PRINCIPI FISICI DELLE RADIAZIONI E RADIOPROTEZIONE INTERAZIONE RADIAZIONE MATERIA

Transcript

1 PRINCIPI FISICI DELLE RADIAZIONI E RADIOPROTEZIONE INTERAZIONE RADIAZIONE MATERIA

2 Le radiazioni Con il termine radiazione si usa descrivere tutta una serie di fenomeni di emissione e propagazione di energia nello spazio sotto forma di onde o di particelle elementari.

3 RADIAZIONI IONIZZANTI Radiazioni capaci di produrre ionizzazione degli atomi o delle molecole del mezzo attraversato.

4 RADIAZIONI NON IONIZZANTI Radiazioni che non hanno energia sufficiente per produrre la ionizzazione degli atomi o delle molecole del mezzo attraversato.

5 Sorgente di radiazioni ionizzanti Un qualsiasi apparecchio o sostanza o fenomeno che emetta radiazioni ionizzanti.

6 Sorgenti di radiazioni ionizzanti

7 Sorgenti di radiazioni ionizzanti

8 Le radiazioni direttamente ionizzanti Particelle cariche con Ec sufficiente a strappare un elettrone all atomo atomo con il quale interagiscono.

9 Le radiazioni indirettamente ionizzanti le radiazioni elettromagnetiche X e gamma, nonché i neutroni, poiché singolarmente queste non hanno energia sufficiente per produrre direttamente la ionizzazione del mezzo attraversato, ma possono mettere in moto particelle cariche secondarie.

10 Caratteristiche delle sorgenti Ci sono grandezze che definiscono le sorgenti di radiazioni ionizzanti. Per generatori di raggi X, si usa indicare la corrente, la tensione e il tempo di alimentazione.

11 Caratteristiche delle sorgenti Per gli elementi radioattivi, la quantificazione della sorgente è espressa attraverso il concetto di attività.

12 Irradiazione del corpo umano Irradiazione esterna L organismo intero o una parte di esso (un apparato, un organo, un tessuto) è irradiato da sorgenti che sono poste al di fuori di esso. Irradiazione interna L organismo intero o una parte di esso (un apparato, un organo, un tessuto) è irradiato da sorgenti che sono poste al suo interno.

13 Irradiazione esterna Può essere determinata da macchine radiogene, da sorgenti radioattive, da impianti nucleari, da rifiuti radioattivi, da nubi radioattive e in genere da ambiente contaminato da nuclidi radioattivi. In tutti questi casi l irradiazione l dipende dalle dimensioni della sorgente, dalla distanza da questa, oltre che naturalmente dal tipo di sorgente e dal tempo di esposizione.

14 Capacità di penetrazione delle r.i. Le r.i. provenienti da una sorgente esterna al corpo umano raggiungono la cute e penetrano nei tessuti e negli organi sottostanti, interagendo con la materia. A seguito di tale interazione vi è deposito di energia e la radiazione si attenua, in funzione del tipo di radiazione e dei tessuti attraversati. I diversi tipi di radiazione sono emessi con differente energia e potere di penetrazione, ed hanno quindi effetti diversi sulla materia vivente.

15 Interazione radiazioni - materia Particelle cariche e ± p, α

16 Interazione radiazioni - materia Particelle cariche: Range N Range spessore

17 Le particelle alfa Sono facilmente arrestabili. Es. possono essere fermate: da un normale foglio di carta da uno spessore d aria d inferiore a 10 cm. Possono difficilmente penetrare negli strati superficiali della pelle (occorrono infatti energie di circa 7 MeV per poter raggiungere lo strato germinativo della cute). Non sono pericolose per esposizione esterna. Sono molto pericolose per esposizione interna.

18 Le particelle beta Hanno un modesto potere di penetrazione, comunque molto più penetranti delle alfa. Occorrono infatti 4 m di aria o 4 mm di acqua per poter arrestare particelle beta con energia massima di 1 MeV. Inoltre particelle beta con energia superiore a 70 KeV sono in grado di raggiungere lo strato germinativo della cute.

19 Interazione radiazioni - materia - Fotoni Effetto fotoelettrico T = h f - W

20 Interazione radiazioni - materia - Fotoni h f f < h f Effetto Compton

21 Interazione radiazioni - materia - Fotoni produzione di coppie e + e - E E = m c 2

22 I raggi X e i raggi γ Radiazioni e.m. - viaggiano alla velocità della luce - differiscono soltanto per la loro lunghezza d onda d e per la loro origine. Sono estremamente penetranti e possono attraversare la maggior parte delle sostanze. particolarmente pericolose per quanto riguarda l esposizione l esterna

23

24 Irradiazione interna Può essere determinata dai radionuclidi presenti nell ambiente di vita o di lavoro e introdotti nell organismo attraverso le possibili vie introduzione (ingestione, inalazione, ferita). In questo caso l irradiazione dipende da molti fattori, fra cui fondamentali sono le caratteristiche fisiche e chimiche della sorgente.

25 Principali vie di interazione radioattività ambientale - uomo irradiazione diretta esterna: x balneazione interna: x inalazione radioattività AMBIENTE Acqua: fiumi laghi mari x contatto con terreno colture x ingestione UOMO (POPOLAZIONE) Gruppo di riferimento Terreno animali Organo critico Atmosfera irradiazione indiretta esterna: x contaminazione delle attrezzature impiegate nelle varie attività interna: x ingestione conseguente l impiego di mezzi contaminati 10

26 Contaminazione interne Nel caso dell'introduzione di radionuclidi nel corpo umano (contaminazione interna) si deve tener conto che l'irraggiamento si protrarrà fin quando il radionuclide introdotto è presente nel corpo.

27 Contaminazione interna La dose ricevuta da un certo organo o tessuto in tale periodo prende il nome di equivalente di dose impegnata.

28 Contaminazione interna Nel caso dei lavoratori il calcolo della dose impegnata viene effettuato cautelativamente su un periodo di 50 anni a partire dall'introduzione.

29

30 Obiettivi della Radioprotezione Preservare lo stato di salute e di benessere dei lavoratori e degli individui della popolazione riducendo i rischi sanitari da radiazioni ionizzanti derivanti da attività umane giustificate dai benefici che ne derivano alla società e ai suoi membri Allo scopo di perseguire il suo obiettivo essa provvede inoltre alla tutela dell ambiente

31 Schema fondamentale della radioprotezione Giudizi di carattere sociale Giudizi di carattere scientifico Fissare un livello appropriato di protezione: prevenire la comparsa di effetti deterministici ridurre l induzione l di effetti stocastici

32 Schema fondamentale della radioprotezione Decisione = f ( benefici / costi, svantaggi)

33 Il Sistema della protezione radiologica Giustificazione ICRP 60 - Nessuna pratica con esposizioni alle radiazioni deve essere adottata a meno che essa non produca un beneficio sufficiente, agli individui esposti o alla società, tale da bilanciare il detrimento radiologico che essa può provocare (ICRP 60) Art. 2 D.Lgs. 230/95) Principi concernenti le pratiche 1. Nuovi tipi o nuove categorie di pratiche che comportano un'esposizione alle r.i.debbono essere giustificati, anteriormente alla loro prima adozione o approvazione, dai loro vantaggi economici, sociali o di altro tipo rispetto al detrimento sanitario che ne può derivare. 2. I tipi o le categorie di pratiche esistenti sono sottoposti a verifica per quanto concerne gli aspetti di giustificazione ogniqualvolta emergano nuove ed importanti prove della loro efficacia e delle loro conseguenze.

34 Il Sistema della protezione radiologica Ottimizzazione ICRP 60 In relazione ad una certa pratica con r.i., i valori delle dosi individuali, il numero delle persone esposte e la probabilità delle esposizioni potenziali devono essere mantenuti tanto più bassi quanto ragionevolmente possibile, anche in considerazione di fattori economici e sociali Art. 2 D.Lgs. 230/95) Principi concernenti le pratiche 3. Qualsiasi pratica deve essere svolta in modo da mantenere l'esposizione al livello più basso ragionevolmente ottenibile, tenuto conto dei fattori economici e sociali.

35 Il Sistema della protezione radiologica Limiti di dose ICRP 60 L esposizione degli individui deve essere soggetta a limiti di dose, allo scopo di garantire che nessun individuo sia esposto a rischi radiologici che siano giudicati inaccettabili, in relazione alle pratiche in condizioni normali. Art. 2 D.Lgs. 230/95) Principi concernenti le pratiche 4. La somma delle dosi derivanti da tutte le pratiche non deve superare i limiti di dose stabiliti per i lavoratori esposti, gli apprendisti, gli studenti e gli individui della popolazione.

36 GRANDEZZE RADIOMETRICHE A. Grandezze di sorgente. Servono a descrivere e a misurare le caratteristiche di una sorgente radiogena. B. Grandezze di campo. Servono a descrivere e a misurare un campo di radiazioni.

37 Struttura atomica R atomo = R nucleo M nucleo = 4000 M atomo 10-8 cm sfere da un metro a distanza di 10 chilometri!! La materia e vuota!! cm Il nucleo e composto da Protoni e neutroni interagenti tramite le forze nucleari Le energie in gioco sono decine di milioni di volte piu elevate delle energie chimiche (elettroni)

38 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 indica l elemento chimico; X A Z dove: - 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 2 3 1H1 2He C C8 7 N8 8O8 isotopi isotoni 14 C 14 N He 4 3Li3 4 Be H2 2He 1 isobari

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

40 numero di protoni Z decadimento β + p n + e + + ν ( 22 Na 22 Ne +e + +ν) decadimento β - n p + e - + ν ( 60 Co 60 Ni +e - +ν) numero di neutroni N Decadimento α A A 4 Z X Z 2X + 2He ( 241 Am 237 Np + α) 4

41 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

42 Leggi del decadimento radioattivo La radioattivita` si manifesta con la emissione di particelle α oppure β da parte del nucleo, spesso seguite da emissione γ N P ( t) = N O e λt

43 N P ( t) = N O e λt N p = nuclei precursori ( parents ) N 0 = nuclei iniziali λ = costante di decadimento rappresenta la probabilita` di decadimento nell unita` di tempo attività = numero di decadimenti subiti nell unità di tempo a ( t) = dt ( ) dn t p = Nλ e o λt = N p ( t) λ τ = 1/λ rappresenta la vita media T 1/2 = 0,693 τ = 0,693 / λ T 1/2 = ln2/λ rappresenta il tempo di dimezzamento t

44 L attività si misura in Bequerel (Bq) 1 Bq = 1 disintegrazione/secondo Molto usata tutt oggi 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

45 ATTIVITÀ SPECIFICA (As). Numero di trasformazioni nucleari spontanee per unità di tempo che avvengono nell unit unità di massa. Da informazioni sulla concentrazione di radioattività,, cioè sulla quantità di materiale radioattivo presente. dove : - λ - N o As = λ N o / M A costante di decadimento numero di Avogadro - M A massa atomica u.d.m. nel SI è [Bq / g]

46 COSTANTE GAMMA SPECIFICA ( Γ ). Definita per sorgenti puntiformi di raggi gamma. Permette di ricavare in modo rapido il rateo di esposizione in un certo punto posto ad una distanza ( l ) da una sorgente puntiforme isotropa di attività nota A o, l attivitl attività della sorgente da una misura del rateo di esposizione. dove : Γ = ( l 2 / A ) X X = dx/dt dt rateo di esposizione X grandezza dosimetrica. Descrive la capacità della radiazione e.m. di produrre ionizzazione in aria.u.d.m di Γ [ R m 2 h - 1 Bq - 1 ]

47 QUALITÀ DELLA RADIAZIONE La qualità della radiazione emessa da una sorgente è data dalla energia delle particelle e delle radiazioni emesse. Filtrazione. Deve essere nota per alcune sorgenti radioattive sigillate.

48 MACCHINE RADIOGENE Nel caso di acceleratori di particelle i parametri di rilievo,dal punto di vista della radioprotezione, sono: tipo di particelle ; energia delle particelle ; potenza media del fascio. la natura e la geometria dei materiali di interazione Da questi parametri infatti dipendono i campi di radiazioni intorno agli acceleratori e di conseguenza le misure di radioprotezione (attive e passive) da predisporre.

49 Es. Valutazione qualitativa dei campi di radiazioni intorno ad un acceleratore lineare (LINAC) di elettroni da 20 MeV impiegato in terapia medica. - Elettroni - Bremsstrahlung - Neutroni - Altre sorgenti di radiazioni - Radioattività indotta ( - Gas tossici )

50 MACCHINE RADIOGENE Nel caso di tubi a raggi X i parametri di rilievo,dal punto di vista della radioprotezione, sono: la d.d.p. applicata; la filtrazione; la corrente l erogazione normalizzata

51 Spettro del fascio RX Esso è costituito da : una componente continua una componente discreta

52 Spettro del fascio RX Dalla sua forma dipende : il contrasto dell immagine lo spessore che può essere irradiato la esposizione del paziente la qualità della radiazione diffusa

53 Spettro del fascio RX La forma è influenzata da : la filtrazione del fascio il voltaggio del tubo la forma d onda d della V applicata

54 Radiazione diffusa o secondaria Comprende ogni tipo di radiazione prodotta dalla interazione del fascio incidente con l oggetto: l fotoni x caratteristici fotoelettroni elettroni Compton fotoni Compton Quella generata dal paziente può essere ridotta: riducendo il campo (collimazione) usando delle griglie la tecnica dello spessore d ariad

55 DOSIMETRIA L energia depositata nell unit unità di massa del mezzo irradiato viene definita dose assorbita. La misura o il calcolo della dose assorbita costituiscono l obiettivo l della dosimetria. Per descrivere i processi di cessione di energia al mezzo irradiato sono state definite alcune grandezze fisiche che vengono dette grandezze dosimetriche.

56 DOSIMETRIA I processi di ionizzazione ed eccitazione degli atomi e delle molecole associato al passaggio delle radiazioni ionizzanti nella materia, sono all origine degli effetti indotti nei mezzi attraversati. Nel caso dell organismo umano la cessione di energia da parte delle particelle ionizzanti ai vari tessuti e organi irradiati può concludersi con la manifestazione di un certo effetto biologico. Gli effetti (biologici, fisici, chimici) indotti dalle radiazioni ionizzanti si manifestano soltanto quando avviene un deposito di energia nella materia irradiata.

57 GRANDEZZE RELATIVE AL TRASFERIMENTO DI ENERGIA L ESPOSIZIONE. Descrive la capacità dei raggi x di produrre ionizzazione in aria dove : X = dq / dm - dq valore assoluto della carica totale degli ioni di un segno prodotti in aria quando tutti gli elettroni liberati dai fotoni nell elemento elemento di volume di massa dm sono completamente fermati in aria; u.d.m. nel SI [ C / Kg ]

58 RATEO DI ESPOSIZIONE X = dx/dt dt = dq / dm dt u.d.m. nel SI [ A / Kg ]

59 GRANDEZZE RELATIVE AL DEPOSITO DI ENERGIA ENERGIA CEDUTA. ε = R in - R out + ΣQ dove : - R in, energia radiante incidente nel volume considerato - R out, energia radiante uscente dal volume considerato - ΣQ Q, somma di tutte le energie liberate, diminuita della somma di d tutte le energie consumate in ogni trasformazione di nuclei e particelle elementari avvenute nel volume considerato. u.d.m. nel SI [J ]

60 DOSE ASSORBITA Definita in un certo elemento di volume di massa dm, come (ICRU 33) D = dε d / dm u.d.m. nel SI [Gy[ ] (1 Gy = 1 J Kg -1 )

61 RATEO DI DOSE ASSORBITA Definita in un certo elemento di volume di massa dm, in un tempo dt,, come (ICRU 33) D = dd / dt = dε d / dm dt u.d.m. nel SI [Gy[ s -1 ]

62 DOSE EQUIVALENTE La dose assorbita viene ponderata con alcuni fattori correttivi per tenere conto della qualità della radiazione e delle condizioni di irradiazione. dove : D dose assorbita H = D W R W R fattore peso per la radiazione u.d.m. nel SI [ Sv ] ( 1 Sv = 1 J Kg -1 )

63 Fattore peso per la radiazione - w r =1 per elettroni, raggi X e gamma di tutte le energie; - w r varia da 5 a pi varia da 5 a più di 20 per neutroni e protoni; - w r = 20 per particelle alfa.

64 Fattore peso per la radiazione Il fattore di ponderazione w r è funzione di una vecchia grandezza radiobiologica denominata Efficacia Biologica Relativa di una radiazione rispetto ad un altra di riferimento in funzione del trasferimento lineare di energia LET.

65 Fattore peso per la radiazione

66 DOSE EFFICACE In caso di esposizione non omogenea H E = Σ T W T H T dove : H T è la dose equivalente nell organo o tessuto T W T è il fattore peso per l organo o tessuto T.

67 VALORI DI PONDERAZIONE D.Lgs. 230/95 ICRP 60 (1990) Gonadi 0,25 0,20 Mammelle 0,15 0,05 Midollo osseo rosso 0,12 0,12 Polmone 0,12 0,12 Tiroide 0,03 0,05 Ossa (superfici ossee) 0,03 0,01 Rimanenti organi o tessuti 0,30 0,45

68 IRRADIAZIONE ESTERNA protezione QUANDO L ORGANISMO L VIENE IRRADIATO DA UNA SORGENTE ESTERNA, LA PROTEZIONE PUO ESSERE REALIZZATA: AUMENTANDO LA DISTANZA DALLA SORGENTE INTERPONENDO OPPORTUNE SCHERMATURE DIMINUENDO IL TEMPO DI ESPOSIZIONE.

69 DISTANZA IL RATEO DI ESPOSIZIONE PROVENIENTE DA UNA SORGENTE PUNTIFORME E E DATO CON BUONA APPROSSIMAZIONE DALLA LEGGE DELL INVERSO DEI QUADRATI DELLE DISTANZE dove: x = X R 2 / r 2 X RATEO DI ESPOSIZIONE ALLA DISTANZA x RATEO DI ESPOSIZIONE ALLA DISTANZA RATEO DI ESPOSIZIONE ALLA DISTANZA R RATEO DI ESPOSIZIONE ALLA DISTANZA r

70 SCHERMATURE OPPORTUNE SCHERMATURE DISPOSTE INTORNO ALLE SORGENTI ATTENUANO, PER ASSORBIMENTO, IL CAMPO DI RADIAZIONI DI CUI LE SORGENTI STESSE SONO RESPONSABILI. LA NATURA E LO SPESSORE DEL MATERIALE ASSORBENTE SONO FUNZIONE DEL TIPO E DELL ENERGIA ENERGIA DELLE RADIAZIONI EMESSE.

71 TEMPO QUANDO LA DISTANZA E LE SCHERMATURE, PER RAGIONI CONTIGENTI, NON SONO SUFFICIENTI A RIDURRE L ESPOSIZIONE L AI VALORI RICHIESTI, DOVRA ESSERE ADEGUATAMENTE LIMITATO IL TEMPO DI ESPOSIZIONE.

72 PROGETTO DI SCHERMATURE IN RADIOPROTEZIONE Definizione dei valori di progetto Analisi delle caratteristiche del campo Valutazione caratteristiche dei materiali Soluzioni di continuità

73 DEFINIZIONE DEI VALORI DI PROGETTO RATEO DI ESPOSIZIONE O DI DOSE FATTORI DI OCCUPAZIONE FATTORI D USOD FATTORI DI SICUREZZA PRINCIPI

74 Schermature fotoni: probab. interazione Z 5 (fotoelettrico) Z (Compton) Z 2 (prod. coppie) Piombo Calcestruzzo µ = coefficiente di attenuazione/assorbimento N ( x ) N x o e N = µ 4 2 λ = 1/µ = libero cammino medio spessore

75 Interazione radiazioni - materia neutroni diffusione rallentamento - cattura n A γ α p

76 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

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

78 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

79 VALUTAZIONE DEL TIPO DELLA GEOMETRIA DELLO SPESSORE DEI MATERIALI

80 BARRIERE PROTETTIVE BARRIERA PROTETTIVA: SPESSORE DI UN DETERMINATO MATERIALE IN GRADO DI RIDURRE LA DOSE DI ESPOSIZIONE a)primaria QUANDO ATTENUA IL FASCIO UTILE b)secondaria QUANDO ATTENUA LA RADIAZIONE DISPERSA

81 L energia durante l assorbimento l r.e.m

82 ACCESSORI PERSONALI DI PROTEZIONE

83 ACCESSORI PERSONALI DI PROTEZIONE Protezione dalle radiazioni disperse e diffuse Riduzione della dose assorbita Protezione suppletiva di organi sensibili del personale e dei pazienti Protezione delle parti del corpo del paziente che non debbono essere esposte a trattamento medico

84 ACCESSORI PERSONALI DI PROTEZIONE Caratteristiche: Riportare il valore dello spessore in Pb; Se di materiale diverso dal piombo; - il valore del pb-eq e il valore della tensione alla quale l equivalenza l si riferisce; - la capacità di attenuazione % e il valore della tensione alla quale l attenuazione l si riferisce.

85 ACCESSORI PERSONALI DI PROTEZIONE L EQUIVALENZA IN PIOMBO ANDRA DETERMINATA SU UNA SUPERFICIE IRRADIATA DI 100CM 2 L EFFICACIA PROTETTIVA E E GARANTITA DAL COSTRUTTORE ESSERE FACILMENTE LAVABILI E DI FACILE DISINFEZIONE ESSERE DI MATERIALE MORBIDO E FLESSIBILE DA NON IMPEDIRE I MOVIMENTI

86 I GUANTI USO DI GOMMA PIOMBIFERA PER LE PRESTAZIONI IN SCOPIA PROTEGGERANNO DALLE RADIAZIONI DIFFUSE DA QUELLE DISPERSE E DA QUELLE DEL FASCIO UTILE SOLO PER SCOPI DIAGNOSTICI (125 KV)(TIPO A) PER USI INDUSTRIALI (TIPO B) CARATTERISTICHE CONFEZIONI IN 3 MISURE NEL FORMATO CORTO O LUNGO LAVABILI ESTERNAMENTE ED INTERNAMENTE RIVESTITI CON FODERE DI COTONE FLESSIBILI E MANEGGEVOLI

87 PROTEZIONE L EFFECIENZA PROTTETTIVA HA LA TENDENZA AD UNIFORMARSI AGLI STESSI VALORI LA S.I.R.M.N. CONSIGLIA UNO SPESSORE DI Pq-eq DI 0,5 mm PER 80 KV LE NORME TEDESCHE 0,25mm DI Pq-eq (TIPO A) E 0,50mm (TIPO B) LE NORME INGLESI E QUELLE AMERICANE NON MINORE DI 0,25mm SARANNO TOLLERATI IL 20% IN PIU E IN MENO SUI VALORI SUDDETTI DOVRANNO ASSICURARE UNA PROTEZIONE CONTINUA E COSTANTE IN OGNI PUNTO DELLA MANO SI DOVRA PROCEDERE PERIODICAMENTE AD UNA REVISIONE DI CONTROLLO

88 USO CAMICI E GREMBIULI I PRIMI SERVONO PER LA PROTEZIONE DALLE RADIAZIONI DISPERSE E DIFFUSE I SECONDI PER ESPOSIZIONI A RAGGI PIU PERICOLOSI PROTEZIONE LE NORME ITALIANE:0,1mmPb-eq PER I CAMICI, 0,33mm PER I GREMBIULI LE NORME AMERICANE :UNICO SPESSORE 0,24mmPd-eq LE NORME TEDESCHE 0,25 mmpb-eq CAMICI, 0,25 GREMBIULI LEGGERI,0,50 GREMBIULI PESANTI CARAT. COSTRUTTIVE LA FOGGIA SARA USO VARIA USO AGEVOLE(4-55 Kg) COPERTURA PROTETTIVA(DAVANTI,SUL TORACE,SPALLE,ADDOME, GAMBE) MISURE VARIE

89 COPRIBRACCIA O MANICOTTI CON GUANTI DEL TIPO CORTO PER AUMENTARE LA MOBILITA DEL GOMITO LA PROTEZIONE SARA UGUALE A QUELLA DEI GUANTI

90 GREMBIULI SPECIALI PER I BAMBINI NELLE RADIOGRAFIE DENTARIE NELLA PROTEZIONE DELLE GONADI DOVRANNO AVERE UNO SPESSORE DI ALMENO 0,5mm DI Pb-eq

91 OCCHIALI NON SONO UN MEZZO DI PROTEZIONE, MA LO POTRANNO ESSERE SE CON VETRI DI PIOMBO NON SI E E A CONOSCENZA DI NORME PARTICOLARI