IRPA. Associazione Italiana di Radioprotezione. Anno XXXVII volume 169 numero 3,4 agosto 2010 ISSN bollettino

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1 IRPA Associazione Italiana di Radioprotezione 200 bollettino Anno XXXVII volume 69 numero 3,4 agosto 200 ISSN

2 IRPA Associazione Italiana di Radioprotezione Associazione Italiana di Radioprotezione AIRP affiliata alla International Radiation Protection Association (IRPA) Consiglio Direttivo Sandro Sandri, Presidente Marie Claire Cantone, Vicepresidente Mauro Magnoni, Segretario Claudia Fontana, Tesoriere Daniele Giuffrida Gianfranco Gualdrini Sabrina Romani 200 Anno XXXVII Volume 69 n. 3,4 - agosto 200 Editoriale Le associazioni di radioprotezione e l attenzione alle applicazioni sanitarie S. Sandri... 3 Articoli Dosimetria del cristallino: nuove evidenze epidemiologiche ed ottimizzazione della valutazione di dose F. Mariotti, G. Gualdrini... 5 Reparto PET/CT su mezzo mobile. Un progetto innovativo R. Cifani, D. Sandri, S. Sandri... 5 Criteri per la definizione dei livelli di allontanamento incondizionato di terreno da impianti nucleari F. Mancini, M. Fumagalli, M. Caldarella bollettino Direttore responsabile Marie Claire Cantone Comitato di redazione Daniela de Bartolo Viviana Klamert Francesco Mancini Tipografia Arti Grafiche Colorblack S.r.l Novate Milanese MI Progetto grafico MV Comunicazione, Milano Per informazioni e corrispondenza T F Registrazione del Tribunale di Milano n. 228 del 0 aprile 2008 Distribuzione gratuita ai soci AIRP Tutti i soci dell AIRP sono vivamente invitati a contribuire al Bollettino inviando articoli, commenti, recensioni, notizie e informazioni su argomenti di specifico interesse per la radioprotezione. I contributi dovranno essere firmati dall autore o dagli autori. Gli articoli pubblicati riflettono esclusivamente le opinioni degli autori. Manifestazioni scientifiche Il terzo Congresso Europeo IRPA M. C. Cantone Il risveglio del nucleare in Italia: l importanza della radioprotezione M. C. Cantone, S. Sandri Criteria and Approaches for Radioactive Waste Management and Nuclear Decommissioning M. C. Cantone, C. Osimani Prossime manifestazioni scientifiche In copertina Fantocci per la taratura dei dosimetri in equivalente di dose personale (H p ) (Fotografia di Fabio Vento)

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4 Editoriale Le associazioni di radioprotezione e l attenzione alle applicazioni sanitarie Quest anno il nostro Convegno Nazionale si terrà a Bolzano, avrà come tema la radioprotezione in ambito sanitario e sarà svolto in collaborazione con AIFM (Associazione Italiana di Fisica Medica), AIRM (Associazione Italiana di Radioprotezione Medica) e ANPEQ (Associazione Nazionale Professionale Esperti Qualificati). Il tema è stato scelto anche per trarre il massimo vantaggio dalla collaborazione fornita da almeno una parte delle altre associazioni che hanno specifici interessi nel campo sanitario, ma rappresenta comunque un aspetto di attualità nel panorama delle applicazioni della radioprotezione. In ambito sanitario l impiego delle radiazioni sia ionizzanti sia non ionizzanti sta assumendo un ruolo sempre più rilevante basti pensare alla ormai consolidata diffusione della risonanza magnetica e alla realtà che rappresenta la PET. Queste metodiche pongono diverse problematiche a chi si occupa di radioprotezione perché richiedono un aggiornamento continuo volto alla soluzione di aspetti procedurali e strutturali. Si tratta di gestire la protezione degli operatori, dei pazienti e della popolazione. Aspetti che sono di particolare rilievo quando si ha a che fare ad esempio con la PET e con le strutture ad essa associate, realtà che riguardano la gestione di sostanze radioattive non sigillate in quantità piuttosto consistenti. Si deve considerare che la produzione dei radioisotopi necessari per la sintesi dei radio farmaci avviene in impianti basati sul funzionamento di ciclotroni e che la sintesi dei farmaci si realizza in laboratori di radio farmacia dove il rischio di contaminazione è comunque non trascurabile nonostante i presidi di protezione siano ormai molto avanzati. Un caso particolare riguarda l esercizio di queste metodiche all interno di laboratori mobili dove talvolta i pazienti sono ospitati dal momento dell inoculazione del farmaco fino alla loro dismissione, operazioni che si svolgono nel giro di un ora e mezza o due ore. In questo bollettino si affronta tra l altro proprio la progettazione di uno di questi mezzi mobili per l esercizio della diagnostica PET. Si può così notare la complessità della struttura e si può avere un idea dei problemi che il radioprotezionista deve affrontare in un tale progetto. Non si tratta semplicemente di valutare le schermature necessarie nelle diverse pareti di separazione e verso l esterno del mezzo, ma è anche necessario analizzare le procedure di lavoro e predisporre la disposizione dei locali in modo che i percorsi di operatori e pazienti siano ottimizzati per minimizzare l esposizione dei primi e per favorire la comodità dei secondi durante le fasi di preparazione, attesa ed esecuzione dell esame. Altro aspetto che coinvolge sempre il radioprotezionista e che riguarda in particolare l esercizio delle attività sanitarie su mezzi mobili riguarda l espletamento delle formalità richieste per ottenere le necessarie autorizzazioni. Anche su questo versante diversi sono i temi di attualità (o meglio che rimangono di attualità) come ad esempio la varietà delle norme regionali per l ottenimento dei nulla osta, la carenza di tali norme in alcune regioni italiane e la disputa di competenze tra le Prefetture, le Unità Sanitarie Locali e le Agenzie Regionali quando si parla di mezzi mobili. Queste e altre tematiche saranno trattate durante il Convegno Nazionale a Bolzano che darà spazio, per quanto possibile, a tutti coloro che hanno proposto dei lavori e che si avvarrà degli interventi ad invito di alcuni tra i maggiori esponenti del nostro settore, soprattutto coloro che sono impegnati in campo sanitario. Questa edizione del bollettino ospita poi lavori su altri temi di interesse per la radioprotezione. Un lavoro preparato da colleghi di SOGIN ci aggiorna sulle problematiche di allontanamento dei materiali contaminati dai siti in dismissione delle vecchie centrali mentre un analisi condotta da ENEA fa il punto sull importanza della dosimetria al cristallino alla luce delle nuove evidenze epidemiologiche in questo ambito. Un po di

5 spazio è anche dedicato al resoconto di recenti manifestazioni alle quali AIRP ha dato un concreto contributo come la giornata sul nucleare del 2 giugno scorso e il convegno IRPA europeo di Helsinki. Ritornando alla collaborazione con le altre Associazioni impegnate nella radioprotezione mi preme sottolineare come la loro disponibilità a partecipare all organizzazione del nostro Convegno annuale sia stata sincera e pronta. In effetti ricordo con piacere che le Associazioni amiche hanno sempre accolto con favore la partecipazione ad eventi congiunti soprattutto quando la proposta è partita da AIRP. Il motivo è probabilmente legato al fatto che la nostra Associazione è stata la prima del settore e da questa si sono staccate poi le altre. AIFM, AIRM e ANPEQ riconoscono insomma di essere nate dall AIRP e questo ci fa anche sentire la responsabilità di favorire uno spirito di collaborazione costruttiva. Anche per questo la nostra Associazione si sforza di mantenere sempre un approccio di carattere generale nel campo della radioprotezione senza operare in concorrenza con le altre, che hanno invece sviluppato aspetti più specifici nello stesso ambito. AIRP è poi il ponte per portare le iniziative nazionali a livello internazionale, grazie all appartenenza all IRPA. Per favorire la partecipazione alle iniziative internazionali delle altre Associazioni, in seno all AIRP è stato da tempo costituito il Comitato Internazionale, formato anche da altre Associazioni partner. Attualmente aderiscono a questa iniziativa AIFM e AIRM, e la novità è che a breve anche ANPEQ farà parte del Comitato. Grazie a queste collaborazioni il peso delle Associazioni italiane di Radioprotezione è diventato rilevante in ambito IRPA ed è destinato ancora a crescere. Il Comitato Internazionale è in via di rinnovo proprio in questo periodo e annovera tra i suoi membri alcuni dei più attivi esperti italiani in radioprotezione a livello internazionale che aderiscono naturalmente alle Associazioni partner. Desidero chiudere questo editoriale spendendo qualche parola per i recenti interventi governativi che hanno visto la cancellazione dell ISPESL, con il suo assorbimento all interno dell INAIL. Non posso certamente entrare in modo approfondito nel merito delle scelte fatte ma da cultore della sicurezza e da rappresentante di una associazione che si sforza, nel suo ambito di competenza, di migliorare le condizioni di lavoro per gli operatori e di ridurre l impatto negativo del lavoro sulla salute della popolazione, mi sento di dover esprimere un sentimento di disappunto. L ISPESL era sicuramente un Ente utile che con il suo operato contribuiva in modo determinante a migliorare il livello della sicurezza del lavoro nel nostro Paese, proponendo e portando avanti, tra l altro, diverse e indispensabili iniziative di formazione nel settore. Molte e consistenti erano anche le pubblicazioni tecniche specifiche preparate dall Istituto, pubblicazioni che rappresentavano un preciso riferimento per tutto il mondo della sicurezza sul lavoro. Penso si possa poi sostenere che la protezione dagli agenti di rischio nel settore lavorativo, quando non si parli di radiazioni ionizzanti, è affidata dalla legge attuale a figure professionali che non hanno una preparazione specifica o riconosciuta con qualche test attitudinale, come avviene invece per l esperto qualificato. Avere allora un Istituto dedicato allo sviluppo di queste tematiche è secondo me oltremodo importante. Rinunciare all ISPESL come Istituto a se stante penso che equivalga a sminuirne il prestigio e l autorità (oltre ad altri danni che non sono però in grado di testimoniare compiutamente) a tutto discapito del livello della sicurezza sul lavoro nel nostro Paese. Sandro Sandri

6 Articoli Dosimetria del cristallino: nuove evidenze epidemiologiche ed ottimizzazione della valutazione di dose F. Mariotti, G. Gualdrini ENEA - Istituto di Radioprotezione, Via dei Colli, 6 I-4036 Bologna Italia. Introduzione La cataratta è una malattia dell occhio caratterizzata dall opacizzazione del cristallino all interno del bulbo oculare. Il cristallino è una sorta di lente d ingrandimento biconvessa, situata dietro al diaframma irideo, che focalizza sulla retina le immagini che attraversano la pupilla. La maggior parte dei tessuti che compongono l occhio ha radiosensibilità mediamente simile a quella della cute; la camera anteriore dell occhio invece presenta una maggiore suscettibilità per la presenza del cristallino vulnerabile anche a basse dosi di radiazioni ). Numerosi studi epidemiologici 2,3) hanno evidenziato una maggiore incidenza di complicanze oculari (cataratte) associate ad esposizioni a radiazioni ionizzanti dovute alla radiosensibilità del cristallino. Nonostante ciò, non risulta ancora chiaro quale sia la relazione esistente tra la dose e l insorgenza di cataratte nell uomo. Sia la Commissione Internazionale per la Protezione Radiologica sia il Consiglio Nazionale per la Protezione Radiologica e Misure hanno assunto che la minima dose necessaria a produrre una evidenza di cataratta è pari a circa 2 Gy nel caso di singola irradiazione e 5 Gy nel caso di esposizione frazionata o protratta nel tempo 4,5). Tali assunzioni sono state ampiamente supportate per anni da studi epidemiologici effettuati sui sopravvissuti ai bombardamenti di Hiroshima e Nagasaki (Giappone, agosto 945). Tuttavia, una più recente analisi ha evidenziato un eccesso di cataratta a dosi inferiori a 0,5 Gy, altre fonti invece non hanno fornito alcun elemento significativo a supporto dell esistenza di una dose soglia 6). Nell assegnare una dose soglia per l insorgenza della cataratta, si è riconosciuto che esistono delle incertezze sia sui meccanismi di sviluppo della stessa sia sulla relazione tra l evidenza di opacità del cristallino e la manifestazione di una lesione del visus. I dati recenti e le incertezze sui meccanismi sopra menzionati, mettono ancora maggiormente in risalto la necessità di una rivalutazione dettagliata della radiosensibilità del cristallino. Questo argomento è stato inoltre recentemente illustrato durante la Winter School sulle basse dosi presso il PTB (Physikalisch-Technische Bundesanstalt, Braunschweig, Germania, 2009) 7). Per entrare nello specifico dosimetrico, le nuove raccomandazioni della Commissione Internazionale per la Protezione Radiologica 8) contengono alcune importanti considerazioni in merito alle quantità radioprotezionistiche ed alla dosimetria del cristallino. In particolare nella Pubblicazione ICRP 03 sulla grandezza operativa, equivalente di dose personale H p (d), per il monitoraggio individuale si riporta quanto segue ( 36)... Una profondità d=3 mm è stata proposta per il caso raro di monitoraggio della dose al cristallino. In pratica comunque H p (3) è stato raramente misurato, e H p (0,07) può essere utilizzato per gli stessi scopi.... La valutazione dosimetrica in termini di tale grandezza, H p (3), è raramente eseguita nei vari luoghi di lavoro e si rende quindi necessario valutarne la sua utilità a fronte della maggiore incidenza di cataratte. Attualmente la norma ISO 2794:2000 9) suggerisce l uso per la calibrazione di dosimetri personali in termini di H p (3) di un fantoccio di PMMA 30x30x5 cm 3 riempito di acqua. Fino ad ora i coefficienti di conversione, H p (3)/Ka, definiti su di un fantoccio teorico di tessuto equivalente 30x30x5 cm 3, sono stati valutati per i fotoni dall Helmholtz Zentrum di Monaco (German Research Center for Environmental Health, già GSF) 0), mediante simulazioni Monte Carlo e successivamente dall Istituto di Radioprotezione dell ENEA per un fantoccio di dimensioni ridotte 5x20x20 cm 3 4-elementi ICRU che meglio approssima la testa rispetto all altro fantoccio, normalmente impiegato per il tronco ). Nessuno di questi due insiemi di dati è stato Va qui sottolineato che esiste una asimmetria fra le raccomandazioni ISO, riguardanti le calibrazioni dei dosimetri

7 recepito da ICRU. Nel rapporto ICRU-57 2) sono presenti unicamente i coefficienti H p (3)/Φ per gli elettroni insieme con i dati corrispondenti alle altre due quantità. É a fronte delle evidenze epidemiologiche e di nuovi approfondimenti sulle grandezze operazionali che, nell ambito del progetto ORAMED (Optimization of RAdiation protection for MEDical staff, ) 4) all interno del quale il Working Group 2 (WG2) si propone l obiettivo di studiare in modo critico la definizione e la valutazione della quantità H p (3), si è proposta una nuova metodologia ottimizzata per la dosimetria del cristallino, a partire dalla riconsiderazione della quantità operazionale H p (3), dal calcolo dei relativi coefficienti di conversione fra kerma in aria (K a ) e H p (3), alla progettazione di un dosimetro personale ottimizzato per la risposta in termini di tale grandezza e alla definizione di una procedura di test di tipo e di calibrazione per i dosimetri personali in termini di H p (3) 5). Questo articolo cerca di introdurre quindi nuovi elementi nel dibattito sulla quantità operazionale H p (3). 2. La quantità radioprotezionistica dose equivalente al cristallino H T (cristallino) In via preliminare è opportuno introdurre alcune considerazioni generali tenendo presente la definizione della quantità limite H T(cristallino). La quantità limite per il cristallino è espressa in termini di dose quivalente H T(cristallino) e, per definizione, tale grandezza si basa sulla dose media assorbita, D T,R, sull intero volume del cristallino, nonostante siano note le forti differenze di sensibilità alle radiazioni del cristallino stesso 6). Nell ICRP 03 ( 30) la valutazione della dose equivalente agli organi per il Maschio e la Femmina di riferimento e della Dose Efficace si basa sull uso di modelli antropomorfi complessi e su simulazioni Monte Carlo. In passato, la Commissione non ha specificato un particolare tipo di modello, e ne sono stati utilizzati vari come il fantoccio ermafrodita di tipo MIRD 7), i modelli specifici per sesso di Kramer et al. (982) 8 ), o i fantocci specifici per età di Cristy e Eckermann (987) 9). La Commissione attualmente adotta invece fantocci computazionali di riferimento del Maschio e della Femmina adulti per il calcolo della dose equivalente per organi e tessuti. Essi sono costituiti da pixel volumetrici tridimensionali (voxel). I voxel che costituiscono organi definiti sono stati combinati in modo da approssimare le masse degli organi assegnate al Maschio e alla Femmina nella Pubblicazione 89 20). La struttura a voxel del fantoccio consente di calcolare la dose media su di un voxel ma di conseguenza la risoluzione spaziale rispetto al gradiente di dose è limitato alla dimensione del voxel scelto. Il cristallino d altra parte è una regione di tessuto molto piccola all interno del corpo e quindi la struttura a voxel scelta potrebbe non essere sufficientemente dettagliata al fine del calcolo della dose all occhio, a maggior ragione nel caso in cui si volesse considerare solo lo strato di cellule radiosensibili. In letteratura esistono lavori di recente pubblicazione, in particolare quelli svolti da Behrens et al. 2), nei quali sono riportati i calcoli dei coefficienti di conversione fra fluenza (Φ) e quantità radioprotezionistica H T(cristallino), esclusivamente per gli elettroni impiegando il modello dettagliato dell occhio riportato da Charles and Brown (975) 6). Lo studio sarà esteso anche ai fotoni. I dati H T(cristallino) /Φ sono stati poi confrontati con i coefficienti di conversioni H p (3)/Φ riportati sul rapporto ICRU-57. All interno del progetto ORAMED è stata altresì effettuata una nuova trattazione della quantità operazionale H p (3). personali nei termini di H p (d) e le corrispondenti pubblicazioni ICRU riguardanti le quantità operazionali attinenti. Infatti se da un lato ISO propone un fantoccio piano 30x30x5 cm 3 per il tronco, e due fantocci cilindrici per il dito ed il polso-caviglia, d altro canto il rapporto ICRU-57 propone per la dose pelle un solo insieme di coefficienti di conversione H p (0.07)/K a calcolato su fantoccio teorico 30x30x5 cm 3, formalmente da applicare a tutti gli scenari di irraggiamento delle estremità e della pelle in genere. In letteratura sarebbero in realtà disponibili i coefficienti di conversione H p (0.07,α)/K a per il dito ed il polso peraltro non recepiti ufficialmente da ICRU 3). Tale approccio appare in verità discutibile ed eccessivamente semplificativo ai fini di una coerente valutazione dosimetrica, soprattutto tenendo conto che le raccomandazioni ICRU vengono poi recepite nelle normative europee e di conseguenza nazionali.

8 3. Discussione sulla quantità operazionale H p (3) Considerato l interesse per lo svolgimento di nuove e più approfondite indagini sulla quantità limite H T(cristallino) si è ritenuto, all interno del progetto ORAMED 4), che non fosse sufficiente limitarsi alla ottimizzazione della quantità stessa ma che andasse di conseguenza ottimizzata anche la quantità operazionale corrispondente H p (3); di conseguenza, se da un lato è al momento stabilito dall International Organization for Standardization (ISO) che i dosimetri per la dose individuale al cristallino devono essere calibrati sul medesimo fantoccio rappresentativo del tronco (Fig. (a)) come per l equivalente di dose personale H p (0), si è ritenuto interessante ed allo stesso tempo necessario proporre soluzioni più realistiche con un fantoccio di riferimento sia teorico sia sperimentale per una più accurata dosimetria individuale del cristallino. In sintesi, non si è ritenuto che il fantoccio del tronco potesse in qualche modo considerarsi rappresentativo della testa dell uomo nella quale l occhio è collocato a causa delle significative differenze nelle proprietà di diffusione della radiazione presentate dal fantoccio del tronco e dalla testa stessa, di dimensioni ovviamente alquanto inferiori. Dopo il primo già citato studio che introduceva un fantoccio parallelepipedo ridotto ) (Fig. (b)), che portava con sé effetti non fisici per alti angoli di incidenza (dai 70 ai 90 ), è stato proposto un fantoccio cilindrico a sezione verticale quadrata 20 cm x 20 cm (Fig. (c)) che riproducesse in modo semplificato le dimensioni medie di una testa di uomo adulto. (a) 30x30x5 cm 3 (b) fantoccio ridotto 5x20x20 cm 3 (c) cilindro 20 cm x 20 cm (sez. verticale) Figura Fantocci di calibrazione di PMMA riempiti di acqua. In figura sono rappresentati i fantocci di calibrazione di PMMA riempiti di acqua rappresentativi dei corrispondenti fantocci teorici ICRU 4-elementi impiegati nel calcolo dei coefficienti di conversione e da utilizzare nelle operazioni di test di tipo e di calibrazione. Riassumendo, il primo fantoccio proposto di dimensioni 30x30x5 cm 3, è quello coerente con l attuale normativa ISO però eccessivamente scatterante essendo esso rappresentativo del tronco di un uomo adulto e non della testa. Oltre a ciò non è irrilevante la componente angolare divergente rispetto alla situazione reale (soprattutto per angoli attorno a 90 ). Il secondo fantocccio proposto ha l intento di non abbandonare la forma a parallelepipedo ma di avvicinarsi maggiormente alle dimensioni della testa riproducendo in modo più adeguato la componente fotonica scatterata dalla stessa, persistendo comunque il problema legato alla presenza degli spigoli molto prossimi al centro della testa. L ultimo fantoccio proposto nasce da un discorso critico rispetto al fantoccio ISO 30x30x5 cm 3 che si avvicina, in quanto a forma e dimensioni, alla testa di un uomo adulto e che permette inoltre di eliminare gli effetti dei bordi, di natura non fisica, confrontati con la situazione reale della testa (ove non sono presenti spigoli). Su tale presupposto si sono basati una serie di studi sviluppati nei seguenti punti: Determinazione di un nuovo insieme di coefficienti di conversione tra kerma in aria e H p (3) per radiazione fotonica da 0 kev a 0 MeV. In Figura 2 è riportato l andamento dei coefficienti di conversione H p (3)/K a ottenuti sul fantoccio cilindrico per irraggiamento frontale, confrontati con quelli ottenuti sui diversi fantocci precedentemente adottati e con la quantità limite H T(cristallino). Tali studi potranno essere estesi anche ad elettroni e neutroni.

9 Figura 2 Andamento dei coefficienti di conversione H p (3)/Ka ottenuti sul fantoccio cilindrico per irraggiamento frontale, confrontati con quelli ottenuti sui diversi fantocci precedentemente adottati e con la quantità limite H T(cristallino). Determinazione numerica delle caratteristiche di retrodiffusione del fantoccio sperimentale corrispondente (un contenitore di polimetilmetacrilato (PMMA) riempito di acqua con pareti di spessore pari a circa 5 mm) con fasci della serie ISO 4037 Narrow spectrum series 22) (Figura 3). Tale studio è giustificato dalla necessità, in fase di progettazione di un dosimetro per H p (3), di conoscere la componente retrodiffusa dal fantoccio di calibrazione per ogni qualità di fascio fotonico impiegato. Figura 3 Fattori di retrodiffusione calcolati a diverse distanze dalla superficie del fantoccio cilindrico per irraggiamento frontale. Proposta di un prototipo di dosimetro ottimizzato per rispondere nei termini di H p (3). Sviluppo di una procedura di test di tipo per dosimetri in grado di valutare al meglio H p (3) avvalendosi del citato fantoccio sperimentale cilindrico. 3. Valutazione dei coefficienti di conversione H p (3)/K a per il fantoccio teorico cilindrico: confronti con la quantità radioprotezionistica dalla pubblicazione ICRP-74 Come premessa va detto che le prime indagini sono state svolte prendendo a riferimento la quantità limite Dose Equivalente al cristallino valutata sulla base del vecchio fantoccio stilizzato ADAM-EVA (dati riportati nella Pubblicazione ICRP-74 23) ), in cui l occhio è considerato un semplice volume (shell cilindrica, sfera o ellissoide). Non è stato al momento svolto alcun confronto con i valori determinati da Behrens et al. 5) sulla base di un modello sofisticato nell occhio come riportato nelle figure 4 e 5.

10 Figura 4 Anatomia oculare e geometria dell occhio impiegata nelle simulazioni effettuate da Behrens et al. 2) nel calcolo dei coefficienti di conversione, H T(cristallino) /Φ, per gli elettroni per il cristallino. (Figura 2(b) per gentile concessione di Behrens, R., Dietze, G. and Zankl, M., Dose conversion coefficients for electron exposure of the human eye lens Phys. Med. Biol , 2009 and corrigendum (200 Phys. Med. Biol )). Figura 5 Vista 3D della geometria dell occhio impiegata nelle simulazioni di Behrens et al. I colori mettono in evidenza le diverse parti anatomiche dell occhio. Il cristallino è suddiviso in due parti: quella sensibile alle radiazioni ionizzanti di colore rosso, quella non sensibile di colore verde. (Gentile concessione di Behrens, R., Dietze, G. and Zankl, M., Dose conversion coefficients for electron exposure of the human eye lens Phys. Med. Biol , 2009 and corrigendum (200 Phys. Med. Biol )). I confronti svolti all interno del progetto ORAMED sono da ritenersi significativi soprattutto per quanto concerne la dipendenza angolare della quantità operazionale. I calcoli sono stati svolti impiegando il codice Monte Carlo MCNPX (versione 2..5) 25) : nel fantoccio teorico sono stati individuati una serie di zone di campionamento azimutali per ottenere i valori per diversi angoli di incidenza. A differenza del caso dei fantocci a forma di parallelepipedo, grazie alla simmetria del cilindro, è stato possibile ottenere tutta la serie dei valori in funzione dell angolo in un solo calcolo, per una data energia di fotoni incidente. In figura 6 è mostrato il modello tridimensionale del fantoccio impiegato. (a) (b) Figura 6 (a) Schema delle zone di campionamento individuate al fine di ottenere H p (3,α). (b) Schema 3D del cilindro per il calcolo dei fattori di retrodiffusione in funzione dell angolo di incidenza della radiazione e della distanza dalla superficie del fantoccio.

11 Inoltre lo studio angolare ha permesso di confermare l assunzione che un punto mediano tra i due bulbi oculari è rappresentativo della dose media tra i due bulbi per ogni angolo di incidenza (Fig. 7). Figura 7 Dimostrazione per una energia pari a 5 kev che un punto mediano tra i due bulbi oculari è rappresentativo della dose media tra i due bulbi per gli angoli di incidenza considerati. Infine, come elemento principale dello studio svolto, è presentato il confronto complessivo della quantità limite, H T(cristallino) con la quantità operazionale, H p (3) (nel caso di fotoni H T(cristallino) = D T(cristallino) ). In figura 6 sono riportati i rapporti di dose assorbita nel cristallino per unità di kerma in aria (K a ) e H p (3) per tre diverse condizioni di irraggiamento (frontale, laterale 90 (LAT) e postero-anteriore (PA)). In Fig. 8(a) è evidente una sovrastima di H p (3) rispetto alla quantità D T(cristallino) attorno a 70 kev (dove domina l effetto Compton) da attribuirsi alle maggiori dimensioni del fantoccio ISO rispetto alle reali dimensioni della testa di un uomo adulto. In Fig. 8(b) è evidente come l assenza di spigoli, nel caso di irraggiamento radente, migliori la stima di H p (3) rispetto alla quantità limite di riferimento. Figura 8a I rapporti di dose assorbita nel cristallino per unità di kerma in aria (K a ) per le condizioni di irraggiamento frontale in funzione dell energia e H p (3)/K a per il fantoccio cilindrico, ISO 30x30x5 cm 3 e ridotto. 0

12 Figura 8b I rapporti di dose assorbita nel cristallino per unità di kerma in aria (K a ) per le condizioni di irraggiamento latero-laterale (LAT) in funzione dell energia e H p (3)/K a. In questa condizione di irraggiamento è evidente come l assenza di spigoli nel fantoccio cilindrico migliori la stima di H p (3) rispetto alla quantità limite. 4. Sviluppi sperimentali per una dosimetria ottimizzata del cristallino L obiettivo finale del WG2 all interno del progetto ORAMED è consistito nello sviluppo di un dosimetro personale ottimizzato per la risposta in termini di H p (3). La RADCARD 26), ditta polacca, si sta occupando di tali sviluppi in collaborazione con l ENEA per quanto riguarda la parte di simulazione numerica e con il Commissariat à l Énergie Atomique (CEA) per i test di tipo sul prototipo. Una prima parte di questo studio è stata dedicata alla selezione del materiale più adatto per l incapsulamento del dosimetro a termoluminescenza. Successivamente una serie di simulazioni Monte Carlo ha permesso di ottimizzare la progettazione del dosimetro personale per rispondere in termini di H p (3), impiegando i coefficienti di conversione H p (3)/K a riportati nel rapporto tecnico ENEA (4). L ottimizzazione del dosimetro si è svolta in diverse fasi: () uno studio sperimentale della risposta del dosimetro montato sul fantoccio cilindrico a sezione quadrata cm 2 (di PMMA riempito di acqua) per diverse qualità di fasci X; (2) uno studio sperimetale della funzione risposta della pastiglia di fluoruro di litio (LiF) nuda normalizza al 37 Cs, considerando non solo le caratteristiche di assorbimento di energia del materiale stesso ma anche le caratteristiche di emissione di luce e le prestazioni del lettore impiegato (studio RADCARD); (3) infine la curva di risposta per unità di H p (3) impartito è stata integrata con la valutazione di deposizione di energia ottenuta da simulazioni MCNP per ottenere la risposta complessiva del dosimetro simulato. Figura 9 Funzione risposta del dosimetro prototipo normalizzata al 37 Cs e confronto con i dati sperimentali. I calcoli Monte Carlo sono stati svolti per la intera serie ISO N (Narrow-Spectrum).

13 I test di irraggiamento sono stati effettuati presso i laboratori del CEA-LNHB utilizzando fasci RQR (IEC 6267), ISO 4037 (Narrow-Spectrum Series) ed una sorgente di 37 Cs. Il test-tipo è stato realizzato in seguito dal CEA-LNHB con circa 200 dosimetri prototipo. In figura 9 si riporta la funzione risposta del prototipo normalizzata al 37 Cs. L accordo ottenuto tra simulazioni e misure è abbastanza soddisfacente e la variabilità energetica per incidenza normale è risultata pari a ±0% (si vedano i tre punti sperimentali in rosso corrispondenti a tre fasci della serie Narrow-Spectrum). Si prevede la valutazione della funzione risposta teorica per punti di energia corrispondenti a valori monoenergetici. 5. Conclusioni Si è ritenuto utile fare il punto dell attuale situazione sulla dosimetria del cristallino a livello internazionale. Il gruppo di lavoro DOCAL all interno di ICRP Comitato 2 ha riconosciuto che è necessario valutare H T(cristallino) avvalendosi di un modello dettagliato dell occhio come proposto da Behrens et al. Nello stesso tempo la Commissione Internazionale per le Unità radiologiche non ha ancora preso una decisione su quale tipo di quantità operazionale adottare. Nei prossimi mesi sono attese in merito alcune decisioni importanti che influenzeranno anche le procedure sperimentali connesse. Dal punto di vista dei partecipanti al progetto ORAMED (tra cui ENEA - Istituto di Radioprotezione) appare evidente che sarebbe necessario far corrispondere allo sforzo di ottimizzazione fino ad ora dedicato alla grandezza radioprotezionisticalimite una equivalente ottimizzazione nella definizione e determinazione della corrispondente quantità operazionale. Poiché le raccomandazioni internazionali attualmente vigenti non riportano coefficienti di conversione per i fotoni e per i neutroni per H p (3), si ritiene opportuno rendere ufficialmente disponibili agli operatori coefficienti basati sull impiego di un fantoccio di riferimento più realisticamente corrispondente alla situazione operativa. Bibliografia. Biagini, C., Radiobiologia e Radioprotezione, ISBN , Piccin Nuova Libreria S.p.A. Padova, Chodick G et al, Risk of cataract after exposure to low doses of ionizing radiation: a 20-year prospective cohort study among US radiologic technologists Am. J. Epidemiol , Worgul, B.V., Kundiyev, Y.I., Sergiyenko, N.M., Chumak, V.V., Vitte, P.M., Medvedovsky, C., Bakhanova, E.V., Junk, A.K., Kyrychenko, O.Y., Musijachenko, N.V., Shylo, S.A., Vitte, O.P., Xu, S., Xuef, X. and Shore, R.E. Cataracts among Chernobyl Clean-up Workers: Implications Regarding Permissible Eye Exposures. Rad. Res , International Commission on Radiological Protection. 990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Oxford, United Kingdom: Pergamon Press, 99. (ICRP publication 60). 5. National Council on Radiation Protection and Measurements. Limitation of exposure to ionizing radiation. Bethesda, MD: National Council on Radiation Protection and Measurements, 993. (NCRP report 6). 6. Nakashima E, Neriishi K, Minamoto A. A reanalysis of atomic-bomb cataract data, : a threshold analysis. Health Phys 2006;90: Shore, R., Cataract Risk after Low to Moderate Doses of Low-LET Radiation, Winter school on low doses, EURADOS, PTB Braunschweig, 28th January 2009 to be published. 8. International Commission on Radiological Protection, The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP Pubblication 03. Editor J. Valentin, Elsevier, London February International Organisation for Standardisation Individual thermoluminescence dosemeters for extremities and eyes ISO

14 0. Till, E., Zankl, M., Drexler, G., Angular dependence of depth doses in a tissue slab irradiated with monoenergetic photons. Neuherberg, Germany: GSF-National Research Centre for the Environment and Health; GSF-bericht 27/95, Ferrari, P., Gualdrini, G., Bedogni, R., Fantuzzi, E., Monteventi, F., Morelli, B., Eye-Lens Dosimetry. A Critical Discussion on Hp(3) Operational Quantity, ISSN/ , RT/2005/ION. 2. International Commission on Radiation Units and Measurements, Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation, ICRU Report 57. Bethesda MD (USA) (998). 3. Grosswendt, B., The Fluence-to-Absorbed-Dose Conversion Coefficients and Angular-Dependence Factors for 4-Element ICRU Tissue, Water and PMMA Slab Phantoms Irradiated by Broad External Electron Beams of Normal and Oblique Incidence. Report PTB-Dos-22 (Physikalisch-Technische Bundesanstalt, Braunschweig, Germany) (993). 4. ORAMED Contract FP7 Grant Agreement 236, Bruxelles Mariotti, F., Gualdrini, G., ORAMED project. Eye-Lens Dosimetry. A new Monte Carlo approach to define the operational quantity Hp(3), ISSN/ , RT/2009//BAS. 6. Charles, M.W. and Brown, N., Dimensions of the Human Eye Relevant to Radiation Protection, Phys. Med. Biol , Snyder, W.S., Ford, M.R., Warner, G.G., et al., 969. Medical Internal Radiation Dose Committee (MIRD) Pamphlet No. 5. J. Nucl. Med. 0, Supplement No Kramer, R., Zankl, M., Williams, G., et al., 982. The calculation of dose from external photon exposuresusing reference human phantoms and Monte Carlo methods, Part I: The male (Adam) and female (Eva) adult mathematical phantoms. GSF Report S-885, GSF-National Research Center for Environment and Health, Neuherberg, Germany. 9. Cristy, M., Eckerman, K.F., 987. Specific absorbed fractions of energy at various ages from internal photon sources. Report ORNL/TM-838: Vol.-7. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN. 20. ICRP, Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection. ICRP Publication 89. Ann. ICRP 32 (3/4). 2. Behrens, R., Dietze, G. and Zankl, M., Dose conversion coefficients for electron exposure of the human eye lens Phys. Med. Biol , 2009 and corrigendum (200 Phys. Med. Biol ). 22. International Organisation for Standardisation X and gamma reference radiations for calibrating dosemeters and doserate meters and for determining their response as a function of photon energy. BS ISO (997). 23. International Commission on Radiation Units and Measurements Measurement of Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations, ICRU Report 47. Bethesda - MD(USA) (992). 24. Behrens, R., Dietze, G., Monitoring the eye lens: wich dose quantity is adeguate? Phys. Med. Biol , Briesmeister, J.F.(Ed.) MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C, Oak Ridge National Laboratory. LANL Manual LA-3709-M Version 4B Los Alamos (2000)

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16 Articoli Reparto PET/CT su mezzo mobile. Un progetto innovativo Ruggero Cifani, Dànilo Sandri 2, Sandro Sandri 3 Istituto Tecnico E. Mattei, Roma 2 Studente, Università Torvergata, Roma 3 ENEA, via E. Fermi 45, Frascati (Roma). PREMESSA Da tempo sono in esercizio sul territorio nazionale e in varie realtà internazionali diversi reparti mobili per l esecuzione di esami PET (positron emission tomography). La sistemazione dei locali di un tale mezzo mobile è definita in modo abbastanza univoco da vari progettisti, dettata dagli spazi limitati e dall esigenza di consentire un agevole movimento degli operatori. L aspetto radioprotezionistico e la cura nei confronti del paziente non sembrano però ottimizzati, tanto che alcuni ricercatori propongono soluzioni alternative che presentano però difficoltà realizzative. In quanto segue è presentato un compromesso raggiunto tra progettisti e allestitori nella realizzazione di un mezzo mobile per l esecuzione di esami PET/CT che sembra conciliare le esigenze di radioprotezione, confort del paziente e vincoli strutturali. Il mezzo è stato realizzato ed approvato dagli organismi individuati dalla normativa nazionale e sarà operativo a breve. 2. LE SORGENTI RADIOATTIVE COINVOLTE La pratica sanitaria in questione prevede l impiego di radiofarmaci nell ambito dell attività diagnostica di Medicina Nucleare in Vivo da effettuarsi su Unità Mobile con la metodica Tomografia ad emissione di Positroni (PET), che si avvale appunto di farmaci marcati con radionuclidi emittenti positroni da iniettare, per via endovenosa, nei pazienti. L impiego di questa metodica, che si basa sulla diversa capacità di assorbimento del radiofarmaco da parte delle cellule in differenti stati metabolici, è indirizzato principalmente in campo oncologico (stadiazione di tumori, ricerca di metastasi). A tale scopo, sull Unità Mobile è installata un apparecchiatura CT-PET, costituita da un Tomografo PET associato ad un Tomografo Computerizzato a Raggi X (CT), solidale con il tomografo PET. L apparecchiatura CT a Raggi X è tipicamente dotata di un tubo radiogeno da 50 KVp 500 ma. Il sistema permette di ottenere una perfetta sovrapposizione delle immagini emissive metabolico funzionali rilevate dal tomografo PET con le immagini trasmissive morfologiche ottenibili con il tomografo CT. Tenuto conto del fatto che l energia della radiazione gamma dovuta al radiofarmaco (i positroni emessi dal radionuclide utilizzato, interagendo con la materia, danno luogo alla produzione di due fotoni gamma aventi un energia di 5 KeV) è molto superiore all energia della radiazione X generata dal tubo radiogeno di cui è dotato il tomografo TC (la massima tensione applicabile al tubo è non superiore a 50 KV) e tenuto conto delle precauzioni adottate al fine di non consentire l ingresso di persone nel locale dove è installata l apparecchiatura durante l emissione di Radiazioni X, le valutazioni di radioprotezione si basano essenzialmente sui rischi derivanti dall impiego dei radiofarmaci. Nell attività diagnostica con sistemi PET su mezzi mobili si utilizza in modo quasi esclusivo 8 F nella forma liquida di 8 F-Fluorodesossiglucosio ( 8 F-FDG). Le caratteristiche di interesse per questo radioisotopo sono indicate nella tabella seguente: 5

17 Radioisotopo T/2 SEV Pb ** Costante gamma Dose eff. Impegnata per inalazione* Dose eff. Impegnata per ingestione* (mm) (msv/h/mbq) (Sv/Bq) (Sv/Bq) a m F-8,83 h 4,6,63E-04 9,30E- 4,90E- *) valore più elevato tra quelli tabulati sull allegato al D.Lgs 24/00 **) Spessore emivalente di Pb ricavato con l esecuzione del codice MicroShield Le quantità massime di 8 F detenibili istantaneamente (costituite da sorgente madre e rifiuti prodotti) sono di norma valutate in base al numero medio di pazienti trattati giornalmente, mentre la programmazione annuale dell attività diagnostica determina le quantità massime dello stesso radioisotopo che si prevede possano essere acquisite nel corso di un intero anno solare. Normalmente, considerando una intensa attività diagnostica che comporti l esame medio di 2 pazienti al giorno e non oltre 3600 all anno, questi valori non superano rispettivamente Bq e Bq. Durante l attività diagnostica possono essere utilizzate delle sorgenti sigillate per la calibrazione della strumentazione. Tali sorgenti non sono di entità tale da determinare un problema progettuale per il mezzo in allestimento. 3. CONDUZIONE DELL ATTIVITÀ DIAGNOSTICA Le PET/CT su mezzi Mobili sono impiegate come Unità di Medicina Nucleare autonome o in appoggio a Reparti di Medicina Nucleare già attivi, presso Ospedali, Cliniche o Case di Cura che desiderino offrire il servizio di Tomografia ad Emissione di Positroni (PET) senza assumersi l onere dell acquisto e della manutenzione periodica dell apparecchiatura oppure che, pur in possesso di un reparto PET proprio, desiderino usufruire del servizio mobile per affrontare periodi di indisponibilità della propria apparecchiatura o per accelerare lo smaltimento delle liste di attesa. Sono normalmente posizionate all aperto, presso il Presidio Sanitario che ne ha richiesto l impiego, in posizione tale da rendere comodo l accesso da parte dei pazienti e dei trasportatori dei materiali radioattivi necessari all attività diagnostica. Intorno alla singola unità mobile in posizione di stazionamento è delimitata un area di rispetto generalmente entro i 3 m di distanza dalla superficie esterna del mezzo con il fine di impedire l accesso degli individui della popolazione in zone in cui i livelli di radiazione ambientale, dovuti alla presenza dei pazienti caldi all interno del mezzo, siano tali da poter superare il Limite di Dose Efficace stabilito per la categoria. Data la brevità del tempo di dimezzamento dei radionuclidi impiegati nell ambito di questa metodica, il radiofarmaco necessario all attività di un giorno deve essere approvvigionato ogni mattina, nelle quantità massime giornaliere, per il tramite di un corriere autorizzato, ovvero dallo stesso Presidio ospitante, se dotato di ciclotrone per la produzione di radionuclidi positrone-emittenti. Al termine delle attività diagnostiche, il residuo di sorgente madre e gli eventuali rifiuti radioattivi prodotti sono smaltiti, se possibile, o affidati a trasportatore autorizzato a raccolta e alienazione degli stessi. 4. LOCALI DELLE UNITÀ MOBILI Nei progetti esistenti e realizzati da diversi anni a questa parte la suddivisione interna di un tipico mezzo mobile è quella rappresentata in allegato I. La soluzione pur essendo funzionale comporta la convivenza tra paziente iniettato e personale in un locale dalle dimensioni limitate, poco più ampio di 2 m x 2 m, con una scarsa ottimizzazione dell esposizione degli operatori e una condizione poco agevole per il paziente. Nella nuova proposta, riportata in allegato II, l interno di ogni Unità è suddiviso in cinque locali: locale Diagnostica, dove è installata l apparecchiatura per la Tomografia Computerizzata e ad Emissione di Positroni (scanner CT-PET); locale di Comando, dal quale l operatore può seguire l esecuzione dell esame per tramite di un vetro di osservazione; 6

18 locale Deposito e Manipolazione, utilizzato come deposito della sorgente madre, deposito dei rifiuti solidi radioattivi e locale per la preparazione e somministrazione delle dosi, dotato di lavandino con scarico controllato; locale Attesa Calda dove il paziente rimane in attesa dopo la somministrazione; locale Servizio dotato di un W.C. chimico schermato per la raccolta delle deiezioni dei pazienti. La suddivisione descritta consente una separazione tra area di operazione per il personale della PET e area attesa/servizio caldo per il paziente iniettato, con evidente miglioramento delle condizioni di esposizione per gli operatori e confort per il paziente. Anche nella nuova sistemazione logistica ogni Unità Mobile è dotata delle aree e dell equipaggiamento tali da renderla completamente indipendente dall eventuale Unità di Medicina Nucleare del Presidio ospitante. Schermature Nell ipotesi di uno stazionamento contemporaneo di due pazienti iniettati con farmaco contenente 8 F, uno in locale Diagnostica ed uno in locale Attesa Calda, le schermature che dovranno essere poste in opera sono le seguenti: Spessore Parete schermatura mm Pb-eq Locale Diagnostica a Parete lato coda del Mezzo 5.0 b Parete laterale, lato locale Diagnostica: zona coda prima dell estensione 4.0 c Parete laterale, lato locale Diagnostica: estensione 5.0 d Parete laterale, lato locale Diagnostica: zona centrale dopo l estensione 3.0 e Parete divisoria locale Diagnostica - locale Comando 8.0 Parete divisoria locale Diagnostica - locale Comando: Porta Accesso / Vetro di osservazione s Soffitto locale Diagnostica.0 p Pavimento locale Diagnostica.0 Locale Deposito e Manipolazione f Parete divisoria locale Deposito e Manipolazione - locale Comando 8.0 Parete divisoria locale Deposito e Manipolazione - locale Comando: Porta Accesso g Pareti laterali, locale Deposito e Manipolazione 8.0 h Parete lato testa del Mezzo 8.0 s2 Soffitto locale Deposito / Manipolazione / Attesa.0 p2 Pavimento locale Deposito / Manipolazione / Attesa.0 Locale Attesa Calda i Parete divisoria locale Attesa Calda - locale Comando 0.0 Parete divisoria locale Attesa Calda - locale Comando: Porta Accesso l Parete divisoria locale Attesa Calda - locale Diagnostica 20.0 m Parete divisoria locale Attesa Calda - locale Diagnostica: Porta Accesso 2.0 o Parete verso l esterno locale Attesa Calda 0.0 s3 Soffitto locale Attesa Calda.0 p3 Pavimento locale Attesa Calda.0 Locale Servizio n Parete divisoria locale Servizio - locale Attesa Calda 0.0 (no Pb) Parete divisoria locale Servizio - locale Attesa Calda: Porta Accesso o Parete divisoria locale Servizio - locale Comando 0.0 p Parete verso l esterno locale Servizio 0.0 Il locale Comando non richiede schermature particolari sulle pareti che danno verso l esterno del mezzo. 7

19 Equipaggiamento Le attrezzature, i presidi radioprotezionistici e la strumentazione di radioprotezione di cui è dotata l Unità Mobile sono, in linea di massima, costituiti da: Attrezzature per la manipolazione dei radioisotopi e per la protezione dei lavoratori, consistenti in: tavolo di lavoro e manipolazione in acciaio con protezione in Piombo dello spessore di circa 50 mm Pb-eq dotata di vetro piombifero; pozzetto di conteggio schermato; contenitore per la conservazione della sorgente madre dello spessore di 55 mm Pb-eq; siringhe schermate; vetrerie contrassegnate, bacinelle decontaminabili; contenitore schermato per il trasporto delle siringhe; camici, guanti monouso, indumenti protettivi a perdere; materiale per decontaminazione personale e delle superfici, carta bibula. Attrezzature per il contenimento dei rifiuti contaminati: lavandino con scarico controllato; contenitore schermato per lo stoccaggio temporaneo dei rifiuti radioattivi solidi. W.C. chimico dotato di serbatoio schermato. Estintori anti-incendio. Strumentazione di radioprotezione: per la rilevazione di contaminazioni: dispositivo ad ampia superficie (almeno 00 cm 2 ), avente quale elemento rivelatore uno scintillatore plastico (ZnS) o equivalente con una sensibilità, per l energia del 8 F, di qualche decina di Bq; per la determinazione dell attività residua dei rifiuti prodotti: rivelatore a scintillazione NaI(Tl) o plastico collegato con un sistema di misura a microprocessore, ad elevata sensibilità o sistema equivalente; per il controllo della dose ricevuta da eventuali ospiti o sostituti temporanei del personale: un dosimetro personale elettronico a corpo intero. Non si ritiene necessario, a fronte del basso tempo di dimezzamento e della tipologia delle operazioni cui è sottoposta la sorgente liquida (scarsi rischi di evaporazione), prevedere strumenti per la misura di contaminazione volumetrica. 5. DESCRIZIONE DELLE OPERAZIONI Al di là della dotazione dei presidi radioprotezionistici sopra indicati, la limitazione dei rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti (irraggiamento esterno e contaminazione) è perseguita applicando una corretta gestione dei radiofarmaci e dei pazienti. In particolare, sono adottate le seguenti precauzioni: percorso degli operatori: accesso dall esterno dell Unità Mobile ai posti operativi senza interferenza con i pazienti; gestione dei radiofarmaci: trasferimento della sorgente madre dal contenitore di trasporto al contenitore schermato sul banco di lavoro, utilizzando gli appositi telemanipolatori; preparazione e dosaggio delle soluzioni radioattive utilizzando il banco di lavoro schermato; schermaggio della dose da somministrare (a seconda delle necessità, nella siringa o nel contenitore di trasporto); uso di idonei indumenti protettivi (camici, guanti monouso). gestione dei pazienti: ove possibile, preparazione della vena del paziente con aghi a farfalla, aghi cannula o sistemi equivalenti; trasferimento, su chiamata, dall esterno dell Unità Mobile al locale Deposito e Manipolazione dove ha luogo la somministrazione del radiofarmaco; stazionamento nel locale Attesa Calda; durante il periodo di attesa del paziente, dovranno essere evitati ingressi non indispensabili in questo locale, in modo da non esporre il personale ad indebiti irraggiamenti; trasferimento, su chiamata, nella sala Diagnostica attraverso l accesso diretto dal locale Attesa Calda ed esecuzione dell esame; allontanamento, al termine dell esame, senza ripassare all interno del Presidio ospitante. 8

20 6. RIFIUTI RADIOATTIVI Rifiuti aeriformi Dato il tipo di manipolazione cui sono sottoposti i radiofarmaci, nelle normali condizioni di lavoro è estremamente improbabile il rischio di evaporazione e conseguente contaminazione dell aria. In via estremamente cautelativa, ipotizzando un fattore di evaporazione pari a 0-5 del materiale manipolato (400 MBq di 8 F), in condizioni di aerazione non forzata si può valutare che in atmosfera venga rilasciata una quantità di 8 F non superiore a 4 kbq, con una concentrazione pari a 25 Bq/m 3 (considerando che tutto il volume interno dei mezzi è dell ordine dei 60 m 3 ). Rifiuti liquidi I rifiuti liquidi sono costituiti dai rifiuti biologici provenienti dal WC caldo e dagli eventuali scarichi del lavandino a scarico controllato: rifiuti biologici i pazienti iniettati usufruiscono del W.C. caldo installato nel locale Servizio, dotato di una vasca di raccolta del volume di circa litri. Supponendo che tutti i pazienti usufruiscano del W.C. chimico, e che ciascuno di essi scarichi il 20% dell attività di 8 F che gli è stata somministrata (pari quindi ad 80 MBq), si può valutare che l attività residua a fine giornata lavorativa sia inferiore a 200 MBq. Dopo meno di 30 ore dall ultimo utilizzo del WC caldo, l attività si sarà ridotta ad un valore inferiore a 3 KBq, con una concentrazione pari a circa 0,5 Bq/g. Presso le proprie abitazioni, i pazienti riverseranno in fogna il residuo di 8 F che si può valutare pari a 80 MBq/paziente. rifiuti liquidi derivanti dal lavandino a scarico controllato, sono provenienti da lavaggio a seguito di contaminazione delle mani e sono essenzialmente trascurabili. Rifiuti solidi I rifiuti solidi saranno costituiti: dal residuo di sorgente madre, contenuto nel flacone sigillato originale, la cui attività, per il 8 F dopo l esecuzione dell iniezione all ultimo paziente, si può valutare inferiore a 300 MBq. Tali flaconi, a fine giornata lavorativa, vanno collocati nel contenitore schermato per i rifiuti solidi; da siringhe usate, batuffoli di cotone, guanti a perdere usati, etc., la cui attività è stimabile, conservativamente, pari al 0% dell attività manipolata giornalmente, e quindi pari a circa 00 MBq di 8 F. Tali rifiuti sono normalmente conservati all interno del contenitore schermato posto nel mobile di lavoro del locale Deposito e Manipolazione. I rifiuti solidi e liquidi sono normalmente affidati, per la loro eliminazione, ad un trasportatore autorizzato, a meno che misure di irraggiamento effettuate a contatto con il relativo contenitore non schermato consentano di valutare una concentrazione inferiore ad Bq/g, e quindi permettano di considerarli quali rifiuti ospedalieri convenzionali, nel rispetto delle condizioni di applicabilità dell art. 54 (per il 8 F sono sufficienti meno di 40 ore per portare i rifiuti solidi ad un attività tale da poter essere eliminati come rifiuti convenzionali in 00 gr di materiale di rifiuto e meno di 30 ore per i rifiuti liquidi dispersi in 5 litri di rifiuti biologici). Ove possibile, i rifiuti potranno essere affidati al centro ospitante per la conservazione fino a completo decadimento e successiva eliminazione quali rifiuti convenzionali. 7. VALUTAZIONE DELLA DOSE EFFICACE IN CONDIZIONE di NORMALE ATTIVITÀ Personale Operatore Il Personale Operatore è soggetto a rischi da esposizione esterna ed interna. Irraggiamento esterno Sulla base delle attività manipolate in gioco, considerando il basso tempo di contatto con i radionuclidi, immaginati non schermati, e l improbabile contributo dovuto ad esposizioni indebite o contaminazioni accidentali, se correttamente applicate le procedure di lavoro e le norme di sicurezza e comportamento, si possono effettuare le valutazioni sotto riportate, valide per ogni singola Unità, basate sulle seguenti ipotesi: 9

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