuale di dose beta e gamma da materiali di interesse nella dosimetria retrospettiva e in
archeometria, consentono misure di dosimetria beta nei denti umani
L’informazione diretta ottenibile con la tecnica TL è il rateo di dose beta assorbita dal dosimetro.
Tale risultato deve quindi essere convertito in dose al dente, al fine di poter permettere una migliore
correlazione con gli output delle misure EPR. Il passaggio dalla dose nel dosimetro alla dose al
dente presenta delle difficoltà intrinseche, dovute sia alla diversa modalità di interazione e rilascio
dell’energia da parte delle particelle beta nei dosimetri e nei tessuti dentali, sia alla geometria di
misura usata (dosimetri posizionati direttamente sul dente intero e/o sezionato a metà) ed, in
maniera ancora maggiore, alla disomogeneità della struttura dentale.
In parallelo alle misure sperimentali è prevista un’attività di simulazione con tecniche Monte Carlo
per descrivere l’interazione della radiazione beta con il dosimetro Al2O3, e con i diversi comparti
del dente .
Nell’ambito del progetto INFN VADONI (2003-2004) si sono raccolti numerosi dati sperimentali
che hanno permesso una stima del rateo annuale di dose beta dovuta ai radionuclidi incorporati in
denti non contaminati, estratti da soggetti della popolazione italiana. Tale stima è stata valutata
utilizzando dosimetri termoluminescenti ad α-Al2O3:C, caratterizzati da una elevata sensibilità alla
radiazone beta (dose minima rivelabile dell’ordine del µGy). Il valore del rateo di dose è risultato
essere distribuito normalmente intorno ad un valor medio di 0.28 mGy/y con deviazione standard
pari a 0.05 mGy/y (Cantone et al., 2004)12 . Misure simili sono state condotte su campioni di denti
contaminati con 90Sr, estratti da soggetti residenti nella regione del Techa River, i quali hanno
presentato valori di dose rate notevolmente maggiori di quelli di soggetti non esposti (range 0.5-40
mGy/y) ed una significativa dipendenza della dose dalla posizione del dosimetro sul dente (segno
quindi che l’accumulo di 90Sr nel dente è diverso da tessuto a tessuto) (Veronese et al., 2004)13.
Nell’ambito dello stesso progetto, sono state condotte misure EPR sia su campioni di dente non
contaminati della popolazione italiana, sia su denti contenenti 90Sr. L’informazione ottenuta è quella
della dose totale, integrata sulla durata della vita del dente, e dovuta alle diverse sorgenti, esterne ed
interne, di esposizione. Anche queste misure hanno mostrato una dose molto alta per i campioni
contaminati (alcune centinaia di mGy) e diversa nella dentina e nello smalto.
Il collegamento tra le informazioni ottenute dalle due tecniche non è immediato. Infatti, come è
stato evidenziato nello studio di fattibilità condotto nell’ambito del progetto VADONI, è necessario
prendere in considerazione la storia di decadimento del radionuclide, l’evoluzione formativa dei
tessuti dentali in base alle caratteristiche del dente (geometria, posizione boccale, …), l’età del
donatore nel momento della misura e durante l’esposizione acuta (se c’è stata), e altri parametri di
maggiore dettaglio, che qui non citiamo. E’ risultato quindi evidente il ruolo fondamentale di
modelli matematici che permettano, sulla base di ipotesi iniziali, di costruire possibili scenari di
distribuzione di dose e di radionuclidi nei tessuti dentali, da verificare con le misure sperimentali
EPR e TL13
Tra i tessuti dentali un ruolo chiave è svolto dallo smalto (rivestimento esterno del dente) e dalla
dentina (parte più interna e anche la più voluminosa). Lo smalto non presenta rinnovamento dei
tessuti e quindi i radicali liberi indotti dalla radiazione sono stabili. La dentina invece presenta un
metabolismo che occorre prendere in considerazione nell’analisi della distribuzione sia dello 90Sr
che dei radicali liberi radio-indotti. Per le loro diverse proprietà, lo smalto e la dentina possono
essere considerati come due dosimetri indipendenti e l’analisi comparata delle dosi misurate può
fornire informazioni preziose. Le proprietà dello smalto sono ampiamente note, mentre la dentina è
stata indagata poco. Nel corso del progetto VADONI sono state effettuate misure preliminari per
valutare la possibilità di utilizzarla come dosimetro. I risultati hanno dimostrato che la sensibilità
della dentina è inferiore a quella dello smalto, ma comunque appropriata per la misura di dose di
qualche centinaia di mGy, livello tipico di dose nei casi di contaminazione interna da 90Sr. Si è però
osservata una dipendenza critica della risposta dosimetrica della dentina dalla procedura utilizzata
per la preparazione del campione (Fattibene et al. 2004,)14,15.
Il progetto prevede per EPR TL :
-studio delle proprietà luminescenti e dosimetriche dei dosimetri ad α-Al2O3:C. In particolare,
verranno condotte misure focalizzate allo studio della dipendenza energetica della risposta dei
dosimetri, nonché dalla qualità della radiazione e dall’angolo di incidenza della radiazione stessa.
-sviluppo di procedure sperimentali per misure con tecnica TL in denti contaminati e non,
opportunamente trattati al fine di separare le varie componenti del dente stesso (smalto e dentina) e
quindi condurre misure in una geometria più favorevole e controllata, eliminando gli effetti legati
alla disomogeneità e variabilità dei campioni studiati. e di ottenere informazioni circa la
distribuzione dei radionuclidi nelle diverse componenti del dente e potranno pertanto costituire un
importante input per la fase di modellizzazione e calcolo.
- sviluppo di un metodo per la misura di dose in dentina: individuazione di un metodo di
preparazione del campione, che non influisca sulla risposta dosimetrica, e lo studio dei meccanismi
di formazione dei radicali liberi nella dentina.
-misura di dose in smalto utilizzando il protocollo già in uso all’ISS, misura di dose in dentina.
Piano di lavoro del progetto
I semestre 2005
- Test di tecniche (CPAA, NAA, PAA) per determinazione quantitativa di isotopi di Ce in plasma.
- Test di controlli per determinazione Ru in urine con attivazione con protoni.
-Inizio delle misure di dose in campioni di smalto, sia di controllo che contaminati da Sr-90.
-Analisi dei meccanismi di formazione dei radicali liberi radio-indotti nella dentina.
-Misure di caratterizzazione dei dosimetri ad α-Al2O3:C in termini di dipendenza della risposta dal
tipo di radiazione, dall'energia.
II semestre 2005
- Analisi di traccianti di Ru in urine da esperimento su un soggetto volontario.
- Ottimizzazione tecnica e procedura per determinazione Ce.
-Implementazione dei modelli biocinetici per il rutenio e lo zirconio attualmente disponibili in
letteratura
- Misure di caratterizzazione in dipendenza dalla geometria di rivelazione.
-Sviluppo di un modello matematico del dosimetro, per simulazioni dell'interazione della radiazione
beta con il dosimetro stesso.
- Sviluppo di un modello geometrico del dente, con comparti dentina e smalto, da utilizzarsi nel
secondo anno per il calcolo della dose.
I semestre 2006
-Analisi di Ru in urine da esperimenti su volontari (5 esperimenti su 3 volontari)
-Messa a punto procedure di preparazione campioni da matrice latte.
-Continuazione studio radicali liberi in dentina.
-Sviluppo di un modello matematico, di distribuzione di Sr-90 nel dente e calcolo della
distribuzione di dose nella dentina e nello smalto
-Misure di dose rate in campioni di controllo e contaminati da Sr-90 (denti interi e/o singole
componenti opportunamente separate), mediante l'uso dei dosimetri α-Al2O3:C
II semestre 2006
-Analisi di Zr in urine da esperimenti su volontari (5 esperimenti su 3 volontari).
-Sviluppo di modelli biocinetici per Zr e Ru sulla base delle misure sperimentali effettuate con
diversificazione dei parametri a seconda della situazione
-Misure di fattibilità su matrice latte
-Inizio misure di dose in dentina in campioni di controllo e contaminati da Sr-90.
-Calcolo Monte Carlo della distribuzione di dose nel dente in diversi scenari di contaminazione
2007
-Conclusione misure di attivazione Ru e Zr.
-Analisi dell'incertezza dei nuovi modelli biocinetici per il rutenio e lo zirconio.
-Analisi di sensibilità mirata a valutare l'impatto dell'introduzione dei nuovi modelli con parametri
differenziati sulla stima della dose interna.
-Analisi comparata tra la dose misurata con EPR, il rateo di dose da 90Sr misurato con TL e i
risultati del calcolo Monte Carlo.
4
5
I.Veronese, M.C.Cantone, A.Giussani, T.Maggioni, C.Birattari, F.Groppi, L.Garlaschelli,
E.Werner, P. Roth, V.Hollriegl, P:Louvat, N.Felgenhauer, Th.Zilker.
Stable tracer investigations in humans for assessing the biokinetics of ruthenium and
zirconium radionuclides.Rad. Prot. Dos. 105, 209-212 (2003).
I.Veronese, A.Giussani, M.C.Cantone, C.Birattari, M.Bonardi, F.Groppi, V.Hollriegl, P.
Roth, E.Werner.
Influence of the chemical form on the plasma clearance of ruthenium in humans.
Appl. Radiat. Isot. 60, 1, 7-13 (2004).
6
ICRP Consultation Document Draf 18 Dec 2003, Doses to infants from Radionuclides
Ingested in Mothers’ Milk
7.
Luciani, A., Doerfel, H., Polig, E. "Sensitivity analysis of the urinary excretion of
Plutonium", Rad. Prot. Dosim. 93(2):179-183, 2001.
8.
Luciani, A., Doerfel, H., Polig, E. "Uncertainty analysis of the urinary excretion of
plutonium", Rad. Prot. Dosim. 105(1-4):383-386, 2003.
9.
Luciani, A., Giussani, A., Cantone, M. C., Castellani, C.-M. "Sensitivity analysis techniques
applied to a revised model of molybdenum biokinetics", Rad. Prot. Dosim. 105(1-4):239-242,
2003.
10
E.A. Ignatiev, N.M. Lyubashevskii, E.A. Shishkina, A.A. Romanyukha, EPR dose
reconstruction for bone-seeking 90Sr, Appl. Radiat. Isot. 1999, 51: 151-159.
11
Göksu, H.Y., Semiochkina ,N., Shiskina ,E.A.,Wieser, A., El-Faramawy, N., Degteva,M.,
Jacob, P.; Ivanov, D.V. Thin layer _-Al203:C beta dosemeters for the assessment of current
dose rate in tooth due to 90Sr intake and comparison with EPR dosimetry. Radiat. Prot.
Dosim. 101(1-4), 505-514 (2002).
12
Cantone, M.C., Giussani A., Ripamonti D., Veronese, I., Fattibene, P., Onori, S.
Determination of baseline doses to teeth of non-exposed human subjects. Badajoz, Spain.
APHYS-2003.
13
Veronese, I., Fattibene, P., Cantone, M.C., De Coste, V., El-Faramawy, N., Giussani, A.,
Goeksu, Y., Martini, M., Onori, S., Ripamonti, D., Shishkina, E.A., Wieser, A. A
methodological approach to dose assessment in human teeth with EPR and -Al2O3:C
dosimetry. Madrid, Spain. IRPA 2004.
14
P. Fattibene, A. Carosi, V. De Coste, S. Onori, EPR characterization of dentin as a
dosimetric material, Radiat. Prot. Dosim., sottomesso 2004a
15
P. Fattibene, P. Dore, A. Carosi, V. De Coste, A. Nucara, P. Postorino, A. Sacchi, A
comparative EPR, infrared and Raman study of natural and deproteinated tooth enamel and
dentin, Phys. Med. Biol., sottomesso. 2004b
Codice
Esperimento
Gruppo
DIREMO
5
Rapp. Naz.: Marie Claire Cantone
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA
NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
PREVISIONE DI SPESA
Piano finanziario globale di spesa
In KEuro
ANNI
Missioni Missioni
FINANZIARI interne estere
2005
2006
2007
TOTALI
Mod EC./EN. 6
10,0
12,0
6,0
13,0
11,0
8,0
28,0
32,0
Spese
Materiale
Affitti e
Materiale Costruzione
Trasporti e
di
di
manutenzione inventariabile apparati
facchinaggi
calcolo
consumo
18,0
13,0
9,0
40,0
0,0
0,0
0,0
0,0
0,0
TOTALE
Compet.
41,0
36,0
23,0
100,0
(a cura del responsabile nazionale)
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Struttura
MI
Codice
Esperimento
DIREMO
Resp. loc.: Marie Claire Cantone
Gruppo
5
COMPOSIZIONE DEL GRUPPO DI RICERCA
N
RICERCATORE
Cognome e Nome
1
2
3
4
5
6
7
Cantone Marie Claire
Giussani Augusto
Martini Marco
Montanari Cinzia
Ripamonti Dario
Sibilia Emanuela
Veronese Ivan
Qualifica
Dipendenti
Incarichi
Affer.
al
gruppo
.
Art.
23
Ruolo
Ricerca Assoc
R.U.
R.U.
P.S.
Dott.
Bors.
R.U.
AsRic
Numero totale dei ricercatori
Ricercatori Full Time Equivalent
5
5
5
5
5
5
5
%
70
60
20
20
80
20
80
Cognome e Nome
Qualifica
Incarichi %
Ass.
Ruolo Art. 23
Tecnol.
Dipendenti
Numero totale dei Tecnologi
Tecnologi Full Time Equivalent
N
TECNICI
Cognome e Nome
0
0
Qualifica
Incarichi
Dipendenti
Ruolo Art. 15
Collab.
tecnica
Annotazioni:
mesi−uomo
Osservazioni del direttore della struttura in merito alla
disponibilità di personale e attrezzature
Mod EC./EN. 7
%
Assoc.
tecnica
7 Numero totale dei Tecnici
3.5 Tecnici Full Time Equivalent
SERVIZI TECNICI
Denominazione
N
TECNOLOGI
(a cura del responsabile locale)
0
0
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
Struttura
ISS
Codice
Esperimento
DIREMO
Resp. loc.: Paola Fattibene
Gruppo
5
COMPOSIZIONE DEL GRUPPO DI RICERCA
N
1
2
3
4
Qualifica
Affer.
RICERCATORE Dipendenti
Incarichi
al
%
Cognome e Nome
gruppo
.
Art.
23
Ruolo
Ricerca Assoc
Ric.
I.S.S.
Ric.
D.R.
Bortolin Emanuela
De Angelis Cinzia
Fattibene Paola
Onori Sandro
5
5
5
5
50
20
80
20
N
TECNOLOGI
Cognome e Nome
Qualifica
Incarichi %
Ass.
Ruolo Art. 23
Tecnol.
Dipendenti
Numero totale dei Tecnologi
Tecnologi Full Time Equivalent
N
TECNICI
Cognome e Nome
Qualifica
Incarichi
Dipendenti
Ruolo Art. 15
Denominazione
I.S.S.
I.S.S.
4 Numero totale dei Tecnici
1.7 Tecnici Full Time Equivalent
Annotazioni:
SERVIZI TECNICI
mesi−uomo
Osservazioni del direttore della struttura in merito alla
disponibilità di personale e attrezzature
Mod EC./EN. 7
%
Collab.
Assoc. tecnica
tecnica
1 Calicchia Arcangelo
2 Pugliani Lucio
Numero totale dei ricercatori
Ricercatori Full Time Equivalent
0
0
(a cura del responsabile locale)
50
50
2
1
Codice
Esperimento
Gruppo
DIREMO
5
Rapp. Naz.: Marie Claire Cantone
ISTITUTO NAZIONALE DI FISICA
NUCLEARE
Preventivo per l'anno 2005
MILESTONES PROPOSTE PER IL 2005
Data
completamento
Descrizione
I semestre 2005
− Test di tecniche (CPAA, NAA, PAA)per determinazione di isotopi di Ce in plasma.
− Test di controllo per Ru in urine con attivazione con protoni.
I semestre 2005
−Inizio misure dose in campioni di smalto, (controllo e contaminati da Sr−90).
−Analisi meccanismi di formazione dei radicali liberi nella dentina.
I semestre 2005
−Misure di caratterizzazione dei dosimetri ad a−Al2O3:C (dipendenza risposta da radiazione, energia)
II semestre 2005
− Analisi traccianti Ru in urine (1 esp. su volontario).
− Ottimizzazione tecnica per Ce.
II semestre 2005
−Implementazione modelli biocinetici per Ru e Zr
− Misure di caratterizzazione dosimetri (dipendenza geometria di rivelazione).
II semestre 2005
−Sviluppo di un modello matematico dosimetro, per simulazioni dell'interazione della radiazione beta con il
dosimetro stesso.
II semestre 2005
− Sviluppo di un modello geometrico del dente, con comparti dentina e smalto, da utilizzarsi nel secondo anno per il
calcolo della dose.
Mod EC./EN. 8
(a cura del responsabile nazionale)