1 Elementi di radioprotezione P. Corvisiero a.a.: 2003-2004 corvi/doc/didattica

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Elementi di radioprotezione

P. Corvisiero

a.a.: 2003-2004

http://www.ge.infn.it/~corvi/doc/didattica/

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sommario

Generalita’ sul nucleo atomico

Leggi del decadimento radioattivo

Elementi di dosimetria

Esempio di calcolo della dose

Interazione radiazione-materia

p, , e, , n

Tipi di decadimento radioattivo, ,

I rivelatori di radiazioni

3

10-8 cm

10-13 cm

Ratomo = 100.000 · Rnucleo Matomo Mnucleo

La materia e’… vuota !!

sfere da un metro adistanza di 100 chilometri !!

Il nucleo e’ composto daProtoni e neutroni interagenti tramite le forze nucleari

Le energie in gioco sono decine di milioni di voltepiu’ elevate delle energie chimiche (elettroni)

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Nuclide: ben definito nucleo costituito da un determinatonumero di protoni e di neutroni. Esso viene indicato come:

o spesso più semplicemente dove:

- X indica l’elemento chimico;

- Z : numero atomico dell’elemento = numero di protoni nel nucleo (numero di elettroni atomici);

- A : numero di massa del nucleo, cioè il numero totale di protoni (Z) e neutroni (N) A=Z+N.

I protoni ed i neutroni sono chiamati genericamente nucleoni. Ne risulta ovviamente che N=A-Z

NAZ X XA

Z

LiLi 73

63

CCC 146

136

126

isotopi

1321

21 HeH

81688

1578

146 ONC isotoni

NC 147

146

2643

634

62 BeLiHe

1322

31 HeH

isobari

5

numero di neutroni N

num

ero

di pro

toni Z

valle di stabilita` dei nucleiEnergia di legame massima

composizione del nucleo atomico: N Z

6

numero di neutroni N

num

ero

di pro

toni Z

decadimento +

p n + e+ + (22Na 22Ne +e++)

decadimento -

n p + e- + (60Co 60Ni +e-+)

Decadimento

(241Am 237Np + )

HeXX 42

4A2Z

AZ

7

n p + e- +

(14C 14N + e- + )

decadimento -

8

decadimento +

p n + e+ +

(15O 15N + e+ + )

9

cattura

p + e- n +

(7Be + e- 7Li + )

10

decadimento

(241Am 237Np + )

HeXX 42

4A2Z

AZ

11

Talvolta il nucleo “figlio” viene creato in un stato eccitatoSi diseccita emettendo radiazione gamma

(60Co 60Ni* + e- + )

Decadimento 60Ni*

Emissione 60Ni* 60Ni +

60Ni

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Le particelle , e emesse dal nucleo interagiscono con lamateria circostante depositando in essa la loro energia.

Come vedremo l’energia depositata nei tessuti organiciprovoca un danno biologico.

Scopo della radioprotezione e’ appunto quello di valutareed impedire (o quanto meno limitare) il danno biologicosia ai lavoratori professionalmente esposti che al pubblico.

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La radioattivita` si manifesta con la emissionedi particelle oppure da parte del nucleo,spesso seguite da emissione

tempo

radia

zioni m

isura

te

sorgente

Cont. Geiger

Quale legge segue il decadimento radioattivo ?

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tOP eNtN NP(t) = numero di nuclei che non sono

ancora decaduti al tempo t

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tOP eNtN

attività = numero di decadimenti subiti nell’unità di tempo

tNeNdt

tdNta p

to

p

T1/2 = ln2/rappresenta il tempo di dimezzamento

= 1/rappresenta la vita media

Np = nuclei precursori (“parents”)N0 = nuclei iniziali

= costante di decadimento rappresenta laprobabilita` di decadimento nell’unita` di tempo

0

20

40

60

80

100

120

0 20 40 60 80 100t

16Vita media lunga = ritmo di decadimento lento

17Vita media lunga = ritmo di decadimento meno lento

18Vita media lunga = ritmo di decadimento rapido

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T1/2 = 25 giorni

T1/2 = 80 giorni

T1/2 = 220 giorni

L’attivita’ di ogni sorgente diminuisce nel tempoMaggiore e’ il valore di T1/2 piu’ a lungo dura la sorgente

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L’ attività si misura in Bequerel (Bq)

1 Bq = 1 disintegrazione/secondo

Molto usata tutt’oggi la vecchia unita’: il Curie (Ci)

1 Ci = 3.7·1010 disintegrazioni/secondo(1 Ci 1 g di Radio 226)

1 Ci = 37 GBq

1 mCi = 37 MBq

1 Ci = 37 kBq

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Flusso :

Intensita’ di flusso :

numero di particelle per unita’ di superficie

numero di particelle per unita’ di superficie e per unita’ di tempo

Diminuiscono con l’aumentare della distanza dalla sorgente

10 4 2

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Esempio: calcolare l’intensita’ di flusso di particelle beta alla distanza r = 2 metri (nel vuoto) da una sorgente di 60Co di attivita’ a = 6 MBq

2sfera r4

aS

a

scmpart94112004106

r4a 2

2

6

2 //.

r 60Co

La sorgente emette ogni secondo6·106 particelle beta

ogni secondo sulla sfera di raggio r incidono 6·106 particelle beta

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La sorgente di una cobaltoterapia corrisponde a qualche centinaio di Ci, pari quindi a circa 1012 Bq

Usando la formula: 2sfera r4

aS

a

Vediamo per esempio che ogni cm2 di superficie, posto ad una distanza di un metro dalla sorgente, e’ investito da circa 107 radiazioni ogni secondo

Questo vale per il paziente ma anche per gli operatori !

Cuffiaschermante pazi

en

te

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Unita’ di misura dell’energia

in Fisica nucleare si preferisce misurare l’energia delle particellein una unita’ di misura diversa da quella a voi familiare (Joule)

Si usa infatti l’elettronvolt (simbolo eV) e soprattutto i suoi multipli:keV ossia kiloelettronvolt (1 keV = 103 eV)MeV ossia Megaelettronvolt (1 MeV = 106 eV)

1 elettronVolt e’ l’energia cinetica guadagnata da una particella di carica unitaria (protone, elettrone) accelerata da una differenzadi potenziale di 1 VoltCosi’, elettroni accelerati da una d.d.p. di 6 MVolt possiedono unaEnergia cinetica pari a 6 MeV

I fenomeni chimici (che coinvolgono gli elettroni) hanno energiecaratteristiche dell’ordine degli eV I fenomeni nucleari (che coinvolgono i nucleoni all’interno del nucleo) hanno energie caratteristiche dell’ordine dei MeV

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Altre sorgenti di radiazioneMacchine radiogene

LINAC : acceleratori lineari di elettroniEssi sono presenti in molti ospedali per la terapia antitumorale.Producono fasci di elettroni di energia relativamente alta, chepuo’ raggiungere la decina di MeV.

Generatori di raggi X per diagnostica e/o terapia

elettronifilamento

- HV +

Raggi X

tubo sotto vuoto

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Interazione radiazioni - materia

Le particelle , e emesse dalla sorgenti radioattive, i raggi XDelle macchine radiogene e gli elettroni dei LINAC interagisconocon i materiali nei quali si propagano (es. aria, materiali biologici, …)

Le modalita’ di interazione sono molto diverse a seconda che si parlidi particelle cariche: o elettronioppure di particelle neutre: raggi X, fotoni e neutroni

Lungo il loro percorso cedono frazioni della loro energia agli elettroni del mezzo attraversato

I neutroni sono generati da interazioni degli elettroni acceleratidai LINAC con i materiali da essi colpiti

I neutroni costituiscono un ulteriore sorgente di radiazionidalla quale proteggere lavoratori profess. esposti e popolazione

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Interazione radiazioni - materia Particelle cariche

Perdono energia per ionizzazione: cedono cioe’ agli elettroni del mezzo energia sufficiente a “staccarli” dall’atomo al qualesono legati dalla forza di Coulomb.Se il mezzo e’ un materiale biologico, queste ionizzazioni creano un danno in quanto spezzano legami molecolari ed alterano quindidal punto di vista chimico i tessuti.

I legami chimici sono caratterizzati da energia w = 2030 eV.Cosi’ una particella di energia E = 8 MeV e’ in grado, prima di arrestarsi nel mezzo, di “rompere” un numero di legami pari a:

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10420108

wE

N

Si tratta di un numero elevato di “distruzioni”…Teniamo pero’ presente che in ogni cm3 di materiale biologico (assimilato all’acqua) vi sono 3.3·1022 molecole !!!

2223AV 1033

181

106M

NN

.

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Se la particella carica e’ un elettrone, questo ha una massa confrontabile con quella dei bersagli colpiti (elettroni atomici)e subisce quindi ad ogni urto delle brusche deviazioni di traiettoria e quindi brusche accelerazioni e decelerazioni.

Associato a queste variazioni di velocita’ vi e’ il meccanismo diperdita di energia per irraggiamento (Bremsstrahlung): l’elettroneperde energia emettendo dei raggi X.

I due tipi di perdita di energia, per ionizzazione (Sion) e per Irraggiamento (Srad) coesistono quindi per gli elettroni

Perdita di energia per

ionizzazione Sion p, , ioni pesanti, elettroni e

irraggiamento Srad Elettroni e

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800ZE

S

S

ion

rad

Ecrit = 800/Znel piombo (Z=82): Ecrit 10 MeV in acqua o aria (Z 8): Ecrit 100 MeV

Sussiste la relazione (con E misurata in MeV):

Il fenomeno di perdita di energia per irraggiamento e’ dominantenei materiali ad alto numero atomico Z

I generatori di raggi X funzionano appunto (vedi prima) sfruttandoQuesto fenomeno: il catodo su cui incidono gli elettroni e’ infatti Tungsteno (simbolo W, Z=79)

I raggi X usati in diagnostica e/o terapia hanno origine dalla interazione degli elettroni con il catodo

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Particelle cariche

p,

eSion+Srad

Sion

31

Particelle cariche: Range

Si chiama Range (o percorso) lo spessore penetrato da unaparticella all’interno di un materiale prima di arrestarsi

A parita’ di energia particelle cariche pesanti (protoni e )Sono molto meno penetranti degli elettroni: il loro range e’circa 1000 volte piu’ corto Depositano quindi la stessa quantita’ di energia in un volume di

materia estremamente piu’ piccolo: per questo motivo il dannobiologico associato alle particelle cariche pesanti e’ maggioredi quello associato agli elettroni

p,

e

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N

spessoreRange

m ariaRange elettroni: cm plastica 1 mm Piombo

Sorgentiradioattive

qualche cm ariaRange alfa: un foglio di carta

non costituiscono problemaper irraggiamento esterno

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Naturalmente se lo spessore del materiale attraversato e’ minoreDel range, la particelle deposita solo una frazione di energia nelmezzo.

Einiz

E = Einiz- Efin

Efin

Se quindi si vuole schermare una sorgente radioattiva che emetteParticelle cariche ( o ) e’ necessario adottare una schermaturadi spessore superiore al range delle particelle stesse

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Schermature particelle cariche:

: nessun problema

: conviene usare materiali leggeri800ZE

S

S

ion

rad

in questo modo si riduce la produzione di fotoni di bremsstr.

piombo, ferro, rame …

plexiglass

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Interazione radiazioni - materia Fotoni

A differenza delle particelle cariche i fotoni non interagisconoIn maniera continua con la materia, ma in maniera stocastica:Esiste cioe’ una probabilita’ di interazione con la materia (quellache i fisici chiamano Sezione d’urto)

Le interazioni sono discontinue: tra una interazione e la successivail fotone non cede energia al mezzo

E

E’

E”

Il fotone entra nel mezzo con energia E ed esce con energia E”

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Effetto fotoelettrico

Effetto Compton produzionedi coppie e+e-

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Quindi i fotoni, a seguito della loro interazione con la materia,qualsiasi sia il meccanismo di interazione (fotoelettrico, Comptono produzione di coppie) mettono in moto degli elettroni.

Questi elettroni si propagano nel mezzo perdendo in esso la loro energia tramite processi di ionizzazione e/o irraggiamento

I fotoni sono particelle indirettamente ionizzanti

fotoni ed elettroni, specie ad alta energia, producono gli stessi effetti propagandosi nei materiali.

brem

sstr

prod

uz.cop

pie e+e- e+e- e+e-

prod

uz.cop

pie

prod

uz.cop

pie

brem

sstr

brem

sstr

Sono i cosiddetti sciami elettromagnetici.

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0

2

4

6

8

10

0 20 40 60 80 100 120

spessore

N xoeNxN

= 1/ = libero cammino medio

PiomboCalcestruzzo

Z5 (fotoelettrico)probab. interazione Z (Compton) Z2 (prod. coppie)

= coefficiente di attenuazione/assorbimento


39

I coefficienti di attenuazione/assorbimento sono tabulati in funzionedell’energia e dei vari materiali


40

Interazione radiazioni - materia neutroni

diffusione – rallentamento - cattura

Z = 0 solo interazioni nucleari

p

n

A

41

La massima perdita energiasi ha quando: mA mn

materiali idrogenatimateriali leggeri

n + 10B 7Li + n + 6Li 3H + n + 1H 2H + n + Cd Cd +

Cattura:

calcestruzzo o paraffina“borata”, “litiata”

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Schermature neutroni

= sezione d’urto macroscopica

0

2

4

6

8

10

0 20 40 60 80 100 120

spessore

N xoeNxN

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Calcestruzzo

Schermature neutroni:

Rallentamento Materiali leggeri: paraffina, H2O, calcestruzzo, …

10B (n,)7Li Cattura: reazioni nucleari: 6Li (n,)3H (Cd)nat(n,)

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Rischi da radiazioni ionizzanti:

irraggiamento:

Sorgente esterna all’organismoLe radiazioni incidono sul lavoratore

Contaminazione interna:

Sorgente entra nell’organismo a seguito di Ingestione, inalazione, ....

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polmoni linfonodi

fegato reni

tiroide

ossa

..….......

ferita

cute

apparato gastro intest.

polmoni e liquidi intercell.

ingestione inalazione esalazione

feci urine

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Per quanto detto fino ad ora sulle proprieta’ delle radiazioni:

irraggiamento:

Contaminazione interna:

Radiazione penetrante:fotonineutronielettroni alta energia (linac)

Radiazione a corto range:Particelle betaParticelle alfa

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Un po’ di storia della radioprotezione

Da quando le radiazioni ionizzanti sono presenti nei reattori e negli apparati che utilizzano l’energia nucleare, i progettisti di questi sistemi devono includere nei relativi progetti le schermature e la protezionedalle radiazioni sia per il personale addetto al loro funzionamento che perla popolazione nel suo insieme.

La sorveglianza e il monitoraggio continuo dei livelli di radiazione sono responsabilità dei fisici sanitari, che devono garantire la sicurezza degli operatori e del pubblico in modo che nessuno riceva una dose pericolosa o non necessaria per esposizione alle radiazioni.

I criteri per il progetto delle schermature e l’applicazione delle misure di sicurezza sono basate sulle conoscenza aggiornata dei rischi dovuti alle radiazioni ionizzanti e degli effetti che esse provocano sull’uomo.

Nel corso degli anni, con l’aumentare delle conoscenze in questo campo, la “pericolosità” delle radiazioni è andata aumentando e le norme di sicurezza adottate su scala mondiale sono diventate sempre più restrittive.

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Il genere umano è da sempre esposto a varie forme di radiazione naturale costituite dai raggi cosmici e da tutti gli elementi radioattivi naturali (40K, gas Radon, Uranio, Torio, Radio, ecc. ecc.).

Comunque i livelli di radiazione naturali sono troppo deboli per mettere in luce gli effetti dannosi delle radiazioni

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Gli effetti dannosi delle radiazioni divennero evidenti solo alla finedell’800 quando, in seguito alla scoperta dei raggi X (Roentgen) edella radioattivita’ (Bequerel) furono disponibili intense sorgentidi radiazione.

Solo un mese dall’annuncio della scoperta dei raggi X da parte diRoentgen (gennaio 1896) un costruttore e sperimentatore di tubi sotto vuoto mostrò lesioni alla cute e alle mani che oggi indichiamo come dermatite subacuta da raggi X.

Quelle lesioni erano il risultato di esposizioni ad alte dosi avvenute Manipolando apparecchi a raggi X, prima ancora del riconoscimento dei raggi X da parte di Roentgen

Nel 1901 Bequerel mostrò eritema della cute in corrispondenza della tasca del vestito nella quale aveva tenuto per qualche tempo una fiala di vetro contenente sali di Radio. Poco dopo Pierre Curie si provocò intenzionalmente un eritema da Radio sulla cute del braccio ed ebbe l’idea che le radiazioni potessero avere proprietà terapeutiche.

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Molti malcapitati ricevettero come ricostituente iniezioni di materiali contenenti Radio e Torio e furono successivamente colpiti da tumore.

Nel 1911 furono messi in evidenza 94 casi di tumori indotti da raggi X, 50 dei quali in radiologi. Nel 1922 fu stimato che almeno 100 radiologi morirono come risultato di cancro indotto da radiazioni.

Entro circa dieci anni dalla scoperta di Roentgen e Bequerel una gran parte delle patologie da dosi elevate ed intense di esposizione a radiazioni ionizzanti era stata riconosciuta e sommariamente descritta.

Nel 1903 fu scoperto che l’esposizione ai raggi X poteva indurre sterilità negli animali da laboratorio; pochi anni dopo fu annunciato che gli embrioni di uova di rospo fertilizzate con sperma irradiato con raggi X presentavano anormalità.

Nel 1904 furono segnalate le prime anemie e le prime leucemie indotte da raggi X e già nel 1902 si constatò che un carcinoma cutaneo si era sviluppato su precedente dermatite da raggi.

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Le lesioni da incorporazione di sostanze radioattive furono scoperte più tardi, attorno agli anni ’20 quando si manifestarono necrosi e tumori ossei al mascellare di operaie che durante la prima guerra mondiale erano state addette a dipingere le lancette ed il quadrante di orologi luminescenti con vernici contenti sali di Radio: esse avevano ingerito le vernici facendo la punta ai piccoli pennelli inumidendoli con le labbra, gesto frequentemente ripetuto durante il lavoro. Inoltre si notò che i minatori che lavoravano nelle miniere di cobalto della Sassonia e nelle miniere di pecblenda in Cecoslovacchia, entrambe contenti grosse percentuali di uranio, soffrivano di cancro ai polmoni con una percentuale trenta volte più elevata che il resto della popolazione: oggi è noto che questi lavoratori erano vittime di esposizione interna al gas Radon ed ai suoi figli, prodottidi decadimento dell’uranio: la concentrazione di Radon emesso dalle pareti dei tunnel nell’aria respirata, soprattutto a causa della scarsaventilazione, è estremamente elevata in miniera. Oggi per legge è imposta una ventilazione forzata delle miniere e turni di lavoro limitati per i minatori.

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Un altro genere di effetti cominciò ad essere noto verso la fine degli anni ’20: durante i suoi studi di genetica Muller mostrò che raggi X e raggi gamma producono mutazioni genetiche e cromosomiche nel moscerino dell’aceto, mutazioni che vengono trasmesse ai discendentisecondo le leggi dell’ereditarietà biologica.

La radioprotezione si occupò in maniera rilevante degli effetti genetici solo dopo la seconda guerra mondiale, quando questi furono considerati come i più gravi ed insidiosi dell’esposizione alle radiazioni.

In questi anni viene approfondito anche il capitolo dei cosiddetti “effetti tardivi” (costituiti in gran parte da tumori maligni) che compaiono in una piccola frazione delle persone di una popolazione sottoposta a dosi anche non elevate di radiazioni.

Alla International Conference on Pacific Uses of Atomic energy (Ginevra, 1955) Tzuzuki riportò la notizia che tra i sopravvissuti di Hiroshima e Nagasaki erano stati osservati circa 200 casi di leucemia, un numero enormemente più alto di quello atteso in base alle caratteristiche endemiche della malattia.

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Negli anni seguenti fu annunciato l’aumento di frequenza di altre formetumorali maligne nei sopravvissuti, mentre venivano resi noti i risultati di indagini epidemiologiche sull’incremento di tumori maligni tra i pazienti curati con radiazioni per forme morbose non tumorali. Court, Brown e Dale nel 1957 poterono dimostrare un aumento della frequenza di leucemie nelle cause di morte di pazienti trattati con roentgenterapia per dolori dovuti ad artrosi vertebrale. A cavallo del 1960, a causa dellericadute radioattive (fallout) conseguenti alle esplosioni nell’atmosfera di ordigni bellici nucleari di prova iniziò purtroppo anche il fenomeno dipiccole dosi annue ricevute costantemente da vastissime popolazioni diinteri continenti e si cominciò a parlare di “dose collettiva” ricevuta da un insieme di persone esposte. Già negli anni ’50 era stato studiato un altro campo di effetti delle radiazioni: i danni riguardanti lo sviluppoembrionale e fetale. Furono soprattutto le ricerche sistematiche deiconiugi Russel che mostrarono le capacità lesive delle radiazioni sullaorganogenesi che si verifica nell’embrione umano nei primi mesi dalconcepimento, anche per dosi non elevate. Nasce così una speciale formadi protezione per le donne durante la gravidanza ed in generale per le donne in età fertile.

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Quando una particella ionizzante interagisce con le molecole di un tessuto organico, essa perde energia attraverso interazioni di tipo elettrico con gli elettroni degli atomi. Anche particelle non direttamente ionizzanti come fotoni o neutroni interagiscono con la materia attraverso cessione di energia agli elettroni degli atomi.

Quando un elettrone viene strappato ad un atomo, lo ionizza. Inoltre, a causa della energia cinetica acquistata, lungo il suo percorso interagisce e ionizza altri atomi del tessuto.

Effetti biologici delle radiazioni ionizzanti

Questi ioni, estremamente instabili, si combinano con gli altri atomi e molecole del tessuto dando luogo ad una vera e propria reazione a catena. A seguito di questo fenomeno vengono create nuove molecole, differenti da quelle originarie di cui è composto il tessuto, e vengono messi in moto dei radicali liberi.

Questi ultimi possono interagire tra loro o con altre molecole: attraversoprocessi che tutt’oggi non sono ben noti, possono indurre cambiamenti biologicamente significativi nelle molecole stesse che possono essere causa di un loro malfunzionamento.

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Questi cambiamenti, che si manifestano nel giro di pochi millesimi di secondo successivi all’irraggiamento, possono uccidere le cellule o alterarle al punto di generare l’insorgenza di tumori o mutazioni genetiche, a seconda che le cellule colpite sono somatiche o germinali.

Vi sono quindi due meccanismi fondamentali mediante i quali la radiazione può danneggiare le cellule: effetto diretto ed effetto indiretto

Nel primo caso la radiazione può portare alla rottura di una molecola a seguito del meccanismo di ionizzazione. Nel secondo caso invece la radiazione, sempre a causa di ionizzazione, può produrre nuovi elementi chimici come i radicali O+ o OH- che interagiscono chimicamente con la cellula dando luogo a nuove alterazioni.

L’effetto biologico delle radiazioni non è quindi sostanzialmente diverso da un qualsiasi altro effetto chimico.Il risultato della trasformazione chimica dipende dalla molecola sulla quale la radiazione ha agito.

Se la molecola fa parte di un mitocondrio, (presenti a migliaia nella cellula)il malfunzionamento di uno di essi non pregiudica l’intero sistema cellulare.

Se invece la radiazione distrugge direttamente o indirettamente una molecola di DNA in un cromosoma, il risultato è una mutazione.

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Poiché non è possibile ovviamente effettuare esperimenti diretti sulla popolazione, la attuale conoscenza degli effetti delle radiazioni è basata su:

dati raccolti in occasione di incidenti (Chernobyl per esempio);

studi epidemiologici effettuati sui sopravvissuti al bombardamento di Hiroshima e Nagasaki;

studi sulle popolazioni esposte alle esplosioni nucleari effettuate a scopi militari

studi ed esperimenti effettuati su animali da laboratorio

Negli ultimi anni è stato compiuto un considerevole sforzo per determinare gli effetti delle radiazioni sul corpo umano.

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Lo stato attuale di conoscenza in questo campo può essere riassunto come segue:

esiste una informazione ben documentata sugli effetti di esposizioneacuta (cioè limitata nel tempo) ad alte dosi

poiché gli effetti, se davvero esistono, sono estremamente rari, esiste una limitata conoscenza per quanto concerne:

• dosi acute non troppo elevate e non ripetute;

• basse dosi acute ripetute occasionalmente;

• bassissime dosi croniche.

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Le assunzioni conservative che vengono fatte nel campo dellaradioprotezione sono le seguenti:

esiste una relazione lineare dose-effetto per qualsiasi esposizione, da quelle acute a quelle croniche, indipendentemente dalla intensità della dose ricevuta: il danno è proporzionale alla dose integrale assorbita

Non vi è alcuna soglia sulla dose da radiazione, al di sopra della quale l’effetto si manifesta, ma al di sotto no;

tutte le dosi assorbite da un organo sono completamente additive, indipendentemente dal ritmo di assunzione e dagli intervalli temporali tra una assunzione e le successive;

non vi è alcun meccanismo di recupero o riparo biologico alla radiazioni.

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Rischi dovuti alle radiazioni ionizzanti

Il danno biologico e’ dovuto alla interazione delle radiazioni con le molecole dei tessuti

Le radiazioni depositano energia lungo il percorso: rompono i legami chimici delle molecole dei tessuti e creano radicali liberi H+ e OH- che poi reagiscono chimicamente con le cellule

l’effetto biologico delle radiazioni non è sostanzialmente diverso da un qualsiasi altro effetto chimico

Il “danno biologico“ e’ proporzionale alla “dose assorbita”, ossia alla energia depositata dalla radiazione per unita’ di massa La dose assorbita si misura con strumenti fisici che rilevano il campo di radiazioni esistente in un dato punto dello spazio

L’equivalente di dose assorbita si esprime in Sievert (Sv)

60

Conoscenze sui danni generati dalla radiazione sull’uomo:• studi sui sopravvissuti di Hiroshima e Nagasaki • studi sulle popolazioni esposte ai test nucleari• conseguenze di terapie mediche• conseguenze di incidenti nucleari• esperimenti su animali

Come sappiamo collegare il “danno” alla dose ?

L’uso pacifico dell’energia nucleare e’ senza dubbio l’attivita’ con il maggiore e piu’ severo controllo sui rischi dei lavoratori e della popolazione

Esiste un organismo mondiale: l’ ICRP(International Commission on Radiation Protection)

Le sue “raccomandazioni” sono recepite da tutti i paesi

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Come stabilisce gli standard di radioprotezione ?

dose

Eff

ett

o

Dai dati sperimentali

Nella zona a basse dosi gli effetti sono immisurabili

??

L’ICRP assume che una dose, comunque piccola, produce un danno:non vi e’ soglia, la curva passa per l’origine

62

I tre principi devono essere applicati in sequenza: si passa cioè al secondo quando si sia verificato il primo, e al terzo quando si sia verificato anche il secondo.

Le raccomandazioni dell’ICRP

nessuna attività umana deve essere accolta a menoche la sua introduzione produca un beneficio nettoe dimostrabile

1

ogni esposizione alle radiazioni deve essere tenutaTanto bassa quanto è ragionevolmente ottenibile in base a Considerazioni sociali ed economicheprincipio “ALARA”: As Low As Reasonably Achievable

2

l’equivalente di dose ai singoli individui non devesuperare i limiti raccomandati3

63

Distinto rispettivamente in:1.2510-2 Sv-1 per la cancerogenesi0.410-2 Sv-1 per gli effetti ereditari

Sulla base dei dati sperimentali relativi ad alte dosi e assumendo una relazione lineare dose-effetto, si ricava l’ indice di rischio globale (RIM)

RIM = 1.6510-2 eventi gravi per Sv ricevuto

Cosa significa? Vediamo un esempio

Un tecnico radiologo operante in un servizio di radiologia ospedaliero assume in media 0.2 mSv/anno: quale e’ la probabilita’ p che, alla fine del suo periodo lavorativo, contragga una grave malattia?

Poiche’ il periodo lavorativo e’ pari a 50 anni, la Dose totale assuntanell’arco dell’intero periodo lavorativo varra’: H = [0.2 mSv/anno]·[50 anni]= 10 mSv = 1·10-2 Sv

P = H·RIM = 1.6·10-4

Cioe’, in media, solo un tecnico su sedicimila si ammala.

Equivale ad aver fumato in tutta la vita solo 90 sigarette !!

64

Il limite per i lavoratori professionalmente esposti e’:100 mSv in 5 anni (cioe’ in media 20 mSv/anno)

Supponendo un periodo lavorativo di 50 anni, il lavoratore alla fine della attivita’ potra’ al massimo aver assorbito 1 Sv

Poiche’ il RIM = 1.6510-2 eventi gravi per Sv ricevuto

per questo lavoratore esistera’ una probabilita’ dello 1.65% di contrarre una malattia grave dipendente dalla sua intera attivita’ lavorativa (50 anni)

Stiamo parlando di probabilita’, non di certezza

I limiti di dose

L’ICRP distingue due categorie:a) Gli individui esposti per motivi professionalib) La popolazione nel suo insieme

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I limiti di dose

L’ICRP distingue due categorie:a) Gli individui esposti per motivi professionalib) La popolazione nel suo insieme

Questo valore coincide con quello dovuto alla radioattivita’ naturale (raggi cosmici, 222Rn, 40K, 14C, … )

Esiste una probabilita’ su 100.000 di contrarre durante l’intera vita una grave malattia per esposizione naturale a dosi di 1 mSv/anno

Il limite di dose per le persone del pubblico è: 1 mSv per anno solare

66

1 2 3 4 5

100 mSvin 5 anni

50 mSv/anno

100

50

H (mSv)

anni

esempio di profilo temporale di dose per un lavoratore professionalmente esposto

67

Confronto di pericolosita’ tracentrali a carbone e centrali nucleari

68

Tipo di rischio riduzione di aspettativa di vita

0.35 mSv/yr

0.1 mSv/yr

Riduzione dell’aspettativa di vita (in giorni)in funzione del particolare tipo di rischio

69

Attivita’ con RIM = 10-6

100 Sv

71

Gli incidenti nucleari della storia

Ottobre 1957: Windscale, InghilterraIncendio del moderatoreFuoriuscita di I-131 e Cs-137Non vi furono vittime “dirette”Dose individuale massima alla popolazione: 160 mSv alla tiroide

Marzo 1975: Browns Ferry Alabama, USAIncendio impianto elettricoNon vi fu fuoriuscita di materiale radioattivo

28 Marzo 1979: Three mile Island, USAFusione del combustibileEmissione di gas radioattivi (Xe-133 e I-131)Dose individuale massima alla popolazione: 0,4 mSv(un terzo della radioattivita’ naturale)

26 Aprile 1986: Chernobyl, URSSFusione del combustibileEmissione di gas e fumi radioattiviMorirono 31 persone per esposizione ad alte dosi(vigili del fuoco e soccorritori)Furono evacuate 150.000 persone

72

L’incidente di Chernobyl, l’unico davvero grave, fu quindi dovuto

alla folle irresponsabilita’ degli operatori, piu’ che a una vera e propria mancanza

di sicurezze.

L’incidente avvenne nel corso di un esperimento,

per consentire il quale, gli operatori disattivarono manualmente tutti i sistemi di

sicurezza !!!

73

Gli effetti della nube di Chernobyl in Italia

Irraggiamento esterno dovuto alla presenza di sorgentiRadioattive circostanti l’individuo (nell’aria e al suolo)

Trascurabile: le radiazioni restaronoDisperse in atmosfera per pochi giorni

Contaminazione interna: dovuta all’ingestionee alla inalazione di materiale radioattivo

Dipendente dai cibi e dalle bevande assunte. Non e’ rimastalimitata al passaggio della nube, ma e’ continuata nel tempoa causa dell’immissione dello I-131 e soprattutto del Cs-137nella catena alimentare (il Cs-137 ha una vita media di 30 anni)

pioggia terreno vegetali animali

uomoacqua potabile

74

polmoni linfonodi

fegato reni

tiroide

ossa

..….......

ferita

cute

apparato gastro intest.

polmoni e liquidi intercell.

ingestione inalazione esalazione

feci urine

75

Sulla base dei molti dati sperimentali e sulla base dimodelli matematici si puo’ calcolare il valore della“dose impegnata” dagli individui della popolazione

La dose impegnata e’ la dose assorbita durante il passaggiodella nube sommata a quella che la popolazione continuera’ad accumulare per tutti gli anni futuri a causa degli alimentiancora contaminati

Si ricava che la dose impegnata e’ inferiore ad 1 mSv

Assolutamente confrontabile con la dose naturale

Questa piccola dose comporta un piccolo aumento di rischio

Statisticamente in Italia nei 30-35 anni successivi all’incidente di Chernobyl: i tumori potrebbero aumentare di circa 700 casi le malattie genetiche gravi di circa 60 casi

Detto cosi’ fa una certa impressione….

76

Detto cosi’ fa una certa impressione….

D’altra parte in Italia nello stesso periodo il numero di decessi (purtroppo) previsti si aggirera’ sui valori di:

5 milioni per i tumori e 3,5 milioni per malattie genetiche

Nessuno riuscira’ mai ad evidenziare queste poche centinaia

di casi letali “dovuti a Chernobyl”, se mai ci saranno …

Ma “5” e “3.5” non sono numeri “esatti”: sono soggetti aquelle che si chiamano “fluttuazioni statistiche”.

Tali fluttuazioni sono dell’ordine di varie migliaia

77

Grandezze Dosimetriche

Esposizione X

Misura la ionizzazione che raggi X o gamma producono in aria

mq

X

Si misura in Coulomb/kg

Molto usata e’ la vecchia unita’: il Roentgen [R]

1 R = 2.58·10-4 C/kg

m

q+ = q- q

aria

78

Dose assorbita D

Misura l’energia rilasciata dalla radiazione nella unita’ di massa

mE

D

Ad ogni interazione la radiazione cede una piccola parte della sua Energia alla materia

Particelle cariche: ionizzazione del mezzo attraversato

Fotoni: effetto fotoelettrico, Compton, produz. coppie

mEiniz

materiale qualsiasi

EfinE = Einiz- Efin

La dose assorbita D si misura in gray 1 gray = 1 Joule/kg

Dose assorbita D ed esposizione X sono ovviamente legate tra loro

79

Fattore di qualita’ Q

a parita’ di Dose assorbita D il danno biologico dipende dal tipo di radiazione

Maggiore e’ la densita’ di ionizzazione (numero ionizzazioni prodottePer unita’ di percorso), maggiore e’ il danno biologico

La ICRP ha introdotto un peso della pericolosita’ delle radiazioni: il fattore Qualita’ Q, tipico di ogni tipo di radiazione.

Tipo di radiazione Q

raggi X raggi gammaelettroni 1

protonineutroni 10

particelle partic. con Z>2 20

80

Dose equivalente H

QDH

Quindi una dose assorbita, per esempio, pari a 200 mgray corrispondead una dose equivalente pari a:

200 mSv nel caso raggi X, fotoni o elettroni

2 Sv nel caso di protoni o neutroni

4 Sv nel caso di particelle

81

Gli strumenti di rivelazione delle radiazioni

Dosimetri ambientali

Dosimetri personali

Rivelatori a gasCamera a ionizzazione, contatore geiger

emulsioni fotografiche

Dosimetri a termoluminescenza

82

gas

Principio di funzionamento dei rivelatori a gas

83


La radiazione ionizza le molecole del gas di riempimentoGli ioni + e gli elettroni – sono accelerati dal campo elettricoInterno al rivelatore e raccolti dalle armature

La carica raccolta Q induce una differenza di potenzialeai capi del condensatore di capacita’ C

V = Q/C

Dalla misura di V si risale a Q e quindi alla Esposizione

84

funzionano con questo principio:Contatori GeigerCamere ad ionizzazionePenne dosimetriche individuali


85

rivelatori a gas: Camere ad ionizzazione

86

rivelatori a gas: penne dosimetriche individuali

87

Emulsioni fotografiche

Una emulsione fotografica irradiata viene impressionata come nel caso della luce visibile e “annerisce”L’annerimento e’ proporzionale alla dose

Si ottiene la misura della dose “integrale” assorbita dalla pellicola durante l’intero periodo di esposizione

88

Vari tipi di film-badge

Devono essere SEMPRE

portati al seguito

Una volta letti, costituiscono un documentoStabile ed archiviabile della dose ricevuta

89

Dosimetri a termoluminescenza (TLD)

Principio fisico di funzionamento

Termoluminescenza = emissione di luce, a seguito di riscaldamento daparte di alcuni materiali isolanti (CaF2, LiF, BeO, CaSO4, Li2B4O7)

90

Struttura a bande di un isolante

Banda valenza

Banda conduzione

Banda proibitaEnerg

ia

L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.

91


La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacunedopo aver migrato nel cristallo (luminescenza)

Banda valenza

Banda conduzione

Banda proibitaEnerg

ia


92


Banda valenza

Banda conduzione

Banda proibitaEnerg

ia

trappola

Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita



93


Banda valenza

Banda conduzione

Banda proibitaEnerg

ia

trappola

Finche’ il cristallo non viene riscaldato (lettura). L’energia termicasomministrata libera l’elettrone dalla trappola. Esso ritorna alla banda di valenza e nel processo viene emessa luce (Termoluminescenza)

Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita



94

La fase di lettura del dosimetro consiste quindi nel suo riscaldamento

Un fotomoltiplicatore legge la luce emessa

Prporzionale al numero di elettroniintrappolati

Proporzionale alla dose assorbita

95

Alcuni tipi di dosimetri TLD

96

Dispositivi di protezione e monitoraggio individuali

97

Esempio di calcolo di dose

Dose assorbita - Esposizione

dmdQ

X RX10748GyD

ariaen

Men3M

/

/.

dxdE1

dt

d

dxdE1

Dpartic.cariche

E

dt

dED enenfotoni

98

Schema di decadimento del 60Co

-

g.s. 0+

4+

1.17 MeV

2+

1.33 MeV

60Co (5.26 y)

60Ni

0.312 MeV

99

Esempio: calcolo della dose

A = 100 Ci di 60Co

d = 1.5 m60CoA = 3.7·106 Bq

Ad ogni disintegrazione il 60Co emette:

1 di energia 0.312 MeV

1 di energia 1.17 MeV

1 di energia 1.33 MeV 2 di energia 1.25 MeV

100

=x

particelle

Sono comunque facilmente schermabili:e’ sufficiente 1 mm di plexiglass: plex 1000 aria xplex 1/1000 xaria

x = / = 80 cmnon irraggiano il lavoratore (d=1.5 m) comunque intensa sia la sorgente

101

E

dt

dED enen

E = 1.25 MeV

22

226.2 /

4A

cm sr

γ

en /

radiazione

102

Costante Intensita’ di esposizione (R/h)per sorgente di attivita’ 1 Ci alla distanza di un metro

103

hmR1085X

hR1085252

1031

d

AX

2

54

2

/.

/..

.

Per una esposizione continua di 2000 ore(40 h/settimana, 50 settimane lavorative)

X = 5.8·10-2 · 2 ·103 = 120 mR/anno

1 mR 8·7 ·10-3 mSv

H = 8·7 ·10-3 · 120 = 1 mSv/anno

104

Fondo naturale: 1.5 mSv/anno

Impiego sanitario: 1 mSv/anno

Per confronto:

probab. danno somatico “grave”

5·10-2 per Sv 5·10-5 per mSvprobab. danno genetico

1.3·10-2 per Sv 1.3·10-5 per mSv

H = 1 mSv/anno Sorgente 60Co da 100 Ciesposizione continua per 1 annoalla distanza di 1,5 m

105

Ricordiamo ancora una volta i Limiti di dose:

Popolazione: H < 1 mSv/anno

Lavoratori esposti

Categoria B: H < 6 mSv/anno

Categoria A: H < 100 mSv in 5 anni H < 20 mSv/anno

106

LA RADIOPROTEZIONE NELLE ATTIVITA’ SANITARIE:

Criteri di classificazione dei lavoratori e delle zone di lavoro

lavoratore esposto: chiunque sia suscettibile, durante l’attivita’ lavorativa, di una esposizione alle radiazioni ionizzanti superiore a uno qualsiasi dei limiti fissati per le persone del pubblico.

I lavoratori che non sono suscettibili di una esposizione alle radiazioni ionizzanti superiore a detti limiti sono da classificarsi lavoratori non esposti.

I lavoratori esposti, a loro volta, sono classificati in categoria A e categoria B.

107

I lavoratori esposti non classificati in categoria A sono classificati in categoria B.

I lavoratori esposti sono classificati in categoria A se sono suscettibili di un’esposizione superiore, in un anno solare, a uno dei seguenti valori:. 6 mSv di dose efficace;. i tre decimi di uno qualsiasi dei limiti di dose equivalente: per il cristallino (150 mSv in un anno solare), per pelle, mani, avambracci, piedi e caviglie (500 mSv in un anno solare).

108

Per quanto riguarda la classificazione degli ambienti di lavoro, la normativa prescrive al datore di lavoro di classificare e segnalare gli ambienti in cui e presente il rischio di esposizione alle radiazioni ionizzanti e regolamentarne l’accesso.

In particolare, viene definita zona controllata un ambiente di lavoro in cui sussistono per i lavoratori in essa operanti le condizioni per la classificazione di lavoratori esposti di categoria A.

Viene definita zona sorvegliata un ambiente di lavoro in cui puo’ essere superato in un anno solare uno dei pertinenti limiti fissati per le persone del pubblico e che non e’ zona controllata.

109

La legge prevede che i datori di lavoro, esercenti attivita’ comportantila classificazione degli ambienti di lavoro in una o piu zone controllate o sorvegliate oppure la classificazione degli addetti interessati come lavoratori esposti, assicurino la sorveglianza fisica per mezzo di esperti qualificati iscritti in elenchi nominativi presso l’Ispettorato medicocentrale del lavoro.

Sorveglianza fisica

I datori di lavoro esercenti attivita comportanti la classificazione degli addetti interessati come lavoratori esposti devono assicurare la sorveglianza medica per mezzo di medici autorizzati, iscritti in elenchi nominativi presso l’Ispettorato medico centrale del lavoro, nel caso di lavoratori esposti di categoria A e per mezzo di medici autorizzati o medicicompetenti nel caso di lavoratori esposti di categoria B

Sorveglianza medica

110

Il tubo a raggi X

111

Fonti di rischio in attivita’ radiologica

Fascio primario

Fonte di rischio maggiore D corrente·tempoD dipende fortemente da kV

112


Radiazione diffusa

di gran lunga meno intensodel fascio primario

La sua intensita’ e’ inferiore allo 0.1% dell’intensita’ del fascio primario

113


Per una buona macchina RX, laRadiazione di fuga deve essereInferiore ad 1 mGy/h ad 1 metro

Radiazione di fuga

114

Rischio da irraggiamento esterno

La definizione e la quantificazione del rischio da irradiazione esterna non puo’ prescindere da tre elementi fondamentali:

1. tempo (durata dell’esposizione): determina in maniera lineare, a parita’ di condizioni di esposizione, l’intensita’ dell’esposizione e conseguentemente del rischio radiologico;

2. distanza: la dose di radiazioni segue la legge dell’inverso del quadrato della distanza rispetto al punto di emissione:

D1r12 = D1r1

2

dove D1 e’ l’intensita’ di dose alla distanza r1 dalla sorgente e D2 e’ l’intensita’ di dose alla distanza r2 dalla sorgente (esempio: passando dalla distanza di 1 m a quella di 2 m, l’intensita di dose si riduce di un fattore 4)

115

3. disponibilità di schermature: la radiazione viene attenuata a seguitodell’interazione con il materiale con cui interagisce; pertanto, la dose da radiazione in un punto viene ridotta interponendo del materiale tra la sorgente e il punto d’interesse. La quantita e il tipo di materiale necessario dipende dal tipo della radiazione: ad esempio le radiazioni X sono penetranti e, nel caso di energie elevate, richiedono spessori considerevoli di piombo (Pb)

116

Si osservi in proposito che:

l’uso di un grembiule in gomma piombifera di spessore equivalente a 0.25 mm, riduce da 10 a 20 volte la dose assorbita e conseguentemente il rischio professionale

l’uso di occhiali anti-X, quando prescritto, porta a livelli trascurabili la dose assorbita dal cristallino.

117

le procedure radiografiche tradizionali

Durante l’attivita radiologica tradizionale, il personale staziona normalmente in un box comandi schermato: un progetto ottimizzatodi una sala radiologica garantisce che la dose efficace assorbita dall’operatore sia mediamente dell’ordine di 0.1 μSv/radiogramma.Anche utilizzando RX portatili per esami su pazienti allettati si puo’ stimare un campo di radiazioni dovuto alla radiazione diffusa variabile da 0.4 a 1 μSv/radiogramma a 1 m

Lavoratore Categoria A:

80 radiografie al giorno

118

TAC

119

In tomografia computerizzata le dosi al paziente possono essere elevate (dipendentemente dallo spessore dello strato e dal numero di strati) ma le dosi efficaci assorbite dal personale in sala comandirisultano di solito estremamente basse.

Per il personale alla console di una TAC la tomografia computerizzata non rappresenta una significativa fonte di rischio.

solo in esami particolari, in cui e’ necessario lo stazionamento nelle vicinanze del gantry, il personale e’ interessato a campi di radiazioni rilevanti (da 5 a 20 μGy/strato).

TAC

120

Per quanto attiene le procedure mammografiche:

con apparecchiature dedicate e procedure ottimizzate le esposizioni lavorative risultano di assoluta irrilevanza radioprotezionistica.

Mammografia

121

Radiologia dentale

Per quanto attiene le procedure di radiologia dentale:

con apparecchiature dedicate e procedure ottimizzate le esposizioni lavorative risultano di assoluta irrilevanza radioprotezionistica.

122

Radioimmunologia R.I.A.

124

Ai fini della protezione dei lavoratori in esso operanti, un Laboratorio RIA deve essere dotato di:

Di solito il rischio di irradiazione esterna e’ praticamente trascurabile in tali attivita’ a meno che non si utilizzino beta emettitori di alta energia; ai fini della protezione dai rischi di irradiazione interna e’ indispensabileutilizzare tutti i dispositivi di protezione individuali disponibili e in particolare guanti monouso da utilizzare durante la manipolazione del tracciante.

sistema di ventilazione adeguato alla tipologia e alle quantita di sostanze radioattive in esso utilizzate;

una cappa

pavimenti a sguscio e superfici lavabili per facilitare le operazioni di decontaminazione;

adeguata strumentazione di monitoraggio della contaminazione superficiale (monitor per contaminazioni superficiali);

deposito per lo stoccaggio e il decadimento di rifiuti liquidi e solidi radioattivi, prima del loro smaltimento.

125

Medicina nucleare

La Medicina nucleare si occupa dello studio della morfologia e della funzionalita’ di alcuni organi del corpo umano, utilizzando sorgenti emittenti non sigillate (energia dei fotoni emessi: da 100 a 400 keV circa).L’esame scintigrafico viene effettuato somministrando al paziente, principalmente per via endovenosa, una sostanza radioattiva legata ad un composto chimico (tracciante) diverso a seconda dell'organo che si desidera studiare.

126

Alla base della formazione di una immaginescintigrafica e’ la possibilita, accostandoal corpo del paziente un rivelatoredi radiazioni, di rivelare i fotoni emessidalla sostanza somministrata; i segnaliprodotti dal rivelatore, opportunamenteprocessati da un sistema elettronico, forniscono a video l’immagine della distribuzione del tracciante. L’insieme costituito dal rivelatore e dal sistema elettronico di elaborazione del segnale viene chiamato comunemente gamma camera.

127

Alcune tabelle utili……

128

Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati “in vivo”

Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati “in vitro”

Cat. A: 0.5 Sv/hPer esposizione CONTINUA 40 h settimanali

129

Misure di prevenzione e protezione in Medicina nucleare

La protezione dei lavoratori, in un Servizio di Medicina nucleare, si fonda in larga misura su accorgimenti progettuali; un Servizio di medicina nucleare deve infatti essere caratterizzato da:

sistemi di ventilazione che convoglino l’aria dalle zone fredde alle zone calde e garantiscano adeguati ricambi di aria;

un locale apposito per la manipolazione di radionuclidi (camera calda); pavimenti a sguscio e superfici lavabili per facilitare le operazioni di decontaminazione;

percorsi differenziati in ingresso e in uscita dal reparto e una zona di decontaminazione;

adeguata strumentazione di monitoraggio della contaminazione superficiale (monitor mani - piedi, monitor per contaminazioni superficiali) un deposito per lo stoccaggio e il decadimento di rifiuti liquidi e solidiradioattivi, prima del loro smaltimento.

130

Rifiuti radoattivi

Nell’esercizio delle attivita’ di diagnostica in vivo vengono prodotti, di norma, solo rifiuti radioattivi in forma solida e liquida, a condizione che:

a) i vapori o gas radioattivi, peraltro prodotti normalmente in piccole quantita’, vengano filtrati prima della loro immissione in ambiente da parte degli impianti di ventilazione e/o condizionamento di cui sono normalmente dotate le strutture di medicina nucleare;

b) si provveda alla sostituzione programmata dei filtri assoluti e/o a carbone attivo dei servizi di medicina nucleare al fine di mantenerne inalterata la funzionalita’ e il potere filtrante.

131

• siringhe, provette e contenitori vuoti di sostanze radioattive;

• materiale di medicazione;

• biancheria contaminata;

• materiale venuto a contatto con escreti di pazienti sottoposti ad esame scintigrafico (pannoloni, teli, cateteri, sondini, etc);

• materiale di consumo utilizzato in camera operatoria e venutoa contatto con pazienti portatori di radioattivita sottoposti a intervento chirurgico

• materiali utilizzati per operazioni di lavaggio e decontaminazione;

• filtri degli impianti di estrazione dell’aria dei servizi di Medicina nucleare

Rifiuti radoattivi solidi

I rifiuti solidi derivanti dall’uso di sostanze radioattive a scopo diagnostico in vivo sono principalmente costituiti da:

132

Rifiuti radoattivi liquidi

I principali rifiuti liquidi derivanti dall’uso di sostanze radioattive non sigillate a scopo diagnostico in vivo, sono costituiti da:

• residui di soluzioni somministrate, costituiti da piccoli volumi con attivita’ inferiore, in genere, al centinaio di MBq.

• acque utilizzate per il lavaggio di vetrerie o altri oggetti contaminati, con un volume non precisabile e attivita’ massima dell’ordine di qualche kBq;

• acque di lavaggio di biancheria contaminata, con volume non precisabile e attivita’ non stimabili a priori ma comunque estremamente contenute;

• escreti dei pazienti, di solito raccolti in sistemi di vasche.

133

I rifiuti vanno controllati e conservati in attesa del loro decadimento

Possono essere smaltiti nel rispetto delle leggi solo quando la loro attivita’ specifica (Bq/kg) e’ scesa sotto ai livelli previsti dalla normativa europea vigente.

1 Elementi di radioprotezione P. Corvisiero a.a.: 2003-2004 corvi/doc/didattica

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