Elementi di radioprotezione

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1 Elementi di radioprotezione P. Calvini A.A.:

2 RINGRAZIAMENTI Ringrazio il prof. P. Corvisiero per la collaborazione e per il materiale fornitomi. 2

3 sommario Generalita sul nucleo atomico Tipi di decadimento radioattivo α, β, γ Leggi del decadimento radioattivo Interazione radiazione-materia p, α, e, γ, n Elementi di dosimetria I rivelatori di radiazioni Esempio di calcolo della dose e normativa radioprotezionistica 3

4 R atomo = R nucleo M atomo M nucleo m La materia e vuota!! agglomerati di sfere di un metro di diametro separati da distanze di 100 chilometri!! m Il nucleo e composto da Protoni e neutroni interagenti tramite le forze nucleari Le energie in gioco nel nucleo sono (decine di) milioni di volte piu elevate delle energie chimiche (orbite elettroniche) 4

5 Nuclide: ben definito nucleo costituito da un determinato numero di protoni e di neutroni. Esso viene indicato come: A X o spesso più semplicemente Z N X A Z dove: - X indica l elemento chimico è individuato da Z; - Z : numero atomico dell elemento = numero di protoni nel nucleo ( numero di elettroni atomici); - A : numero di massa del nucleo, cioè il numero totale di protoni (Z) e neutroni (N) A=Z+N. I protoni ed i neutroni sono chiamati genericamente nucleoni. Ne risulta ovviamente che N=A-Z Li C Li C H1 2 He C C8 7 N8 8 O8 isotopi isotoni 14 C 14 N He 4 3Li3 4 Be H2 2 He 1 isobari 5

6 composizione del nucleo atomico: N Z numero di protoni Z numero di neutroni N valle di stabilita` dei nuclei Energia di legame massima 6

7 numero di protoni Z decadimento β - n p + e - + ν ( 60 Co 60 Ni +e - +ν) decadimento β + p n + e + + ν ( 22 Na 22 Ne +e + +ν) numero di neutroni N Decadimento α A A 4 Z X Z 2X + 2He ( 210 Po 206 Pb + α) 4 7

8 decadimento β - n p + e - + ν ( 14 C 14 N + e - + ν) 8

9 decadimento β + p n + e + + ν ( 15 O 15 N + e + + ν) 9

10 cattura ε p + e - n + ν ( 7 Be + e - 7 Li + ν) 10

11 decadimento α A A 4 Z 2 Z X X He ( 241 Am 237 Np + α) ( 210 Po 206 Pb + α) 11

12 Talvolta il nucleo figlio viene creato in un stato eccitato Si diseccita emettendo radiazione gamma 60 Ni * Decadimento β ( 60 Co 60 Ni * + e - + ν) 60 Ni γ Emissione γ 60 Ni * 60 Ni + γ 12

13 Le particelle α, β e γ emesse dal nucleo interagiscono con la materia circostante depositando in essa la loro energia. Come vedremo l energia depositata nei tessuti organici provoca un danno biologico. Scopo della radioprotezione e appunto quello di valutare ed impedire (o quanto meno limitare) il danno biologico sia ai lavoratori professionalmente esposti che al pubblico. 13

14 Leggi del decadimento radioattivo La radioattivita` si manifesta con l emissione di particelle α oppure β da parte del nucleo, spesso con successiva emissione γ radiazioni misurate sorgente Cont. Geiger tempo Quale legge segue il decadimento radioattivo? 14

15 Leggi del decadimento radioattivo N P ( t) = N O e λt N P (t) = numero di nuclei che non sono ancora decaduti al tempo t 15

16 N P ( t) = N O e λt N p = nuclei precursori ( parents ) N 0 = nuclei precursori iniziali λ = costante di decadimento dà indicazioni sulla probabilità di decadimento nell unità di tempo attività = numero di decadimenti avvenuti nell unità di tempo 120 a ( t) = dt ( ) dn t p = Nλ e o λt = N ( t)λ p τ = 1/λ rappresenta la vita media T 1/2 = ln2/λ rappresenta il tempo di dimezzamento t 16

17 VITA MEDIA lunga = ritmo di decadimento lento 17

18 VITA MEDIA intermedia = ritmo di decadimento meno lento 18

19 VITA MEDIA breve = ritmo di decadimento rapido 19

20 T 1/2 = 25 giorni T 1/2 = 80 giorni T 1/2 = 220 giorni L attivita di ogni sorgente diminuisce nel tempo Maggiore e il valore di T 1/2, piu a lungo dura la sorgente a(t)=n P (t) ln2/t 1/2 20

21 L attività si misura in Bequerel (Bq) 1 Bq = 1 disintegrazione/secondo 1 kbq = 10 3 Bq 1 MBq = 10 6 Bq 1 GBq = 10 9 Bq Molto usata a tutt oggi è la vecchia unita : il Curie (Ci) 1 Ci = disintegrazioni/secondo (1 Ci 1 g di Radio 226) 1 Ci = 37 GBq 1 mci = 37 MBq 1 µci = 37 kbq 21

22 Flusso Φ: numero di particelle per unita di superficie Intensita di flusso ϕ : numero di particelle per unita di superficie e per unita di tempo Diminuiscono con l aumentare della distanza dalla sorgente

23 Esempio: calcolare l intensita di flusso di particelle beta (β - ) alla distanza r = 2 metri (nel vuoto) da una sorgente di 60 Co di attivita a = 6 MBq La sorgente emette ogni secondo particelle beta 60 Co r ogni secondo sulla sfera di raggio r incidono particelle beta ϕ = a S sfera = a 4πr 2 ϕ = 6 a = = part / cm / s 2 2 4πr 4π ( 200) 23

24 La sorgente di una cobaltoterapia corrisponde a qualche centinaio di Ci, pari quindi a circa Bq Usando la formula: ϕ = a S sfera a 4πr Vediamo per esempio che ogni cm 2 di superficie, posto ad una distanza di un metro dalla sorgente, e investito da circa 10 7 radiazioni ogni secondo = 2 Questo vale per il paziente ma anche per gli operatori! Cuffia schermante paziente 24

25 Unita di misura dell energia In Fisica nucleare si preferisce misurare l energia delle particelle in elettronvolt (simbolo ev) anziché in Joule Si usano l elettronvolt ed i suoi multipli, il kiloelettronvolt (simbolo kev ; 1 kev = 10 3 ev) ed il Megaelettronvolt (simbolo Mev ; 1 MeV = 10 6 ev) 1 elettronvolt è l energia cinetica guadagnata da una particella di carica unitaria (protone, elettrone) accelerata da una differenza di potenziale di 1 Volt Così, elettroni accelerati da una d.d.p. di 6 MVolt possiedono una energia cinetica pari a 6 MeV Fattori di conversione: 1 ev = J ; 1 J = ev I fenomeni chimici (che coinvolgono gli elettroni) hanno energie caratteristiche dell ordine degli ev I fenomeni nucleari (che coinvolgono i nucleoni all interno del nucleo) hanno energie caratteristiche dell ordine dei MeV 25

26 Altre sorgenti di radiazione Macchine radiogene Generatori di raggi X per diagnostica e/o terapia tubo sotto vuoto filamento - V + elettroni Raggi X LINAC : acceleratori lineari di elettroni Essi sono presenti in molti ospedali per la terapia antitumorale. Producono fasci di elettroni di energia relativamente alta, che puo raggiungere la decina di MeV. 26

27 Interazione radiazioni - materia Le particelle α, β e γ emesse dalle sorgenti radioattive, i raggi X delle macchine radiogene e gli elettroni dei LINAC interagiscono con i materiali nei quali si propagano (es. aria, materiali biologici, ) Lungo il loro percorso cedono frazioni della loro energia agli elettroni del mezzo attraversato Le modalita di interazione sono molto diverse a seconda che si parli di particelle cariche (α o elettroni) oppure di particelle neutre (raggi X, fotoni e neutroni) I neutroni sono generati da interazioni degli elettroni accelerati dai LINAC con i materiali da essi colpiti I neutroni costituiscono un ulteriore sorgente di radiazioni da cui proteggere i lavoratori professionalmente esposti e la popolazione 27

28 Interazione radiazioni - materia Particelle cariche Le particelle cariche perdono energia per ionizzazione: cedono cioè agli elettroni del mezzo energia sufficiente a staccarli dall atomo al quale sono legati dalla forza di Coulomb. Se il mezzo e un materiale biologico, queste ionizzazioni creano un danno in quanto spezzano legami molecolari ed alterano quindi dal punto di vista chimico i tessuti. I legami chimici sono caratterizzati da energia w = ev. Così una particella α di energia E = 8 MeV è in grado, prima di arrestarsi nel mezzo, di rompere un numero di legami pari a: 6 E N = = = 4 10 w 20 Si tratta di un numero elevato di distruzioni Teniamo pero presente che in ogni cm 3 di materiale biologico (assimilato all acqua) vi sono molecole!!! ρ 1 N = N. M AV = 6 10 =

29 Interazione radiazioni - materia Particelle cariche Se la particella carica e un elettrone, questo ha una massa confrontabile con quella dei bersagli colpiti (elettroni atomici) e subisce quindi ad ogni urto delle brusche deviazioni di traiettoria e quindi brusche accelerazioni e decelerazioni. Associato a queste variazioni di velocita vi e il meccanismo di perdita di energia per irraggiamento (Bremsstrahlung): l elettrone perde energia emettendo dei raggi X. Per gli elettroni coesistono i due tipi di perdita di energia, per ionizzazione (S ion ) e per irraggiamento (S rad ). In generale per le particelle cariche vale il seguente schema: perdita di energia per ionizzazione S ion da parte di p, α, ioni pesanti, elettroni e ± irraggiamento S rad da parte di elettroni e ± 29

30 Interazione radiazioni - materia Particelle cariche Per un materiale attraversato di numero atomico Z sussiste la relazione (con E misurata in MeV): S S rad = ion ZE 800 E crit = 800/Z nel piombo (Z=82): E crit 10 MeV in acqua o aria (Z 8): E crit 100 MeV Il fenomeno di perdita di energia per irraggiamento è dominante nei materiali ad alto numero atomico Z I generatori di raggi X funzionano appunto (vedi prima) sfruttando questo fenomeno: l anodo su cui incidono gli elettroni è infatti tungsteno (simbolo W, Z=74) I raggi X usati in diagnostica e/o terapia hanno origine dalla interazione degli elettroni con l anodo 30

31 Interazione radiazioni - materia Particelle cariche e ± S ion +S rad p, α S ion 31

32 Particelle cariche: Range Si chiama Range (o percorso) lo spessore penetrato da una particella all interno di un materiale prima di arrestarsi A parità di energia le particelle cariche pesanti (protoni e α) sono molto meno penetranti degli elettroni: il loro range è circa 1000 volte piu corto Depositano quindi la stessa quantità di energia in un volume di materia estremamente più piccolo: per questo motivo il danno biologico associato alle particelle cariche pesanti può essere maggiore di quello associato agli elettroni e ± p, α 32

33 Particelle cariche: Range Interazione radiazioni - materia Le particelle non arrivano oltre uno spessore un po superiore al range N non costituiscono problema per irraggiamento esterno Range alfa: qualche cm aria un foglio di carta Range spessore m aria Range elettroni: cm plastica 1 mm Piombo Sorgenti radioattive 33

34 Particelle cariche: Range Naturalmente se lo spessore del materiale attraversato è minore del range, la particelle deposita solo una frazione di energia nel mezzo. E iniz E fin E = E iniz -E fin Se quindi si vuole schermare una sorgente radioattiva che emette particelle cariche (α o β) è necessario adottare una schermatura di spessore superiore al range delle particelle stesse 34

35 Schermature particelle cariche: α: nessun problema β: conviene usare materiali leggeri S S rad = ion ZE 800 in questo modo si riduce la produzione di fotoni di Bremsstrahlung piombo, ferro, rame plexiglass 35

36 Interazione radiazioni - materia Fotoni A differenza delle particelle cariche i fotoni non interagiscono in maniera continua con la materia, ma in maniera stocastica: esiste cioè una probabilità di interazione con la materia (quella che i fisici chiamano Sezione d urto) Le interazioni sono discontinue: tra una interazione e la successiva il fotone non cede energia al mezzo E γ E γ E γ Il fotone entra nel mezzo con energia E γ ed esce con energia E γ 36

37 Interazione radiazioni - materia Fotoni Effetto fotoelettrico Effetto Compton produzione di coppie e + e - 37

38 Interazione radiazioni - materia Fotoni Quindi i fotoni, a seguito della loro interazione con la materia, qualsiasi sia il meccanismo di interazione (fotoelettrico, Compton o produzione di coppie), mettono in moto degli elettroni (secondari). Questi elettroni si propagano nel mezzo perdendo in esso la loro energia tramite processi di ionizzazione e/o irraggiamento I fotoni sono particelle indirettamente ionizzanti. Pertanto fotoni ed elettroni, specie ad alta energia, producono gli stessi effetti propagandosi nei materiali. Danno origine ai cosiddetti sciami elettromagnetici. γ e + e - γ e + e - γ e + e - produz.coppie bremsstr produz.coppie bremsstr produz.coppie bremsstr 38

39 Interazione radiazioni - materia Fotoni probab. interazione Z 5 (fotoelettrico) Z (Compton) Z 2 (prod. coppie) Piombo Calcestruzzo µ = coefficiente di attenuazione/assorbimento ( x x ) N o e = N µ N λ = 1/µ = libero cammino medio Il libero cammino medio ha senso probabilistico: una parte dei fotoni va oltre! Non esiste un range per fotoni! spessore 39

40 Interazione radiazioni - materia Fotoni I coefficienti di attenuazione/assorbimento sono tabulati in funzione dell energia e dei vari materiali 40

41 41

42 Z = 0 solo interazioni nucleari Interazione radiazioni - materia neutroni diffusione rallentamento - cattura n A γ α p 42

43 La massima perdita energia si ha quando: m A m n materiali idrogenati materiali leggeri Cattura: n+ 10 B 7 Li + α n+ 6 Li 3 H + α n + 1 H 2 H + γ n + Cd Cd + γ calcestruzzo o paraffina borata, litiata 43

44 Schermature neutroni Σ = sezione d urto macroscopica N ( x x ) N o e Σ = N spessore 44

45 Schermature neutroni: Rallentamento Materiali leggeri: paraffina, H 2 O, calcestruzzo, 10 B (n,α) 7 Li Cattura: reazioni nucleari: 6 Li (n,α) 3 H (Cd) nat (n,γ) Calcestruzzo 45

46 Rischi da radiazioni ionizzanti: Irraggiamento esterno: Sorgente esterna all organismo Le radiazioni incidono sul lavoratore Contaminazione interna: Sorgente entra nell organismo a seguito di ingestione, inalazione, ferite,... 46

47 ingestione inalazione esalazione cute polmoni linfonodi ferita apparato gastro intest. polmoni e liquidi intercell. tiroide..... ossa fegato reni feci urine 47

48 Tipologia dei rischi alla luce di quanto detto fino ad ora sulle proprieta delle radiazioni: Irraggiamento esterno: Radiazione penetrante: fotoni neutroni elettroni alta energia (linac) Contaminazione interna: Radiazione a corto range: Particelle beta Particelle alfa 48

49 Riduzione dei rischi da IRRAGGIAMENTO ESTERNO elimina o riduce l esposizione la dose cresce linearmente con il tempo di la dose diminuisce come 1/d 2 esposizione Dalla CONTAMINAZIONE INTERNA non esiste praticamente altra difesa se non la PREVENZIONE 49

50 Un po di storia della radioprotezione Da quando le radiazioni ionizzanti sono presenti nei reattori e negli apparati che utilizzano l energia nucleare, i progettisti di questi sistemi devono includere nei relativi progetti le schermature e la protezione dalle radiazioni sia per il personale addetto al loro funzionamento che per la popolazione nel suo insieme. Nelle strutture sanitarie la sorveglianza e il monitoraggio continuo dei livelli di radiazione sono compito dei fisici sanitari, che devono garantire la sicurezza degli operatori e del pubblico in modo che nessuno riceva una dose pericolosa o non necessaria per esposizione alle radiazioni. I criteri per il progetto delle schermature e l applicazione delle misure di sicurezza sono basate sulle conoscenza aggiornata dei rischi dovuti alle radiazioni ionizzanti e degli effetti che esse provocano sull uomo. Nel corso degli anni, con l aumentare delle conoscenze in questo campo, la percezione della pericolosità delle radiazioni è andata aumentando e le norme di sicurezza adottate su scala mondiale sono diventate sempre più restrittive. 50

51 Il genere umano è da sempre esposto a varie forme di radiazione naturale costituite dai raggi cosmici e da tutti gli elementi radioattivi naturali ( 40 K, gas Radon, Uranio, Torio, Radio, ecc. ecc.). Comunque i livelli di radiazione naturali sono troppo deboli per mettere in luce gli effetti dannosi delle radiazioni 51

52 Il fondo ambientale di radiazioni costituisce una sorgente di irraggiamento cronico a basso rateo di dose e può influire sulla risposta dei sistemi viventi all esposizione acuta a radiazioni ionizzanti. Gli effetti non sono conosciuti in maniera esauriente. Sebbene sia tendenza comune l associare alle radiazioni sempre e comunque un danno alla salute, c è chi avanza l ipotesi che le piccole dosi di radiazioni del fondo naturale abbiano avuto effetti benefici sugli esseri viventi e sulla loro evoluzione. Approfondire questo aspetto è importante non solo per una migliore comprensione del ruolo del fondo naturale di radiazioni sull evoluzione della vita sulla terra, ma anche per la valutazione dei rischi da esposizioni croniche occupazionali. Nei Laboratori Nazionali del Gran Sasso (LNGS) dell INFN è in corso, tra tante altre attività, anche l esperimento Silenzio Cosmico, nel quale vengono eseguite indagini in condizioni di fondo di radiazione naturale molto basso su varie specie biologiche ad alto tasso di replicazione generazionale. 52

53 Gli effetti dannosi delle radiazioni divennero evidenti solo alla fine dell 800 quando, in seguito alla scoperta dei raggi X (Roentgen) e della radioattivita (Bequerel) furono disponibili intense sorgenti di radiazione. Solo un mese dall annuncio della scoperta dei raggi X da parte di Roentgen (gennaio 1896) un costruttore e sperimentatore di tubi sotto vuoto mostrò lesioni alla cute e alle mani che oggi indichiamo come dermatite subacuta da raggi X. Quelle lesioni erano il risultato di esposizioni ad alte dosi avvenute manipolando apparecchi a raggi X, prima ancora del riconoscimento dei raggi X da parte di Roentgen Nel 1901 Bequerel mostrò eritema della cute in corrispondenza della tasca del vestito nella quale aveva tenuto per qualche tempo una fiala di vetro contenente sali di Radio. Poco dopo Pierre Curie si provocò intenzionalmente un eritema da Radio sulla cute del braccio ed ebbe l idea che le radiazioni potessero avere proprietà terapeutiche. 53

54 Molti malcapitati ricevettero come ricostituente iniezioni di materiali contenenti Radio e Torio e furono successivamente colpiti da tumore. Nel 1903 fu scoperto che l esposizione ai raggi X poteva indurre sterilità negli animali da laboratorio; pochi anni dopo fu annunciato che gli embrioni di uova di rospo fertilizzate con sperma irradiato con raggi X presentavano anomalie di tipo genetico. Nel 1904 furono segnalate le prime anemie e le prime leucemie indotte da raggi X e già nel 1902 si constatò che un carcinoma cutaneo si era sviluppato su precedente dermatite da raggi. Nel 1911 furono messi in evidenza 94 casi di tumori indotti da raggi X, 50 dei quali in radiologi. Nel 1922 fu stimato che almeno 100 radiologi morirono come risultato di cancro indotto da radiazioni. Entro circa dieci anni dalla scoperta di Roentgen e Bequerel una gran parte delle patologie da dosi elevate ed intense di esposizione a radiazioni ionizzanti era stata riconosciuta e sommariamente descritta. 54

55 Le lesioni da ingestione di sostanze radioattive furono scoperte più tardi, attorno agli anni 20 quando si manifestarono necrosi e tumori ossei al mascellare di operaie che durante la prima guerra mondiale erano state addette a dipingere le lancette ed il quadrante di orologi luminescenti con vernici contenti sali di Radio: esse avevano ingerito le vernici facendo la punta ai piccoli pennelli inumidendoli con le labbra, gesto frequentemente ripetuto durante il lavoro. ( visitare il sito http :// ) Inoltre si notò che i minatori che lavoravano nelle miniere di cobalto della Sassonia e nelle miniere di pechblenda di Joachimsthal (Sudeti), entrambe contenenti grosse percentuali di uranio, soffrivano di cancro ai polmoni con una percentuale trenta volte più elevata che il resto della popolazione: oggi è noto che questi lavoratori erano vittime di esposizione interna al gas Radon ed ai suoi figli, prodotti di decadimento dell uranio: la concentrazione di Radon emesso dalle pareti dei tunnel nell aria respirata, soprattutto a causa della scarsa ventilazione, è estremamente elevata in miniera. Oggi per legge è imposta una ventilazione forzata delle miniere e turni di lavoro limitati per i minatori. 55

56 Un altro genere di effetti cominciò ad essere noto verso la fine degli anni 20: durante i suoi studi di genetica Muller mostrò che raggi X e raggi gamma producono mutazioni genetiche e cromosomiche nel moscerino dell aceto, mutazioni che vengono trasmesse ai discendenti secondo le leggi dell ereditarietà biologica. La radioprotezione si occupò in maniera rilevante degli effetti genetici solo dopo la seconda guerra mondiale, quando questi furono considerati come le più gravi ed insidiose conseguenze dell esposizione alle radiazioni. In questi anni viene approfondito anche il capitolo dei cosiddetti effetti tardivi (costituiti in gran parte da tumori maligni) che compaiono in una piccola frazione delle persone di una popolazione sottoposta a dosi anche non elevate di radiazioni. Alla International Conference on Pacific Uses of Atomic Energy (Ginevra, 1955) Tzuzuki riportò la notizia che tra i sopravvissuti di Hiroshima e Nagasaki erano stati osservati circa 200 casi di leucemia, un numero enormemente più alto di quello atteso in base alle caratteristiche endemiche della malattia. 56

57 Negli anni seguenti fu annunciato l aumento di frequenza di altre forme tumorali maligne nei sopravvissuti, mentre venivano resi noti i risultati di indagini epidemiologiche sull incremento di tumori maligni tra i pazienti curati con radiazioni per forme morbose non tumorali. Court, Brown e Dale nel 1957 poterono dimostrare un aumento della frequenza di leucemie nelle cause di morte di pazienti trattati con roentgenterapia per dolori dovuti ad artrosi vertebrale. A cavallo del 1960, a causa delle ricadute radioattive (fallout) conseguenti alle esplosioni nell atmosfera di ordigni bellici nucleari di prova iniziò purtroppo anche il fenomeno di piccole dosi annue ricevute costantemente da vastissime popolazioni di interi continenti (prevalentemente per contaminazione interna) e si cominciò a parlare di dose collettiva ricevuta da un insieme di persone esposte. Già negli anni 50 era stato studiato un altro campo di effetti delle radiazioni: i danni riguardanti lo sviluppo embrionale e fetale. Furono soprattutto le ricerche sistematiche dei coniugi Russel che mostrarono le capacità lesive delle radiazioni sulla organogenesi che si verifica nell embrione umano nei primi mesi dal concepimento, anche per dosi non elevate. Nasce così una speciale forma di protezione per le donne durante la gravidanza ed in generale per le donne in età fertile. 57

58 Effetti biologici delle radiazioni ionizzanti Quando una particella ionizzante interagisce con le molecole di un tessuto organico, essa perde energia attraverso interazioni di tipo elettrico con gli elettroni degli atomi. Anche particelle non direttamente ionizzanti come fotoni o neutroni interagiscono con la materia attraverso cessione di energia agli elettroni degli atomi. Quando un elettrone viene strappato ad un atomo, lo ionizza. Inoltre, a causa della energia cinetica acquistata, lungo il suo percorso interagisce e ionizza altri atomi del tessuto. Questi ioni, estremamente instabili, si combinano con gli altri atomi e molecole del tessuto dando luogo ad una vera e propria reazione a catena. A seguito di questo fenomeno vengono create nuove molecole, differenti da quelle originarie di cui è composto il tessuto, e vengono messi in moto dei radicali liberi. Questi ultimi possono interagire tra loro o con altre molecole: attraverso processi che tutt oggi non sono ben noti, possono indurre cambiamenti biologicamente significativi nelle molecole stesse che possono essere causa di un loro malfunzionamento. 58

59 Questi cambiamenti, che si manifestano nel giro di pochi millesimi di secondo successivi all irraggiamento, possono uccidere le cellule o alterarle al punto di generare l insorgenza di tumori o mutazioni genetiche, a seconda che le cellule colpite sono somatiche o germinali. Vi sono quindi due meccanismi fondamentali mediante i quali la radiazione può danneggiare le cellule: effetto diretto ed effetto indiretto Nel primo caso la radiazione può portare alla rottura di una molecola a seguito del meccanismo di ionizzazione. Nel secondo caso invece la radiazione, sempre a causa di ionizzazione, può produrre nuovi elementi chimici come i radicali O + o OH - che interagiscono chimicamente con la cellula dando luogo a nuove alterazioni. L effetto biologico delle radiazioni non è quindi sostanzialmente diverso da un qualsiasi altro effetto chimico. Il risultato della trasformazione chimica dipende dalla molecola sulla quale la radiazione ha agito. Se la molecola fa parte di un mitocondrio, (presenti a migliaia nella cellula) il malfunzionamento di uno di essi non pregiudica l intero sistema cellulare. Se invece la radiazione distrugge direttamente o indirettamente una molecola di DNA in un cromosoma, il risultato è una mutazione. 59

60 Negli ultimi anni è stato compiuto un considerevole sforzo per determinare gli effetti delle radiazioni sul corpo umano. Poiché non è possibile ovviamente effettuare esperimenti diretti sulla popolazione, la attuale conoscenza degli effetti delle radiazioni è basata su: dati raccolti in occasione di incidenti (Chernobyl, per esempio); studi epidemiologici effettuati sui sopravvissuti al bombardamento di Hiroshima e Nagasaki; studi sulle popolazioni esposte alle esplosioni nucleari effettuate a scopi militari (test nucleari); studi ed esperimenti effettuati su animali da laboratorio. 60

61 Lo stato attuale di conoscenza in questo campo può essere riassunto come segue: esiste un informazione ben documentata sugli effetti di esposizione acuta (cioè limitata nel tempo) ad alte dosi (effetti deterministici, riscontrabili al di sopra di una dose soglia alquanto elevata) in queste situazioni il danno cresce con la dose; esiste una limitata conoscenza su quanto concerne le seguenti situazioni di rischio: dosi acute non troppo elevate e non ripetute; basse dosi acute ripetute occasionalmente; bassissime dosi croniche. In questi casi gli effetti, se davvero esistono, sono estremamente rari (effetti stocastici) ed un incremento della dose aumenta la probabilità del danno piuttosto che l entità del danno stesso. 61

62 Effetti somatici deterministici da esposizione globale acuta 62

63 In merito agli effetti stocastici le assunzioni conservative che vengono fatte nel campo della radioprotezione sono le seguenti: esiste una relazione lineare dose-effetto per qualsiasi esposizione, da quelle acute a quelle croniche, indipendentemente dall intensità della dose ricevuta - alla dose integrale assorbita sono proporzionali il danno biologico (microscopico) e la probabilità di un evento grave a danno dell individuo esposto e/o della sua discendenza ( effetto tardivo ); non vi è alcuna soglia sulla dose da radiazione, al di sopra della quale l evento avverso si può manifestare, ma al di sotto no; tutte le dosi assorbite da un organo sono completamente additive, indipendentemente dal ritmo di assunzione e dagli intervalli temporali tra una assunzione e le successive; non vi è alcun meccanismo di recupero o riparo biologico alla radiazioni. 63

64 Rischi dovuti alle radiazioni ionizzanti Il danno biologico e dovuto alla interazione delle radiazioni con le molecole dei tessuti Le radiazioni depositano energia lungo il percorso: rompono i legami chimici delle molecole dei tessuti e creano radicali liberi H + e OH - che poi reagiscono chimicamente con le cellule l effetto biologico delle radiazioni non è sostanzialmente diverso da un qualsiasi altro effetto chimico Il danno biologico è legato alla dose assorbita D, ossia all energia depositata dalla radiazione per unita di massa La dose assorbita si misura con strumenti fisici che rilevano il campo di radiazioni esistente in un dato punto dello spazio Il danno biologico è proporzionale alla dose equivalente H che si esprime in Sievert (Sv) ed è collegata alla dose assorbita D 64

65 Come sappiamo collegare il danno alla dose equivalente? Conoscenze sui danni generati dalla radiazione sull uomo: studi sui sopravvissuti di Hiroshima e Nagasaki studi sulle popolazioni esposte ai test nucleari conseguenze di terapie mediche conseguenze di incidenti nucleari esperimenti su animali L uso pacifico dell energia nucleare è senza dubbio l attività con il maggiore e più severo controllo sui rischi dei lavoratori e della popolazione Esiste un organismo mondiale: l ICRP (International Commission on Radiation Protection) Le sue raccomandazioni sono recepite da tutti i paesi 65

66 Come stabilisce gli standard di radioprotezione? Effetto Dai dati sperimentali?? dose equivalente Nella zona a basse dosi gli effetti sono immisurabili L ICRP assume che una dose, comunque piccola, produca (probabilità di) danno: non vi è soglia, la curva passa per l origine 66

67 Le raccomandazioni dell ICRP nessuna attività umana che esponga a radiazioni deve essere accolta, a meno che la sua introduzione produca un beneficio netto e dimostrabile ogni esposizione alle radiazioni deve essere tenuta tanto bassa quanto è ragionevolmente ottenibile in base a considerazioni sociali ed economiche - principio ALARA : As Low As Reasonably Achievable l equivalente di dose ai singoli individui non deve superare i limiti raccomandati I tre principi devono essere applicati in sequenza: si passa cioè al secondo quando si sia verificato il primo, e al terzo quando si sia verificato anche il secondo. 67

68 Sulla base deidatisperimentalirelativiad altedosiequivalenti (Sv) e assumendo una relazione lineare dose equivalente-effetto, si ricava l indice di rischio globale (RIM) RIM = eventi gravi per Sv ricevuto distinto rispettivamente in: Sv -1 per la cancerogenesi Sv -1 per gli effetti ereditari Cosa significa? Vediamo un esempio Un tecnico radiologo operante in un servizio di radiologia ospedaliero assume in media 0.2 msv/anno: quale è la probabilità P che entro la fine del suo periodo lavorativo egli contragga una grave malattia? Poiché il periodo lavorativo è pari a 50 anni, la dose equivalente totale assunta nell arco dell intero periodo lavorativo varrà: H = [0.2 msv/anno] [50 anni]= 10 msv = Sv P = H RIM = Cioè, in media, solo un tecnico su ottomila si ammala. (1/ =8000) Equivale ad aver fumato in tutta la vita 175 sigarette!! 68

69 Attivita con RIM = > 100 µsv 69

70 I limiti di dose L ICRP distingue due categorie: a) Gli individui esposti per motivi professionali b) La popolazione nel suo insieme Il limite per i lavoratori professionalmente esposti (Cat. A) è: 20 msv all anno Supponendo un periodo lavorativo di 50 anni, il lavoratore alla fine della attività potrà al massimo aver assorbito 1 Sv Poichè il RIM = eventi gravi per Sv ricevuto per questo lavoratore esisterà una probabilità dello 1.65% di contrarre una malattia grave (anche con effetti ereditari) e che dipenda dalla sua intera attività lavorativa (50 anni) Stiamo parlando di probabilita, non di certezza 70

71 71

72 H (msv) msv/anno 100 msv in 5 anni anni esempio di profilo temporale di dose H per un lavoratore professionalmente esposto (cat. A) 72

73 I limiti di dose L ICRP distingue due categorie: a) Gli individui esposti per motivi professionali b) La popolazione nel suo insieme Il limite di dose equivalente per le persone del pubblico è 1 msv per anno solare Questo valore è comparabile con la dose imputabile alla radioattività naturale (raggi cosmici, 222 Rn, 40 K, 14 C, ), che è stimata tra 1.3 e 2.3 msv/anno (dipende da molti fattori). La probabilità di contrarre durante l intera vita (70 anni) una grave malattia per esposizione naturale a dosi di 1 msv/anno è P = = In media un individuo su 1142 dovrebbe ammalarsi per la radiazione naturale! 73

74 Confronto di pericolosita tra centrali a carbone e centrali nucleari 74

75 Riduzione dell aspettativa di vita (in giorni) in funzione del particolare tipo di rischio Tipo di rischio riduzione di aspettativa di vita 0.35 msv/yr 0.1 msv/yr 75

76 76

77 Gli incidenti nucleari della storia Ottobre 1957: Windscale, Inghilterra Incendio del moderatore Fuoriuscita di I-131 e Cs-137 Non vi furono vittime dirette Dose individuale massima alla popolazione: 160 msv alla tiroide Marzo 1975: Browns Ferry Alabama, USA Incendio impianto elettrico Non vi fu fuoriuscita di materiale radioattivo 28 Marzo 1979: Three Mile Island, USA Fusione del combustibile Emissione di gas radioattivi (Xe-133 e I-131) Dose individuale massima alla popolazione: 0,4 msv (un terzo della radioattivita naturale di 1 anno) 26 Aprile 1986: Chernobyl, URSS Fusione del combustibile Emissione di gas e fumi radioattivi Morirono 31 persone per esposizione ad alte dosi (vigili del fuoco e soccorritori) Furono evacuate persone 77

78 L incidente avvenne nel corso di un esperimento, per consentire il quale, gli operatori disattivarono manualmente tutti i sistemi di sicurezza!!! L incidente di Chernobyl, l unico davvero grave, fu quindi dovuto alla folle irresponsabilita degli operatori, piu che a una vera e propria mancanza di sicurezze. 78

79 Gli effetti della nube di Chernobyl in Italia Irraggiamento esterno dovuto alla presenza di sorgenti radioattive circostanti l individuo (nell aria e al suolo) Trascurabile: le radiazioni restarono disperse in atmosfera per pochi giorni Contaminazione interna: dovuta all ingestione e alla inalazione di materiale radioattivo Dipendente dai cibi e dalle bevande assunte. Non e rimasta limitata al passaggio della nube, ma e continuata nel tempo a causa dell immissione dello I-131 e soprattutto del Cs-137 nella catena alimentare (il Cs-137 ha una vita media di 30 anni) pioggia terreno vegetali animali acqua potabile uomo 79

80 ingestione inalazione esalazione cute polmoni linfonodi ferita apparato gastro intest. polmoni e liquidi intercell. tiroide..... ossa fegato reni feci urine 80

81 Sulla base dei molti dati sperimentali e sulla base di modelli matematici si puo calcolare il valore della dose impegnata dagli individui della popolazione La dose impegnata e la dose assorbita durante il passaggio della nube sommata a quella che la popolazione continuera ad accumulare per tutti gli anni futuri a causa degli alimenti ancora contaminati Si ricava che la dose impegnata e inferiore ad 1 msv, assolutamente confrontabile con la dose naturale annuale. Questa piccola dose comporta un piccolo aumento di rischio Statisticamente in Italia nei anni successivi all incidente di Chernobyl: i tumori potrebbero aumentare di circa 700 casi le malattie genetiche gravi di circa 60 casi Detto così fa una certa impressione. 81

82 Detto così fa una certa impressione. D altra parte in Italia nello stesso periodo il numero di decessi (purtroppo) previsti si aggirera sui valori di: 5 milioni per i tumori e 3,5 milioni per malattie genetiche Ma 5 e 3.5 non sono numeri esatti : sono soggetti a quelle che si chiamano fluttuazioni statistiche. Tali fluttuazioni sono dell ordine di varie migliaia Nessuno riuscira mai ad evidenziare queste poche centinaia di casi letali dovuti a Chernobyl, se mai ci saranno 82

83 Grandezze Dosimetriche Esposizione X Misura la ionizzazione che raggi X o gamma producono in aria X = q m q + = q - q m aria Si misura in Coulomb/kg Molto usata e la vecchia unita : il Roentgen [R] 1 R = C/kg ; 1 C/kg = 3876 R 83

84 Dose assorbita D Misura l energia rilasciata dalla radiazione nella unita di massa E D = m Ad ogni interazione la radiazione cede una piccola parte della sua Energia alla materia Particelle cariche: ionizzazione del mezzo attraversato Fotoni: effetto fotoelettrico, Compton, produz. coppie E iniz m materiale qualsiasi E = E iniz -E fin E fin La dose assorbita D si misura in gray (Gy) 1 Gy = 1 Joule/kg Si usa anche il rad: 1 rad = 0.01 Gy = 10 mgy ; 1 Gy = 100 rad Dose assorbita D ed esposizione X sono ovviamente legate tra loro 84

85 Fattore di qualita Q A parita di dose assorbita D il danno biologico dipende dal tipo di radiazione. Maggiore e la densita di ionizzazione (numero ionizzazioni prodotte per unita di percorso), maggiore e il danno biologico La ICRP ha introdotto un peso della pericolosita delle radiazioni: il fattore Qualita Q, tipico di ogni tipo di radiazione. Tipo di radiazione Q raggi X raggi gamma elettroni 1 protoni neutroni 10 particelle α partic. con Z>

86 Dose equivalente H H = D Q Quindi una dose assorbita, per esempio, pari a 200 mgy corrisponde ad una dose equivalente pari a: 200 msv nel caso raggi X, fotoni o elettroni 2 Sv nel caso di protoni o neutroni 4 Sv nel caso di particelle α La dose equivalente H si misura in Sievert (Sv) Si usa anche il rem: 1 rem = 0.01 Sv = 10 msv ; 1 Sv = 100 rem 86

87 Gli strumenti di rivelazione delle radiazioni Dosimetri ambientali Dosimetri personali Rivelatori a gas Camera a ionizzazione Contatore geiger Emulsioni fotografiche Dosimetri a termoluminescenza 87

88 Principiodifunzionamentodeirivelatoria gas gas 88

89 Principiodifunzionamentodeirivelatoria gas La radiazione ionizza le molecole del gas di riempimento. Gli ioni + e gli elettroni sono accelerati dal campo elettrico interno al rivelatore e raccolti dalle armature La carica raccolta Q induce una differenza di potenziale ai capi del condensatore di capacita C V = Q/C Dalla misura di V si risale a Q e quindi alla Esposizione 89

90 Principiodifunzionamentodeirivelatoria gas funzionano con questo principio: Contatori Geiger Camere ad ionizzazione Penne dosimetriche individuali 90

91 rivelatori a gas: camere ad ionizzazione 91

92 rivelatori a gas: penne dosimetriche individuali 92

93 Emulsioni fotografiche Una emulsione fotografica irradiata viene impressionata come nel caso della luce visibile e annerisce L annerimento e proporzionale alla dose Si ottiene la misura della dose integrale assorbita dalla pellicola durante l intero periodo di esposizione 93

94 Vari tipi di film-badge Devono essere SEMPRE portati al seguito Una volta letti, costituiscono un documento stabile ed archiviabile della dose ricevuta 94

95 Dosimetri a termoluminescenza (TLD) Principio fisico di funzionamento Termoluminescenza = emissione di luce, a seguito di riscaldamento da parte di alcuni materiali isolanti (CaF 2, LiF, BeO, CaSO 4, Li 2 B 4 O 7 ) 95

96 Struttura a bande di un isolante Banda conduzione Energia Banda proibita Banda valenza L energia impartita dalla radiazione libera l elettrone dal legame atomico e lo parta nella banda di conduzione. 96

97 Struttura a bande di un isolante Banda conduzione Energia Banda proibita Banda valenza L energia impartita dalla radiazione libera l elettrone dal legame atomico e lo parta nella banda di conduzione. La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza) 97

98 Struttura a bande di un isolante Banda conduzione Energia trappola Banda proibita Banda valenza L energia impartita dalla radiazione libera l elettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione. La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza) Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita 98

99 Struttura a bande di un isolante Banda conduzione Energia trappola Banda proibita Banda valenza L energia impartita dalla radiazione libera l elettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione. La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza) Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita finche il cristallo non viene riscaldato (lettura). L energia termica somministrata libera l elettrone dalla trappola. Esso ritorna alla banda di valenza e nel processo viene emessa luce (Termoluminescenza) 99

100 La fase di lettura del dosimetro consiste quindi nel suo riscaldamento Un fotomoltiplicatore legge la luce emessa Proporzionale al numero di elettroni intrappolati Proporzionale alla dose assorbita 100

101 Alcuni tipi di dosimetri TLD 101

102 Dispositivi di protezione e monitoraggio individuali 102

103 Esempio: calcolo della dose A = 100 µci di 60 Co A= Bq d = 1.5 m 60 Co Ad ogni disintegrazione il 60 Co emette: 1 β di energia MeV 1 γ di energia 1.17 MeV 1 γ di energia 1.33 MeV 2 γ di energia 1.25 MeV 103

104 Schema di decadimento del 60 Co 60 Co (5.26 y) β MeV 4 + γ 1.17 MeV 2 + γ 1.33 MeV g.s Ni 104

105 particelle β ρ τ=ρx x = τ/ρ = 80 cm non irraggiano il lavoratore (d=1.5 m) comunque intensa sia la sorgente Sono comunque facilmente schermabili: e sufficiente 1 mm di plexiglass: ρ plex 1000 ρ aria x plex 1/1000 x aria 105

106 Costante Γ Intensita di esposizione (R/h) per sorgente di attivita 1 Ci alla distanza di un metro 106

107 X& X& = = Γ A d = mr / h = R / h Per una esposizione continua di 2000 ore (40 h/settimana, 50 settimane lavorative) X = = 120 mr/anno 1 mr msv (fattore di qualità Q = 1) H = = 1 msv/anno D M [ Gy] = ( µ en / ρ) ( µ / ρ) en M aria X[ R] 107

108 Sorgente 60 Co da 100 µci esposizione continua per 1 anno alla distanza di 1,5 m H = 1 msv/anno Per confronto: Fondo naturale: 1.5 msv/anno Impiego sanitario: 1 msv/anno probab. danno somatico grave per Sv -> per msv probab. danno genetico per Sv per msv 108

109 Ricordiamo ancora una volta i Limiti di dose: Popolazione: H < 1 msv/anno Categoria B: H < 6 msv/anno Lavoratori esposti Categoria A: H < 100 msv in 5 anni H < 20 msv/anno 109

110 LA RADIOPROTEZIONE NELLE ATTIVITA SANITARIE: Criteri di classificazione dei lavoratori e delle zone di lavoro lavoratore esposto: chiunque sia suscettibile, durante l attivita lavorativa, di una esposizione alle radiazioni ionizzanti superiore a uno qualsiasi dei limiti fissati per le persone del pubblico. I lavoratori che non sono suscettibili di una esposizione alle radiazioni ionizzanti superiore a detti limiti sono da classificarsi lavoratori non esposti. I lavoratori esposti, a loro volta, sono classificati in categoria A e categoria B. 110

111 I lavoratori esposti sono classificati in categoria A se sono suscettibili di un esposizione superiore, in un anno solare, a uno dei seguenti valori:. 6 msv di dose efficace;. i tre decimi di uno qualsiasi dei limiti di dose equivalente: per il cristallino (150 msv in un anno solare), per pelle, mani, avambracci, piedi e caviglie (500 msv in un anno solare). I lavoratori esposti non classificati in categoria A sono classificati in categoria B. 111

112 Per quanto riguarda la classificazione degli ambienti di lavoro, la normativa prescrive al datore di lavoro di classificare e segnalare gli ambienti in cui è presente il rischio di esposizione alle radiazioni ionizzanti e regolamentarne l accesso. In particolare, viene definita zona controllata un ambiente di lavoro in cui sussistono per i lavoratori in essa operanti le condizioni per la classificazione di lavoratori esposti di categoria A. Viene definita zona sorvegliata un ambiente di lavoro in cui puo essere superato in un anno solare uno dei pertinenti limiti fissati per le persone del pubblico e che non e zona controllata. 112

113 L accertamento delle condizioni che portino alla classificazione dei lavoratori è di competenza esclusiva dell esperto qualificato; al datore di lavoro compete, ovviamente, solo la definizione delle attività che i lavoratori devono svolgere. Inoltre l esperto qualificato deve, tra l altro: - fornire indicazioni al datore di lavoro affinché gli ambienti di lavoro in cui sussista un rischio da radiazioni vengano individuati, delimitati, segnalati, classificati in zone e che l accesso ad essi sia adeguatamente regolamentato; - fornire indicazioni al datore di lavoro affinché i lavoratori interessati siano classificati ai fini della radioprotezione; - fornire indicazioni al datore di lavoro perché siano forniti ai lavoratori, ove necessario, i mezzi di sorveglianza dosimetrica e di protezione; - fornire indicazioni al datore di lavoro al fine di rendere edotti i lavoratori nell ambito di un programma di formazione finalizzato alla radioprotezione. 113

114 Sorveglianza fisica La legge prevede che i datori di lavoro, esercenti attività comportanti la classificazione degli ambienti di lavoro in una o piu zone controllate o sorvegliate oppure la classificazione degli addetti interessati come lavoratori esposti, assicurino la sorveglianza fisica per mezzo di esperti qualificati iscritti in elenchi nominativi presso l Ispettorato medico centrale del lavoro. Sorveglianza medica I datori di lavoro esercenti attività comportanti la classificazione degli addetti interessati come lavoratori esposti devono assicurare la sorveglianza medica per mezzo di medici autorizzati, iscritti in elenchi nominativi presso l Ispettorato medico centrale del lavoro, nel caso di lavoratori esposti di categoria A e per mezzo di medici autorizzati o medici competenti nel caso di lavoratori esposti di categoria B Sono prescritte visite mediche preventive (all assunzione del lavoratore) e visite mediche periodiche (annuali per Cat. B e semestrali per cat. A). 114

115 Il tubo a raggi X 115

116 Fonti di rischio in attivita radiologica Fascio primario Fonte di rischio maggiore D corrente tempo D dipende fortemente da kv 116

117 Fonti di rischio in attivita radiologica Radiazione diffusa di gran lunga meno intenso del fascio primario La sua intensita e inferiore allo 0.1% dell intensita del fascio primario 117

118 Fonti di rischio in attivita radiologica Radiazione di fuga Per una buona macchina RX, la Radiazione di fuga deve essere Inferiore ad 1 mgy/h ad 1 metro 118

119 Rischio da irraggiamento esterno La definizione e la quantificazione del rischio da irradiazione esterna non può prescindere da tre elementi fondamentali: 1. tempo (durata dell esposizione): determina in maniera lineare, a parità di condizioni di esposizione, l intensità dell esposizione e conseguentemente del rischio radiologico; 2. distanza: la dose di radiazioni segue la legge dell inverso del quadrato della distanza rispetto al punto di emissione: D 1 r 1 2 = D 1 r 1 2 dove D 1 è l intensità di dose alla distanza r 1 dalla sorgente e D 2 è l intensità di dose alla distanza r 2 dalla sorgente (esempio: passando dalla distanza di 1 m a quella di 2 m, l intensità di dose si riduce di un fattore 4) 119

120 3. disponibilità di schermature: la radiazione viene attenuata a seguito dell interazione con il materiale con cui interagisce; pertanto, la dose da radiazione in un punto viene ridotta interponendo del materiale tra la sorgente e il punto d interesse. La quantità e il tipo di materiale necessario dipende dal tipo della radiazione: ad esempio le radiazioni X sono penetranti e, nel caso di energie elevate, richiedono spessori considerevoli di piombo (Pb) 120

121 Si osservi in proposito che: l uso di un grembiule in gomma piombifera di spessore equivalente a 0.25 mm, riduce da 10 a 20 volte la dose assorbita e conseguentemente il rischio professionale l uso di occhiali anti-x, quando prescritto, porta a livelli trascurabili la dose assorbita dal cristallino. 121

122 le procedure radiografiche tradizionali Durante l attivita radiologica tradizionale, il personale staziona normalmente in un box comandi schermato: un progetto ottimizzato di una sala radiologica garantisce che la dose efficace assorbita dall operatore sia mediamente dell ordine di 0.1 µsv/radiogramma. Anche utilizzando RX portatili per esami su pazienti allettati si puo stimare un campo di radiazioni dovuto alla radiazione diffusa variabile da 0.4 a 1 µsv/radiogramma a 1 m Lavoratore Categoria A: 800 radiografie al giorno 122

123 TAC 123

124 TAC In tomografia computerizzata le dosi al paziente possono essere elevate (dipendentemente dallo spessore dello strato e dal numero di strati) ma le dosi efficaci assorbite dal personale in sala comandi risultano di solito estremamente basse. Per il personale alla console di una TAC la tomografia computerizzata non rappresenta una significativa fonte di rischio. solo in esami particolari, in cui e necessario lo stazionamento nelle vicinanze del gantry, il personale e interessato a campi di radiazioni rilevanti (da 5 a 20 µgy/strato). 124

125 Mammografia Per quanto attiene le procedure mammografiche: con apparecchiature dedicate e procedure ottimizzate le esposizioni lavorative risultano di assoluta irrilevanza radioprotezionistica. 125

126 Radiologia dentale Per quanto attiene le procedure di radiologia dentale: con apparecchiature dedicate e procedure ottimizzate le esposizioni lavorative risultano di assoluta irrilevanza radioprotezionistica. 126

127 Radioimmunologia R.I.A. 127

128 128

129 Ai fini della protezione dei lavoratori in esso operanti, un Laboratorio RIA deve essere dotato di: sistema di ventilazione adeguato alla tipologia e alle quantità di sostanze radioattive in esso utilizzate; una cappa pavimenti a sguscio e superfici lavabili per facilitare le operazioni di decontaminazione; adeguata strumentazione di monitoraggio della contaminazione superficiale (monitor per contaminazioni superficiali); deposito per lo stoccaggio e il decadimento di rifiuti liquidi e solidi radioattivi, prima del loro smaltimento. Di solito il rischio di irradiazione esterna e praticamente trascurabile in tali attivita a meno che non si utilizzino beta emettitori di alta energia; ai fini della protezione dai rischi di irradiazione interna e indispensabile utilizzare tutti i dispositivi di protezione individuali disponibili e in particolare guanti monouso da utilizzare durante la manipolazione del tracciante. 129

130 Medicina nucleare La Medicina nucleare si occupa dello studio della morfologia e della funzionalita di alcuni organi del corpo umano, utilizzando sorgenti γ emittenti non sigillate (energia dei fotoni emessi: da 100 a 400 kev circa). L esame scintigrafico viene effettuato somministrando al paziente, principalmente per via endovenosa, una sostanza radioattiva legata ad un composto chimico (tracciante) diverso a seconda dell'organo che si desidera studiare. 130

131 Alla base della formazione di una immagine scintigrafica e la possibilita, accostando al corpo del paziente un rivelatore di radiazioni, di rivelare i fotoni emessi dalla sostanza somministrata; i segnali prodotti dal rivelatore, opportunamente processati da un sistema elettronico, forniscono a video l immagine della distribuzione del tracciante. L insieme costituito dal rivelatore e dal sistema elettronico di elaborazione del segnale viene chiamato comunemente gamma camera. 131

132 Alcune tabelle utili 132

133 Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati in vivo Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati in vitro Per esposizione CONTINUA 40 h settimanali Cat. A: 0.5 µsv/h 133

134 Misure di prevenzione e protezione in Medicina nucleare La protezione dei lavoratori, in un Servizio di Medicina nucleare, si fonda in larga misura su accorgimenti progettuali; un Servizio di medicina nucleare deve infatti essere caratterizzato da: sistemi di ventilazione che convoglino l aria dalle zone fredde alle zone calde e garantiscano adeguati ricambi di aria; un locale apposito per la manipolazione di radionuclidi (camera calda); pavimenti a sguscio e superfici lavabili per facilitare le operazioni di decontaminazione; percorsi differenziati in ingresso e in uscita dal reparto e una zona di decontaminazione; adeguata strumentazione di monitoraggio della contaminazione superficiale (monitor mani - piedi, monitor per contaminazioni superficiali) un deposito per lo stoccaggio e il decadimento di rifiuti liquidi e solidi radioattivi, prima del loro smaltimento. 134

135 Rifiuti radioattivi Nell esercizio delle attivita di diagnostica in vivo vengono prodotti, di norma, solo rifiuti radioattivi in forma solida e liquida, a condizione che: a) i vapori o gas radioattivi, peraltro prodotti normalmente in piccole quantita, vengano filtrati prima della loro immissione in ambiente da parte degli impianti di ventilazione e/o condizionamento di cui sono normalmente dotate le strutture di medicina nucleare; b) si provveda alla sostituzione programmata dei filtri assoluti e/o a carbone attivo dei servizi di medicina nucleare al fine di mantenerne inalterata la funzionalita e il potere filtrante. 135

136 Rifiuti radioattivi solidi I rifiuti solidi derivanti dall uso di sostanze radioattive a scopo diagnostico in vivo sono principalmente costituiti da: siringhe, provette e contenitori vuoti di sostanze radioattive; materiale di medicazione; biancheria contaminata; materiale venuto a contatto con escreti di pazienti sottoposti ad esame scintigrafico (pannoloni, teli, cateteri, sondini, etc); materiale di consumo utilizzato in camera operatoria e venuto a contatto con pazienti portatori di radioattivita sottoposti a intervento chirurgico materiali utilizzati per operazioni di lavaggio e decontaminazione; filtri degli impianti di estrazione dell aria dei servizi di Medicina nucleare 136

137 Rifiuti radioattivi liquidi I principali rifiuti liquidi derivanti dall uso di sostanze radioattive non sigillate a scopo diagnostico in vivo, sono costituiti da: residui di soluzioni somministrate, costituiti da piccoli volumi con attivita inferiore, in genere, al centinaio di MBq. acque utilizzate per il lavaggio di vetrerie o altri oggetti contaminati, con un volume non precisabile e attivita massima dell ordine di qualche kbq; acque di lavaggio di biancheria contaminata, con volume non precisabile e attivita non stimabili a priori ma comunque estremamente contenute; escreti dei pazienti, di solito raccolti in sistemi di vasche. 137

138 I rifiuti vanno controllati e conservati in attesa del loro decadimento Possono essere smaltiti nel rispetto delle leggi solo quando la loro attivita specifica (Bq/kg) e scesa sotto ai livelli previsti dalla normativa europea vigente. 138

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