MANUALE DELLA SORVEGLIANZA FISICA DELLA PROTEZIONE DALLE RADIAZIONI IONIZZANTI

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1 Pagina 1/12 MANUALE DELLA SORVEGLIANZA FISICA DELLA PROTEZIONE DALLE RADIAZIONI IONIZZANTI ai sensi del D. Lgs. 230/95 e s.m.i. Rev. data Causale della modifica stesura Redatta da L Esperto Qualificato dell Azienda Fisico Medico Dr. Giovanni Mannino Condivisa/Valutata Firmato Dr. Giovanni Mannino Valutata da Approvata da Resp. U.O. Qualità Dr. Gaetano Ferlazzo Direttore Sanitario Dr. Francesca Parrinello Firmato Dr. Gaetano Ferlazzo Firmato Dr.ssa Francesca Parrinello Data Atto Formale Approvazione Aziendale 10/01/2013 Prot. N. 124 /CS Il Commissario Straordinario Dr. Armando Caruso Firmato Dr. Armando Caruso

2 Pagina 2/12 1 Introduzione INDICE 2 Metodo e criteri 3 Classificazione delle aree a rischio e dei lavoratori esposti 4 Verifica periodica delle buone condizioni degli strumenti di misurazione 5 Verifica dell efficacia dei dispositivi e delle tecniche di radioprotezione 5.1 Controlli sugli apparecchi a raggi X per diagnostica 5.2 Controlli sulle macchine radiogene utilizzate per radioterapia 6 Valutazione delle dosi individuali per i lavoratori sottoposti a rischio di irradiazione, per la popolazione e per i gruppi di riferimento 6.1 Irradiazione esterna 6.2 Irradiazione interna 7 Sorveglianza ambientale e valutazione delle esposizioni e contaminazioni negli ambienti di lavoro 7.1 macchine radiogene e sorgenti sigillate 7.2 misure di contaminazione superficiale rimovibile 7.3 misure di contaminazione non rimovibile 8 Caratteristiche generali e procedure per lo smaltimento dei rifiuti radioattivi presso i laboratori di Medicina Nucleare. 9 Le caratteristiche generali e le procedure di radioprotezione specifiche per il reparto di radioterapia oncologica. 10 Modalità di comunicazione e registrazione 11 Unita Operative e Figure Professionali Coinvolte 12 Lista di distribuzione 13 La politica della radioprotezione.

3 Pagina 3/12 1. Introduzione Nel presente Manuale sono definiti i criteri su cui è basato il programma di sorveglianza fisica della protezione dalle radiazioni ionizzanti presso l Azienda Azienda Ospedaliera Ospedali Riuniti di Messina. Vengono descritte le modalità operative delle attività svolte dall Esperto Qualificato, in relazione a quanto disposto dall art. 79 del D. Lgs. 230/95 e s.m.i.. Nella stesura di questo documento si è fatto riferimento alle raccomandazioni e guide tecniche emanate sia in sede nazionale che internazionale. Per tutto quello che non è specificato si fa riferimento alle indicazioni e disposizioni del D. Lgs. 230/95 e ss.mm.ii e dei suoi allegati. 2. Metodo e criteri Il programma di sorveglianza fisica è stato predisposto avendo come obiettivo non solo il rispetto dei limiti di dose ai lavoratori esposti, ma anche il principio di ottimizzazione, in base al quale le dosi devono essere mantenute tanto basse quanto ragionevolmente ottenibile (NCRP 116). Ai fini di una razionalizzazione e semplificazione della interpretazione dei risultati ottenuti nel corso del programma di sorveglianza fisica, si è ritenuto opportuno adottare, per ciascuna delle grandezze oggetto di misura, alcuni "livelli di riferimento", ovvero dei valori prestabiliti, utilizzati al fine di determinare specifiche sequenze di azioni da intraprendere ogniqualvolta uno di questi livelli venga superato. Sono stati individuati tre diversi tipi di livello di riferimento, qui di seguito specificati: a) livello di registrazione Il livello di registrazione è un livello al di sotto del quale il risultato numerico della misura della grandezza in oggetto è talmente basso da non rivestire interesse, o comunque e tale da confermare pienamente il mantenersi delle condizioni radioprotezionistiche previste in fase di progetto. b) livello di indagine Il livello di indagine è un livello al di sopra del quale il risultato ottenuto è tale da giustificare una indagine sulle cause che hanno portato a un tale superamento, e che non deve comunque essere considerato come un fallimento dei dispositivi e dei sistemi di protezione; il livello di indagine viene infatti adottato solo al fine di indurre a verificare che il risultato ottenuto rientra nelle previste e prevedibili fluttuazioni occasionali dei risultati della misura, comunque previste per le condizioni di lavoro esistenti, e non è dovuto ad anomalie nelle condizioni di lavoro stesse o nei dispositivi di protezione. c) livello di intervento Il superamento del livello di intervento comporta la adozione di specifici provvedimenti al fine di ripristinare le condizioni di sicurezza. In particolare tali livelli verranno tenuti in considerazione per la classificazione delle aree a rischio e per la classificazione di lavoratori, sia in fase preventiva che durante i controlli periodici.

4 Pagina 4/12 3. Classificazione delle aree a rischio e dei lavoratori esposti (artt. 75, 79 e 80) Per la classificazione delle aree a rischio e dei lavoratori e della popolazione, verranno richiesti al Datore di Lavoro, o suoi delegati, attraverso apposita modulistica le caratteristiche degli impianti, degli ambienti in cui sono installate le sorgenti radiogene, nonché i carichi di lavoro, le mansioni e le tipologie di attività svolte dai lavoratori che sono esposti al rischio da radiazioni ionizzanti. Aree a rischio Per ogni nuovo impianto verranno eseguite le valutazioni preventive così come in caso di rilevanti opere di trasformazione delle condizioni d uso o della tipologia delle sorgenti già esistenti. Verrà rilasciato apposito benestare a seguito di verifica preliminare delle ottimali condizioni di radioprotezione di ogni impianto nuovo o modificato significativamente, così come verranno redatte le relazioni di prima verifica dopo l esecuzione di appositi sopralluoghi per verificare la conformità al benestare rilasciato. In caso di mancata conformità, verranno comunicati per iscritto al Datore di Lavoro gli adempimenti e le opere necessarie all ottenimento del nuovo benestare all utilizzo dell impianto. Lo stesso dicasi per impianti esistenti che non dovessero soddisfare, all atto dei sopralluoghi periodici, le condizioni di radioprotezione definite al momento del benestare o comunque tali da potere costituire un rischio per i lavoratore o la popolazione. Nei casi meno gravi ci si limiterà a comunicare gli adempimenti necessari per il ripristino di quanto necessario ponendo un termine massimo per adempiere, superato il quale si ritirerà il benestare all utilizzo dell impianto. Lavoratori esposti I lavoratori esposti a rischio da radiazioni ionizzanti, verranno classificati sulla base dei dati forniti dai responsabili delle strutture sanitarie a cui afferiscono e delle dichiarazioni fornite sulla apposita modulistica. Le classificazioni verranno riviste annualmente e comunque ad ogni comunicazione di variazione del carico di lavoro o della tipologia di sorgenti impiegate o di attività effettuata dal singolo lavoratore. I criteri sono quelli indicati nella normativa vigente facendo uso di alcuni criteri cautelativi in fase di valutazione dei carichi di lavoro (sovrastima), del numero di operatori che svolgono la stessa attività sulla stessa sorgente (sottostima), dalla rotazione del personale, dalla posizione assunta durante la routine lavorativa rispetto al fascio radiante (la più vicina possibile), dall utilizzo di barriere protettive e di indumenti protettivi. Nel caso ci siano difficoltà nel reperire tali informazioni, verranno effettuati sopralluoghi durante la normale routine lavorative per acquisire de visu le condizioni operative degli stessi.

5 Pagina 5/12 4. Verifica periodica delle buone condizioni degli strumenti di misurazione (art. 79, comma 1, lettera b 4) Per la effettuazione dei controlli periodici ambientali viene utilizzata la seguente strumentazione: 1) Rivelatore a camera di ionizzazione marca Fluke Biomedical mod. 451 P DE SI RYR s.n ) Spettrometro АТ6102 s.n della Ditta ATOMTEX composto da: - Scintillatore ad alta sensibilità con cristallo NaI(Tl) da 40x40 mm per misurare l equivalente di rateo di dose ambientale H*(10). - Contatore Geiger-Muller per rivelare le radiazioni gamma ed estendere il range di misura delle radiazioni gamma fino a 100 msv/h. 3) Rivelatori a BF 3 con moderatori a tessuto equivalente per la dosimetria dei campi neutronici. 4) Dosimetri a TLD per raggi X, gamma e neutroni termici. 5) Contaminametro ad ampia superficie. La verifica di tutti gli strumenti di misura è eseguita con periodicità annuale secondo le indicazioni fornite dalle norme CEI-UNI e comunque tutte le volte che se ne ravvisi l'esigenza, facendo ricorso a piccole sorgenti di taratura disponibili oppure a metodi di confronto (intercalibrazione) con altra strumentazione. La taratura verrà eseguita con periodicità biennale presso Centri SIT. Per la dosimetria individuale da irradiazione esterna, ci si avvale di dosimetri a termoluminescenza, tramite Servizio Esterno. Le letture sono mensili con circa giorni di tempo dalla consegna alla trasmissione dei risultati delle misure. Eventuali superamenti o esposizioni anomale sono comunicate tempestivamente per via telefonica e fax. 5. Verifica dell efficacia dei dispositivi e delle tecniche di radioprotezione (art. 79 comma 1, lettera b 3) 5.1. Controlli sugli apparecchi a raggi X per diagnostica. a) controllo sul funzionamento degli indicatori segnalanti la emissione di radiazione, presenti al tavolo di comando e all'ingresso delle zone controllate; b) presenza (ove necessari o previsti) dei circuiti di interblocco alle porte di accesso alle zone controllate verificando che non sia possibile erogare raggi quando il circuito è attivo (porta/e aperte); c) per gli apparecchi mobili, verifica della presenza di un interruttore con cavo sufficiente a garantire una minima distanza operatore-tubo di due metri; d) verifica che il contatto di chiusura del circuito per la erogazione raggi possa essere tenuto chiuso soltanto mediante pressione continua sull'interruttore (interruttore tipo "uomo morto"); e) controllo sul funzionamento del dispositivo di interruzione automatica del regime di scopia dopo un tempo prefissato, comunque non superiore a 10 min;

6 Pagina 6/12 f) verifica della disponibilità di grembiuli piombiferi, collari e guanti con equivalente in piombo non inferiore a 0,5 mm, da utilizzare nel caso in cui sia necessario che l'operatore o altra persona rimanga nella sala trattamento e comunque secondo quanto previsto nelle norme interne; g) presenza e integrità della segnaletica di avvertimento; h) presenza delle norme interne di radioprotezione Controlli sulle macchine radiogene utilizzate per radioterapia. a) controllo sul funzionamento degli indicatori acustici e/o luminosi segnalanti se l'apparecchio è o no in funzione, presenti al tavolo di comando, all'interno e all'ingresso della sala trattamento; b) controllo sul funzionamento dei circuiti di interblocco; tali dispositivi devono interrompere il trattamento in caso di apertura delle porta di accesso al locale; dopo tale interruzione deve essere possibile riavviare il trattamento solo dal tavolo di comando; tali circuiti di interblocco devono essere del tipo "fail safe", tali cioè da non consentire la produzione di radiazione nel caso di guasto meccanico o elettrico di una qualsiasi parte del dispositivo stesso; c) controllo sul funzionamento del dispositivo di apertura della porta dall'interno della sala; d) controllo sul funzionamento del dispositivo di interruzione automatica del trattamento dopo un tempo o una esposizione prefissati; e) controllo sul funzionamento del dispositivo di interruzione del trattamento dall'interno della sala; f) presenza e integrità della segnaletica di avvertimento; i) presenza delle norme interne di radioprotezione. Le verifiche sopra riportate vengono di norma eseguite con periodicità annuale o in caso di importanti interventi di manutenzione e/o riparazione delle apparecchiature o delle barriere. Per gli endorali la periodicità potrà essere biennale se ad utilizzo sporadico. E ammessa una tolleranza di 30 giorni per motivi organizzativi. 6. Valutazione delle dosi individuali per i lavoratori sottoposti a rischio di sola irradiazione esterna, per la popolazione e per i gruppi di riferimento (art. 79, comma 1, lettera d, comma 7 e art. 103, comma 2, lettera d) Tutto il personale esposto è sottoposto a sistematico controllo dosimetrico mediante dosimetri personali. I criteri utilizzati per la valutazione delle dosi personali dei lavoratori esposti sono quelli raccomandati dal N.C.R.P. Report N. 122 Use of personal monitors to estimate effective dose equivalent and effective dose to workers for external exposure to low - LET radiation, Irradiazione esterna

7 Pagina 7/12 La valutazione delle dosi ai lavoratori esposti dovute ad irradiazione esterna viene effettuata con periodicità mensile sulla base dei dati dosimetrici forniti da un Ditta esterna all'ente, che utilizza dosimetri a TLD per valutare l irradiazione del corpo intero alle mani, pelle e cristallino, quando richiesto. Possono anche essere effettuate valutazioni dirette utilizzando idonea strumentazione e/o riferimenti bibliografici riconosciuti di valenza nazionale o internazionale in fase di valutazioni preventive. Vengono pertanto stabiliti i seguenti livelli di riferimento (vedi Tabella 1): a) Livello di registrazione Si ritiene opportuno riportare sulla scheda dosimetrica individuale tutti i dati dosimetrici ottenuti; a fini cautelativi, viene comunque attribuito al lavoratore un valore di equivalente di dose pari al limite di rivelazione del dosimetro, quando il dato comunicato dal servizio dosimetrico è nullo, e che può quindi rientrare nel livello di registrazione; il valore tipico per la dosimetria certificato dalla Ditta che fornisce il servizio è pari a 40 µsv/mese. Questa scelta risulta estremamente cautelativa. Il livello di registrazione è definito < 2/10 della frazione del limite annuale di dose efficace ed equivalente corrispondente a un mese. b) Livello di indagine Il livello di indagine viene posto 2/10 della frazione del limite annuale di dose efficace ed equivalente corrispondente a un mese. c) Livello di intervento Il livello di intervento viene posto pari 5/10 della frazione del limite annuale di dose efficace ed equivalente corrispondente a un mese. Per i lavoratori che operano prevalentemente dietro barriere protettive o comunque non in prossimità del fascio primario e per i quali non sono previsti indumenti protettivi, il dosimetro al petto è da ritenersi sempre irradiato in modo omogeneo (condizione di campo espanso). Il valore di dose efficace rilevato dal dosimetro può quindi essere considerato pari al valore della dose efficace totale. I lavoratori che svolgono attività nelle immediate vicinanze del fascio primario sono tenuti ad indossare indumenti protettivi idonei. Per tali operatori il monitoraggio individuale in atto viene condotto con l utilizzo dei seguenti dosimetri a TLD: - Per la stima della dose efficace viene utilizzato un dosimetro Hp (10) sotto camice (sul petto lato destro). - Per la stima della dose equivalente all estremità viene utilizzato un dosimetro (bracciale o anello) Hp (0.07). - Per la stima della dose al cristallino un dosimetro indossato alla fronte Hp(0.07). Nel caso di mancanza di una risposta dosimetrica (smarrimento o danneggiamento del dosimetro, mancata consegna, ecc.) si attribuirà come valore per quel periodo, il valore medio della dose equivalente assorbita nei 12 mesi precedenti, ferme restando le condizioni lavorative del lavoratore.

8 Pagina 8/12 Nel caso non fossero disponibili tali dati, verranno impiegati dati relativi a lavoratori dell Azienda Ospedaliera con mansioni e carichi di lavoro similari oppure saranno calcolati tramite i valori di esposizione ambientale misurati. I risultati delle letture dosimetriche personali mensili, trasmessi con appositi tabulati dalla Ditta esterna vengono presi in visione non appena disponibili. In caso di superamenti dei corrispondenti livelli di indagine o intervento viene svolta nel primo caso un indagine presso la struttura di afferenza del lavoratore al fine di verificarne le cause e risolverne i motivi. Nel secondo viene richiamato telefonicamente e per lettera il lavoratore per verificare le cause del superamento. Ove necessario, vengono riviste le condizione operative e di protezione per indicare opportuni provvedimenti atti tutelare il lavoratore stesso, compresa la riduzione del carico di lavoro o la sua riclassificazione. Le attribuzioni di Legge sono effettuate con periodicità semestrale riportando due volte all anno i valori sulle schede dosimetriche personali per i lavoratori di categoria A e annualmente per i lavoratori categoria B. Per la valutazione delle dosi ricevute dalla popolazione (lavoratori non esposti e persone del pubblico) e degli eventuali gruppi di riferimento individuati, verrà effettuata con frequenza annuale sulla scorta di dosimetrie ambientali, tenuto conto di eventuali malfunzionamenti o incidenti a carico delle installazioni radiologiche che abbiano comportato esposizioni indebite della popolazione. 6.2 Irradiazione interna La presenza di un laboratorio di medicina nucleare per esami in vivo SPECT e PET ha richiesto una valutazione ad hoc ai sensi dell art. 27/29 del D. Lgs. 230/95 e s.m.i. che comunque non ha evidenziato in alcun caso contributi significativi per gli operatori ed i gruppi di riferimento in termini di equivalente di dose impegnata. 7. Sorveglianza ambientale e valutazione delle esposizioni e contaminazioni negli Zone sorvegliate e controllate (art. 79 comma 1, lettera c) 7.1 Macchine radiogene In questi casi non sussiste rischio di contaminazione, per cui vengono effettuate, con frequenza annuale, solo misure della radiazione di fuga e misure di equivalente di dose ambientale H*(10) in alcuni punti significativi, sia all'interno della zona controllata e/o sorvegliata che negli ambienti circostanti, sovrastanti e sottostanti atti a verificare il buon funzionamento delle barriere protettive fisse e mobili, dei labirinti, delle chiusure, dei vetri piombati in ogni singola installazione. Per quanto riguarda la radiazione di fuga si misura il kerma in aria dovuto alla radiazione di fuga dal complesso tubo-guaina per apparecchi utilizzati in diagnostica; per tale grandezza, misurata secondo quanto indicato dal Comitato Elettrotecnico Italiano (CEI), vengono stabiliti i seguenti livelli di riferimento: - di registrazione = 0,1 mgy in un'ora a un metro dal fuoco al massimo carico - di indagine = 0,3 mgy " " " " - di intervento = 0,8 mgy " " " "

9 Pagina 9/12 Per quanto riguarda le misure ambientali, per la valutazione dell'equivalente di dose ambientale dovuto a irradiazione esterna, H*(10), in ciascun punto di misura si utilizzano le seguenti formule: H*(10) /(msv. anno -1 ) = _ j H j dove H j è il contributo all'equivalente di dose ambientale per la j-esima condizione d'uso della macchina, valutato nel modo seguente: H j = (K/I*60)*W. 50. U. T dove: K = rateo di kerma in aria misurato, in mgy/h I = intensità della corrente anodica utilizzata nel corso della misura, in ma W = carico di lavoro, in ma. min/sett 60 = coefficiente di conversione ore/min 50 = numero di settimane lavorative/anno U = fattore d'uso T = fattore di occupazione Per l'equivalente di dose ambientale H* (10), valutato come descritto in precedenza, vengono adottati i livelli di riferimento (in msv) di Tabella 2 così definiti per ciascuna zona: - di registrazione = 1/10 del limite - di indagine = 3/10 " " - di intervento = 8/10 " " Misure di contaminazione superficiale rimovibile Per queste misure viene utilizzata la tecnica di "smear-test", che consiste nella analisi radiometrica di un dischetto di materiale assorbente, precedentemente strofinato su una determinata area da esaminare. Tali verifiche vengono eseguite all occorrenza su particolari superfici dove un dischetto viene strofinato su un'area prefissata in modo da trasferire, parzialmente, la contaminazione dalla superficie al dischetto; viene quindi effettuato il conteggio della attività contenuta nel dischetto tramite sonda a scintillazione. Per valutare la contaminazione superficiale rimovibile, CS, si fa uso della seguente formula: CS/(Bq. cm -2 ) = (C-C 0 )/ A. T. µ. dove C = conteggio del campione Co= conteggio del fondo T = tempo di misura, in secondi (uguale per C e per C 0 ) A = area della superficie esplorata, in cm 2 µ = efficienza di conteggio (conteggi/decadimenti) = efficienza di trasferimento della contaminazione dalla

10 Pagina 10/12 superficie esplorata al dischetto Nel caso in cui lo strumento utilizzato fornisca direttamente il valore di rateo di conteggio, RC, la formula precedente diventa: CS/(Bq. cm -2 ) = RC-RC 0 /A. µ. dove questa volta µ converte RC in decadimenti/secondo. L'efficienza di conteggio viene determinata tramite sorgente di calibrazione, mentre per l'efficienza di trasferimento si assume cautelativamente un valore pari a 10%. Si assume un unico livello di intervento, pari a 2 kbq ( 0,05 µci) di attività trasferita. 7.3 Misure di contaminazione non rimovibile Viene effettuata con contaminametro ad ampia superficie. 8. Caratteristiche generali e procedure per lo smaltimento dei rifiuti radioattivi presso i laboratori di Medicina Nucleare. La presenza di un laboratorio di medicina nucleare per esami in vivo SPECT e PET ha richiesto una relazione di radioprotezione ad hoc redatta ai sensi dell art. 27/29 del D. Lgs. 230/95 e s.m.i. 9. Le caratteristiche generali e le procedure di radioprotezione per il reparto di radioterapia oncologica sono riportate nella relazione tecnica ad hoc redatta ed allegata al presente manuale. 10. Modalità di comunicazione e registrazione (artt. 61, 80 e 81). I risultati delle valutazioni, delle verifiche periodiche, dei provvedimenti di radioprotezione, delle prescrizioni e di quanto in relazione all attività dell Esperto Qualificato ai sensi dell art. 79, sarà riportato sui registri di radioprotezione custoditi presso il servizio di Fisica Sanitaria del P.O. Papardo di Messina in forma di allegati e/o relazioni tecniche e/o lettere inviate al Datore di Lavoro ed agli organi aziendali coinvolti in ottemperanza a quanto previsto dall art. 81 e dall allegato XI del D. Lgs. 230/95 e s.m.i..

11 Pagina 11/12 11.Unità Operative Coinvolte e figure professionali U.U.O.O. Radiologia Fisica Sanitaria Medicina Nucleare Radioterapia oncologica Cardiologia (Sale di Emodinamica ed elettrofisiologia) Complesso Operatorio (Ortopedia, Neurologia, Medicina, chirurgia toracica, chirurgia generale) Rianimazione Urologia Ematologia Figure Professionali Medici Radiologi-TSRM - Infermieri Esperto Qualificato Fisici Medici Medici Nucleari TSRM - Infermieri Medici Radioterapisti-TSRM-Infermieri Medici Emodinamisti-TSRM-Infermieri Medici, infermieri e anestesisti di sala operatoria Anestesisti TSRM - Infermieri Urologi - Infermieri Addetti all irradiatore Biologico 12. Lista di distribuzione La lista di distribuzione comprende tutte le figure professionali coinvolte di cui al punto 11. Tabella 1: Valori dei livelli di riferimento di dose efficace e di dose equivalente espressi in µsv/mese (arrotondati per difetto). Livello (Categoria A) Corpo intero Cristallino Mani, pelle, estremità Registrazione < 330 < 2500 < 8300 Indagine Intervento Livello Corpo Cristallino Mani, pelle, estremità (Categoria B) intero Registrazione < 100 < 750 < 2500 Indagine Intervento

12 Pagina 12/12 Tabella 2: Livelli di riferimento per l'equivalente di dose ambientale annuale (in msv) valutato tramite misure di H*(10). Livello Zona controllata Zona sorvegliata Registrazione < 0.6 < 0.1 Indagine Intervento Per le zone non classificate si considera un unico limite ottimizzato secondo NCRP 116 (0.25 msv/anno). Allegati: 1. Norme interne di radioprotezione radiodiagnostica 2. Norme interne di radioprotezione radioterapia oncologica 3. Norme interne di radioprotezione medicina nucleare 4. La politica della radioprotezione