LA RADIOPROTEZIONE NELLA GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI PRODOTTI DAI PAZIENTI TRATTATI CON RADIOFARMACI

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1 -In". 1st. Super. Sanità Vol. il, N. 3 (1985). pp LA RADIOPROTEZIONE NELLA GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI PRODOTTI DAI PAZIENTI TRATTATI CON RADIOFARMACI M. Belli Laboratorio di Fisica, Istituto Superiore di Sanità, Roma Riassunto. - La somministrazione di radiofarmaci per scopi terapeutici o diagnostici implica la produzione di rifiuti radioattivi, costituiti dagli escreti dei pazienti. Ciò va tenuto presente in particolare nel caso di trattamenti terapeutici, per i quali sono impiegate attività relativamente alte. Rischi di contaminazione radioattiva possono interessare non soltanto le strutture sanitarie, dove i radiofarmaci sono impiegati, ma anche l'ambiente esterno, per effetto degli scarichi radioattivi e dei pazienti dimessi. Viene mostrato che, nella valutazione della contaminazione attraverso le diverse vie possibili, dovrebbero essere considerati separatamente i contributi dei pazienti ricoverati e quelli dei pazienti ambulatoriali. Ciò è particolarmente pertinente alla situazione italiana, per la quale si ha mediamente un rapporto 1:l tra le due classi di pazienti nei centri di medicina nucleare. Come conseguenza dell'analisi di vari problemi, sono riportati vari suggerimenti operativi, utili a1 conseguimento degli obiettivi generali di radioprotezione. Summary (Radiation protection in the management of radioactive wastes generated from patients treated with radiopharmaceuticals). - The administration of radiopharmaceuticals to patients or therapeutic or diagnostic purposes involves production of radioactive wastes coming frorn patients excreta. Consideration should be given to the therapeutic treatment, where higher activities are used. Radioactive contamination may occur not only in the hospital, but also in the outer environment, because of the effluent released and of the patients discharged from the hospital. It is shown that the contribution of in- and out-patients should be separately considered when studying the various contamination routes. This is of some consequence or the Italian situation, where the average ratio between tbe two classes of patients is close to one. Relevant practices for implementing the genera1 principles o radiation protection are suggested. These include appropriate procedures or waste release into the environment, measures for preventing spread of contamination at the hospital facilities, discharge of patients only when their activity is enough low, and proper briefing o patient's family. Introduzione Nell'uso dei radiofarmaci, una parte delle sostanze radioattive resta come residuo delle manipolazioni, mentre la maggior parte viene somministrata ai pazienti e da questi scaricata attraverso gli escreti. La presenza dei rifiuti radioattivi di origine organica e la necessità di provvedere al loro smaltimento fanno nascere problemi di radioprotezione, sia nell'arnbito della struttura sanitaria (che chiameremo, per semplicità, ospedale), sia nell'ambito esterno a tale struttura (Fig.1).

2 SOMMINISTRAZIONE / \ RIFIUTI PRODOTTI - PAZIENTI A l I POPOLAZIONE + AMBIENTE e 1 SMALTIMENTO DEGLI ESCRETI Fig.1. - Schema semplificato delle modalità con le quali i rifiuti radioattivi prodotti nelle strutture ospedaliere possono raggiungere le persone del pubblico. Questi problemi, che presentano aspetti peculiari, risultano alquanto ricorrenti anche per il consistente numero di strutture sanitarie con attività di medicina nucleare operanti in Italia, e la loro soluzione va tenuta nella giusta considerazione se si vuole ottenere un elevato livello di radioprotezione nel corso dell'impiego di radiofarmaci, sia a scopo diagnosico sia terapeutico. La situazione italiana Un censimento della Società Italiana di Biologia e Medicina Nucleare (SIBMN), relativo al 1980 (l), ha rilevato 128 servizi, o centri, che svolgono attività di medicina nucleare in strutture pubbliche e private sul territorio nazionale; dai dati si nota una grande varietà di situazioni diverse, e soprattutto una evidente disomogeneità territoriale. Comunque, la maggioranza dei servizi (65%) risulta svolgere attività diagnostica, sia in vivo sia in vitro, ospitando quasi sempre pazienti sia ospedalizzati sia ambulatoriali, con un rapporto tra i due casi che è tipicamente intorno all'unità. Relativamente ai rifiuti liquidi in generale, risulta che una gran parte dei centri (72%) provvede alla loro conservazione in attesa di decadimento, mentre non si hanno informazioni sui rifiuti biologici in particolare. Benché il censimento non fornisca dati sulla quantità di radiofarmaci utilizzati, si può far riferimento ai valori tipici, riportati nella Tab. 1, basati su dati di letteratura (2-4).

3 Tabella l. - Valori tipici delle attività dei radionuclidi utilizzati generalmente nell'impiego diagnostico e terapeutico dei radiofarmaci (2-4). I valori sono espressi secondo le unità del SI, riportando tra parentesi i valori approssimativamente corrispondenti espressi in Ci. Radionuclide T& (11) Attività impiegata Attività annua singolarmente impiegata Impiego diagnostico: 0,4-12 MBq ( wci) kbq -0,2 MBq (-5 wci) 2-4 MBq ( Ci) 8-14 MBq ( pci) MBq (0,l-5 mci) -40 MBq (-1 mci) 0,2-4 MBq (5-100 p Ci) -4 GBq (-0.1 Ci) -40 MBq (-1 mci) -40 MBq (-1 mci) -40 CBq (-1 Ci) -40 MBq (-1 mci) -400 GBq (-10 Ci) -20 GBq (-0,5 Ci) -40 GBq (-1 Ci) Impiego terapeutico: d 54 GBq (SI00 mci) -400 GBq (-10 Ci) lg8~u 2,7 d -4 GBq (-100 mci) -40 GBq (-1 Ci) 3 2 ~ 14,3 d -400 MBq (-10 mci) -4 GBq (-0.1 Ci) Dalla tabella si nota che le quantità di radionuclidi impiegate singolarmente nel caso di trattamenti terapeutici sono in generale molto maggiori di quelle usate per esami diagnostici; per questi ultimi, inoltre, si tende sempre di più ad usare radionuclidi a breve tempo di dimezzamento, soprattutto per ridurre la dose assorbita dai pazienti. Considerazioni di radioprotezione I radionuclidi introdotti nell'organismo del paziente a seguito della somministrazione di radiofarmaci sono espulsi, dopo un tempo più o meno lungo, attraverso gli escreti; si noti che, per motivi di radioprotezione del paziente, è fortemente sconsigliato l'uso di radionuclidi la cui funzione di ritenzione (5,6) nell'organismo umano si mantiene a valori significativi anche a tempi relativamente lunghi. La maggior parte delle sostanze radioattive viene espulsa con le urine e con le feci, mentre è normalmente trascurabile la frazione emessa attraverso la sudorazione e la respirazione. Quest'ultima via è rilevante solo nell'impiego di radiofarmaci allo stato gassoso (ad es., xenon- -33 per prove di ventilazione polmonare); in tal caso il gas espirato viene normalmente trattenuto con opportune trappole ed è quindi convertito in rifiuto liquido o solido. In grandissima parte, i rifiuti radioattivi provenienti dai pazienti sono, in conclusione, quelli liquidi o ad essi assimilabili, ed a

4 questo tipo di rifiuti si farà riferimento quasi costante nel presente lavoro. La quantità di radionuclidi scaricati da un paziente, espressa in termini di attività, è sempre inferiore a quella somministrata a causa del decadimento radioattivo che si verifica nell'intervallo di tempo compreso tra il momento della somministrazione e quello dell'espulsione. La velocità di allontanamento del radionuclide dall'organismo è governata dalla curva di escrezione (5,6). Nella valutazione dell'attività scaricata vanno tenuti presenti due punti importanti: a) devono essere eseguite valutazioni separate per ogni specifico radiofarmaco, in quanto la curva di escrezione dipende dal metabolismo di quel radiofarmaco ed il decadimento del11attivit2 dipende dal radionuclide in esso contenuto; b) l'attività effettivamente scaricata nell'ospedale può dipendere anche da altri fattori, ad esempio dal tempo di permanenza del paziente nell'ospedale e dalla frequenza di svuotamento della vescica. Un calcolo effettuato per lo iodio-131 utilizzando i modelli di ritenzione e di escrezione standard pubblicati dalllicrp (6.7) è riportato in dettaglio nelllappendice A; esso mostra che la quantità di iodio-131 scaricata complessivamente nell'ospedale dai pazienti interni (ricoverati) è pari a circa il 70% dell'attività somministrata; nel caso dei pazienti esterni (in regime ambulatoriale), nell'ipotesi che questi scarichino nell'ospedale le urine di prima minzione in media dopo quattro ore dalla somministrazione, si avrebbe in queste urine solo il 20% circa dell'attività somministrata, mentre il resto, tenuto conto del decadimento, sarebbe scaricato al di fuori dell'ospedale (verosimilmente nelle rispettive abitazioni). Va notato che l'introduzione di modelli più accurati per la funzione di ritenzione standard (7,8) non modifica sostanzialmente le conclusioni sopra riportate. La limitazione più rilevante di queste conclusioni è, semmai, legata all'esistenza di deviazioni sensibili dalla funzione standard (bambini, pazienti con metabolismo tiroideo alterato); si può però ritenere che il procedimento sopra delineato sia utilizzabile per una stima di prima approssimazione dell'attività scaricata dai pazienti all'interno e all'esterno dell'ospedale. Allo scopo di procedere ad una sommaria rassegna dei rischi connessi con la possibile contaminazione radioattiva, è opportuno esaminare separatamente quelli che si riferiscono all'ambiente interno all'ospedale e quelli che coinvolgono l'ambiente esterno. I rischi nell'ambiente ospedaliero sono legati alla possibilità di contaminazione degli stessi pazienti trattati con radiofamaci, di altri pazienti e del personale, sia direttamente sia indirettamente. Va considerata in particolare la possibilità che vengano contaminati biancheria ed indumenti vari, attrezzature ed oggetti di uso comune ad altri pazienti, soprattutto nell'ambito dei servizi igienici; questi ultimi risultano infatti i luoghi di più probabile contaminazione, come è stato confermato anche da recenti risultati sperimentali (9). In genere i pazienti che arrivano ai Servizi di Medicina Nucleare per gli esami diagnostici non vi permangono a lungo, poiché quelli ricoverati ritornano nei rispettivi reparti, mentre quelli ambulatoriali lasciano al più presto la struttura os~edaliera. Ciò configura una disseminazione, anche all'interno dell'ospedale, dei punti di smaltimento, con una più difficoltosa possibilità di controllo. Si noti che l'uso di radionuclidi a vita breve. mentre riduce la dose assorbita dal paziente e dalla popolazione, può, a causa delle più alte attività usate, aumentare i problemi di contaminazj.one sui tempi brevi, oltre che i rischi per il personale addetto. In queste condizioni risulta quindi di particolare importanza l'adozione di una corretta organizzazione radioprotezionistica, che preveda l'uso sistematico di specifiche attrezzature atte a ridurre i rischi di contaminazione. la misura periodica della contaminazione nei luoghi più esposti a tali rischi, la puntuale informazione del paziente e del personale sui rischi e sul comportamento da seguire nelle varie situazioni. Questi accorgimenti sono particolarmente importanti quando vengono impiegati radiofarmaci a scopo terapeutico (come nella terapia della tiroide con iodio-131). in ragione delle maggiori quantità di radionuclidi somministrati ai

5 pazienti in questi casi. Passando ad esaminare i riflessi esterni all'ospedale, si può notare che l'ambiente esterno può essere interessato attraverso due vie principali: in primo luogo, mediante gli scarichi che l'ospedale convoglia all'esterno; in secondo luogo, attraverso quei pazienti che. dopo la somministrazione, ritornano alle proprie abitazioni, dove continuano a scaricare una certa attività (pazienti in regime ambulatoriale). Si è visto in precedenza quale è il procedimento che consente di giungere ad una stima, più o meno approssimata, della quantità di radionuclidi scaricata nell'ospedale e di quella scaricata al di fuori di esso. Si è anche visto, nel caso dello iodio-131 (il quale è in genere il radionuclide più rilevante se si considerano congiuntamente le attività impiegate ed il tempo di dimezzamento) che, mentre la quantità complessiva scaricata rimane mediamente la stessa nei due casi di pazienti ricoverati e di pazienti ambulatoriali, ci si aspetta una diversa ripartizione tra l'attività scaricata in ospedale e quella scaricata nelle abitazioni. La valutazione degli smaltimenti di rifiuti radioattivi da parte delisl'ospedale (sia attraverso modelli matematici. sia tramite misure dirette) è la base di partenza per una eventuale stima del loro impatto sanitario e, in ogni caso, per verificare se i valori di attività e di concentrazione dei radionuclidi smaltiti rientrano nei limiti di esenzione o nei livelli autorizzati (per la definizione di queste grandezze e per informazioni sulla normativa in questo settore si veda l'appendice B). Si noti che il superamento dei limiti di esenzione non comporta necessariamente un rischio inaccettabile per l'ambiente e la popolazione; a questi limiti si può attribuire in realtà un significato di livelli di riferimento, il superamento dei quali richiede una valutazione del rischio sanitario attraverso l'analisi ambientale. Una considerazione particolare va fatta per i pazienti sottoposti a terapia e dimessi dall'ospedale, in vista dell'eventuale esposizione alle radiazioni di persone (in particolare bambini) prossime al paziente, e dell'eventuale contaminazione prodotta. La Commissione Internazionale per la Protezione Radiologica (ICRP) raccomanda (10) un sistema autorizzativo che stabilisca le quantità massime permesse nel paziente da dimettere; viene indicata, a titolo di esempio, in 15 mci l'attività massima ammissibile al momento della dimissione di pazienti trattati con iodio-131, valutata in relazione all'irradiazione esterna di passeggeri durante viaggi su mezzi pubblici; per ridurre al minimo i rischi di contaminazione, viene raccomandata, inoltre, una chiara istruzione del paziente sulle precauzioni che deve osservare dopo essere stato dimesso dall'osp,edale. Alcuni suggerimenti operativi Allo scopo di assicurare un buon livello di protezione sanitaria ai pazienti, al personale ospedaliero e alla popolazione, in relazione allo smaltimento dei rifiuti radioattivi prodotti dai pazienti stessi, è importante tener presente alcuni criteri che vengono qui riassunti: a) effettuazione degli smaltimenti di rifiuti radioattivi solo dopo un'adeguata valutazione dell'entità degli scarichi, anche per verificare il rispetto dei limiti di esenzione o dei livelli autorizzati; per quanto è ragionevolmente possibile, tali valutazioni saranno completate da controlli radiometrici periodici o continui; b) impiego, per quanto possible, di sistemi di diluizione e/o di raccolta in attesa di decadimento; ciò è indispensabile qualora i livelli di concentrazione o di attività dei rifiuti superino i limiti di esenzione o i limiti autorizzati per lo scarico diretto nelle fognature; C) separazione, per quanto è possibile, delle attrezzature ospedaliere di uso comune, soprattutto servizi igienici. da quelle utilizzate dai pazienti ai quali sono stati somministrati radiofarmaci; tale separazione è indispensabile

6 nel caso di trattamento con alte dosi per impieghi terapeutici; d) adozione di attrezzature idonee a prevenire ed a limitare gli effetti di una eventuale contaminazione prodotta dai pazienti (superfici facilmente decontaminabili, impiego di copri-sedili a perdere nei servizi igienici, ecc.); e) adeguata informazione ed istruzione del paziente e del personale sulle precauzioni da osservare nell'ospedale; f) adozione di un limite per l'attività portata da un paziente, perché a questo sia consentito di lasciare l'ospedale; g) adeguata informazione ed istruzione del paziente che lascia l'ospedale (ed eventualmente dei suoi familiari) sulle precauzioni da osservare per ridurre i rischi di contaminazione presso la sua abitazione. APPENDICE A. - Calcolo dell'attività scaricata nel caso di singole sommistrazioni di radiofarmaci Si consideri un determinato radiofarmaco, contenente un certo radionuclide, somministrato al tempo t = O. Per descrivere l'andamento temporale dell'attività nell'organismo di una persona-tipo, si può far riferimento alle funzioni di ritenzione e di escrezione considerate dalllicrp (5,6). Siano: r(t) la funzione di ritenzione tenendo conto del decadimento; y(t) la funzione di escrezione differenziale; x(t) la funzione di escrezione integrale tenendo conto del decadimento; A la costante di decadimento del radionuclide. I1 bilancio, in termini di attività, tra ritenzione ed escrezione, è dato dalle seguenti relazioni: da cui x(t) = e -"lyt(t ) e -at ' dt' = e [r(~) - eat r(t)] o Dalla formula (3) è possibile calcolare l'attività totale escreta dopo un certo tempo t, se sono note la funzione di ritenzione per il radiofarmaco considerato e la costante di decadimento del radionuclide. Nel caso in cui il radiofarmaco sia ioduro di sodio contenente iodio-131 (impiegato nella terapia e a volte nell'esplorazione della tiroide), si può assumere, secondo il modello riportato dalle pubblicazioni ICRP n. 10 e n. 10 A (5,6), una funzione di ritenzione data da: con: K = 0.7; K2 = 0.3; 1 = 1.98 (d-l); a2 = A = lo-' (d-l) (d-l);

7 Kisulta quindi: La formula (4) permette di calcolare la frazione di iodio-131 che si accumula nella vescica del paziente. La quantita effettivamente scaricata dipende anche dalla frequenza di svuotamento della vescica. Se si ipotizza un intervallo medio di svuotamento pari a At, tale quantità, espressa in termini di frazione dell'attività somministrata, è data da: La frazione complessivamente scaricata risulta allora pari a e At Sono interessanti i seguenti casi particolari: a) paziente che permane in ospedale alcuni giorni dopo la soministrazione; in tal caso si ha ~ ~ 0. 7(nell'ospedale); 0 b) paziente che lascia l'ospedale avendovi smaltito le urine di prima minzione mediamente dopo quattro ore; si ottiene ~ ~ 0. 2(nell'ospedale). 0 APPENDICE B. - Cenni di normativa sullo smaltimento dei rifiuti radioattivi Lo smaltimento dei rifiuti radioattivi è attualmente regolamentato in Italia dalla legge di base della radioprotezione, cioè dal DPR n. 185 del 13 febbraio 1964 e dai relativi decreti applicativi. L'attuale legislazione nazionale è in fase di revisione per l'adeguamento alle Direttive Euratom del 1980 e del 1984, ma è probabile che non vi saranno notevoli mutamenti in questo specifico settore. Le disposizioni comprese nel Cap. IX del citato DPR forniscono con l'art. 104 delle prescrizioni di carattere generale, stabilendo che "chiunque produce. tratta, manipola, utilizza, commercia, detiene, ha in deposito sostanze radioattive naturali o artificiali, deve disporre le misure necessarie affinché la raccolta, l'allontanamento o lo smaltimento - trattamento e scarico - dei rifiuti radioattivi solidi, liquidi o gassosi, avvengano in modo tale da assicurare che non ne derivi pericolo o danno diretto o indiretto ai singoli individui e alla popolazione". L'art. 105 stabilisce che lo smaltimento dei rifiuti radioattivi sia subordinato ad autorizzazione rilasciata dal medico provinciale per le attività di cui all'art. 96 (impieghi di sostanze radioattive a scopo medico). L'autorizzazione deve essere concessa in funzione della ricettività dell'ambiente e del numero delle autorizzazioni previste. L'art. 110 prevede che lo smaltimento possa essere esente da autorizzazioni ove non si superino determinati limiti (limiti di esenzione). A tale scopo, il DM 14 luglio 1970 (G.U. n. 225 de11'8/10/1970) fissa per i rifiuti radioattivi solidi, liquidi o gassosi, i valori di attività totale per anno solare e di concentrazione nel punto di scarico nell'ambiente esterno che non debbono venire superati per lo scarico in regime di esenzione. L'art. 106 stabilisce che l'utente debba predisporre i mezzi di rilevamento e di sorveglianza onde assicurare il rispetto delle disposizioni di cui al citato art. 104 e delle prescrizioni contenute nelle autorizzazioni allo smaltimento rilasciate ai sensi dell'art. 105, o che non siano superati i limiti per lo scarico dei rifiuti radioattivi in regime di esenzione. Nell'art. 107 si fa obbligo della registrazione ed eventualmente della trasmissione alle amministrazioni competenti, dei dati relativi ai rilevamenti di cui all'art. 106.

8 Si noti che, anche per effetto della legge che ha istituito il Servizio Sanitario Nazionale, la struttura tecnico-amministrativa che sovraintende allo smaltimento dei rifiuti radioattivi è di tipo decentrato essendo l'autorizzazione emanata dalle autorità che hanno assunto le attribuzioni del medico provinciale, ed essendo il controllo della radioattiviti ambientale di competenza della Regione. Rimangono naturalmente di pertinenza degli organi centrali dello Stato, e del Ministero della Sanità, in particolare, le funzioni di indirizzo e di coordinamento a livello nazionale, e le funzioni di coordinamento tecnico delltenea, secondo le direttive del Ministero della Sanità, sul controllo della radioattività ambientale (art. 109). Ricevuto il 27 maggio 1985 Accettato il 10 ottobre 1985 BIBLIOGRAFIA SOCIETA' ITALIANA DI BIOLOGIA E MEDICINA NUCLEARE (SIBMN) Censimento delle strutture e delle attività di medicina nucleare in Italia. SIBMN. I N T E R N A T I O N A L r o t e c t i o n of the patient in radionuclide investigations. Pergamon Press, Oxford (ICRP Publication, 17). BELLETTI, SI & BELLI, M La situazione italiana in tema di smaltimento dei rifiuti radioattivi in campo sanitario. In: Atti del convegno congiunto SFRP-AIRP su "La protezione nell'impiego medico delle radiazioni ionizzanti e non ionizzanti". Cannes, dicembre SCIELZO, G. et al Criteri di gestione dei rifiuti radioattivi in campo sanitario. In: Atti del convegno AIRP "I rifiuti radioattivi a media - e bassa attività". Venezia, ottobre pp INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION Evaluation of radiation doses to body tissues from internal contamination due to occupational exposure. Pergamon Press, Oxford (ICRP Publication. 10). INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION The assessment of internal contamination resulting from recurrent or prolonged uptakes. Pergamon Press, Oxford (ICRP Publication, 10A). INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION Limits for intakes of radionuclides by workers. Ann. ICRP 2(1): (ICRP Publication, 30). BREUR, F. & DE BARTOLI, M Behaviour of radioiodine in the environment and in man. (Rapporto CNEN RT/PROT 73/13). WIATROWSKI, W.A., COOKE, E.P., KOPP, D.T. & JORDAN. D.W Radiocontamination in medical centers from diaenostic., nuclear medicine ~ ~rocedures. Health Physics 47: INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION The handling, storage, use and disposal of unsealed radionuclides in hospital and medical research establishments. Ann. ICRP 1: 1-53 (ICRP Publication, 26). 11. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION Radionuclide transformations. Ann. ICRP 11-13: (ICRP Publication, 38).