MODALITA DI VALUTAZIONE DELLA DOSE EFFICACE PER I LAVORATORI ESPOSTI

MODALITA DI VALUTAZIONE DELLA DOSE EFFICACE PER I LAVORATORI ESPOSTI Premessa La presente relazione fornisce i criteri e le modalità mediante i quali verranno valutate le dosi efficaci per lavoratori dipendenti, derivanti da irradiazione esterna e da irradiazione interna, a partire dalle letture dei dosimetri loro assegnati, dall introduzione di radionuclidi, dai controlli ambientali e dalle condizioni operative. La lettura dei dosimetri viene fornita dal Servizio Dosimetrico in termini di grandezze operative H p (10) e H p (0.07) in armonia a quanto stabilito nell Allegato IV del D.Lvo 230/95 così come modificato dal D.Lvo 241/00. La ditta che espleta il servizio di dosimetria ha prodotto regolare copia della taratura dei dosimetri, in termini delle grandezze operative citate precedentemente effettuata presso un centro di taratura SIT. Viene anche indicata la modalità di valutazione dell Introduzione, per inalazione e/o per ingestione, di radioisotopi sotto forma non sigillata e la conseguente dose efficace derivante da queste modalità di introduzione. Lo scopo di tutte le valutazioni è quello di stabilire la Dose Efficace E da attribuire al lavoratore utilizzando la formula seguente: Dove: E = E est + Σ j h(g) j,ing J j,ing + Σ j h(g) j,ina J j,ina E est è la dose efficace derivante da esposizione esterna; h(g) j,ing e h(g) j,ina rappresentanno la dose efficace impegnata per unità di introduzione del radionuclide j (Sv/Bq), rispettivamente ingerito o inalato, da un individuo appartenente al gruppo d età g pertinente; J j,ing e J j,ina rappresentano rispettivamente l introduzione tramite ingestione o tramite inalazione del radionuclide j (Bq). La formula sopra riportata viene considerata in virtù di quanto stabilito nel punto 4.4 dell allegato IV del D.Lvo 230/95 così come modificato dal D.Lvo 241/00. I coefficienti h(g) j,ing e h(g) j,ina utilizzati per radionuclidi manipolati sono quelli riportati nella tabella IV.1 del D.Lvo sopra citato. 1

Criteri per la determinazione della Dose Efficace da Esposizione Esterna E EST La dose efficace da esposizione esterna sarà valutata a partire dalle letture dei dosimetri a corpo intero e alle estremità assegnati ai lavoratori, apprendisti e studenti, dalle misure dosimetriche ambientali, dalle condizioni operative reali ed anche in analogia con gli altri lavoratori. Le letture dei dosimetri al corpo intero sono espresse in termini della grandezza H p (10) mentre quelle dei dosimetri alle estremità (bracciali o anelli) sono espresse in termini della grandezza H p (0.07). Il valore di H p (0.07) fornisce la dose equivalente alle estremità e alla pelle. Per valutare il contributo alla dose efficace dovuto all irradiazione alla pelle si moltiplicherà il valore di H p (0.07) con il fattore di ponderazione per la pelle W T = 0.01 riportato nell allegato IV della legge sopra citata. Lavoratore dotato di un dosimetro al corpo intero La dose efficace E è stimata dalla lettura del dosimetro al corpo intero che fornisce la dose in termini di H p (10); in formula: E = H p (10) L espressione sopra riportata rappresenta un assunzione molto cautelativa in quanto, dalla letteratura, il valore di dose in termini H p (10) sopravvaluta la dose efficace al corpo intero. Lavoratore dotato di un dosimetro al corpo intero e un dosimetro alle estremità La dose efficace E è stimata dalla lettura H p (10) al corpo intero e dalla lettura H p (0.07) alla pelle; in formula: E = H p (10) + 0.01* H p (0.07) Il fattore 0.01 rappresenta il fattore di ponderazione per la pelle (W T ) come riportato nell allegato IV del D.Lvo 230/95 come modificato dal D.Lvo 241/00. Criteri per la valutazione della dose equivalente alla pelle dovuta alla manipolazione di sorgenti non sigillate. Il Valore H p (0.07) fornito dai dosimetri alle estremità (bracciali o anelli) fornisce un indicazione utile della dose equivalente alle estremità ed alla pelle solo in caso di 2

sorgente lontana dal punto di misura e per radiazioni x e γ o per radiazioni β di energia superiore ad 1 M e V. Per sorgenti non sigillate prossime o a contatto della pelle, il valore H p (0.07) indicato dai dosimetri alle estremità non fornisce alcuna indicazione utile della dose equivalente alle estremità e tantomeno alla pelle a causa della consistente variabilità della geometria di esposizione del dosimetro, degli spessori di tessuto interposti, dell estensione delle sorgenti e della non elevata energia delle radiazioni. In tali condizioni la valutazione della dose equivalente alla pelle, in particolare alla pelle del palmo della mano, può essere effettuata basandosi su schemi di esposizione realistici e sulle proprietà fisiche delle sorgenti radianti utilizzate. Nelle tabelle seguenti sono riportate alcune proprietà fisiche rispettivamente per radioisotopi β - emettitori e γ - emettitori di comune impiego nell attività di ricerca. Tabella 1 - Proprietà di alcuni isotopi β - emettitori. Isotopo H 3 C 14 S 35 Ca 45 P 32 Emivita 12.3 aa 5730aa 88 gg 165 gg 14.3gg Energia max. (KeV) 18 154 167 254 1710 Energia media (KeV) 6 50 49 77 700 Percorso in aria (cm.) 0.6 30 30 60 600 Percorso in un mezzo di densità 0.0052 0.29 0.32 0.60 8.0 unitaria (mm.) Spessore emivalente densità unitaria 0.022 0.025 0.048 1.0 (mm.) Intensità di dose per 100 β/cm 2 0.64 0.60 0.43 0.12 (mgy/h) Frazione trasmessa attraverso lo strato 0.11 0.16 0.37 0.95 di cellule morte della pelle (0.07 mm.) Intensità di dose alla membrana basale 0.70 0.97 1.59 1.16 dell epidermide da: 1 KBq/ cm 2 (mgy/h) Tabella 2 Proprietà di alcuni isotopi γ-emettitori. Isotopo Cr 51 I 125 Emivita 27.7 gg 60.14 gg Energia/e in MeV 0.320 0.005 0.027 0.035 Costante specifica in µ Sv*cm 2 48.86 352.0 h*mbq Spessore dimezzamento in un mezzo di densità unitario in cm 3 0.2 3

Con riferimento alla Tabella 1 e 2, operando in condizione di normale attività, cioè dopo aver indossato guanti monouso a perdere, di spessore 0.05 mm., si supponga di manipolare una sorgente di 1 MBq di radioisotopo β - emettitore e si supponga inoltre che 1/1000, cioè 1 KBq, contamini un area del guanto a perdere e che tale situazione rimanga per 4 ore, cioè per una mattinata lavorativa, prima che il guanto venga tolto e gettato nel contenitore dei rifiuti solidi radioattivi, allora la dose alla membrana basale dell epidermide sarebbe: Tabella 3 C 14 S 35 Ca 45 P 32 Cr 51 I 125 Dose in msv/r 0.146 0.215 0.60 1.104 0.500 1.46 Dose in 4 h msv 0.584 0.860 2.4 4.416 2.00 5.86 Supponendo che la contaminazione del guanto monouso nelle normali attività lavorative, si possa ragionevolmente verificare al massimo nel 30 % dei giorni lavorativi con radioisotopi, si può ipotizzare un superamento, in un anno solare, dei limiti di 50 msv di dose equivalente per la pelle, per quei lavoratori che manipolino, in un anno solare, rispettivamente le seguenti quantità di attività di uno dei radioisotopi: - 300 MBq di C 14 di S 35 ; 100 MBq di Ca 45 e di Cr 51; 50 MBq di P 32 e di I 125. Analogamente si può ipotizzare un superamento dei livelli qualora si utilizzino più radioisotopi quando la somma dei rapporti delle attività manipolate diviso per le attività di riferimento sopra indicate produce un valore superiore o uguale ad 1. Questi lavoratori quindi devono essere considerati esposti. 4

CRITERI PER LA DETERMINAZIONE DELLA DOSE EFFICACE DA ESPOSIZIONE INTERNA PER INCORPORAZIONE E PER INALAZIONE DI RADIONUCLIDI In seguito vengono riportati i criteri e le modalità di valutazione della Dose Efficace interna per gli operatori che manipolano radioisotopi sotto forma non sigillata. Modalità di valutazione dell introduzione (intake) e della dose efficace per inalazione ed ingestione. Una delle modalità di irraggiamento a cui possono essere sottoposti i lavoratori, durante le manipolazioni di radionuclidi in forma non sigillata, è l irraggiamento interno dovuto ad incorporazione dei radionuclidi per inalazione e per ingestione. Si stabiliscono nei paragrafi seguenti le modalità della valutazione dell incorporazione per inalazione e per ingestione. Lo scopo è di stabilire la massima attività di ognuno dei radionuclidi che potenzialmente potrebbe essere incorporata in un anno, nelle condizioni tipiche di lavoro con radioisotopi sotto forma non sigillata. Contaminazione interna da inalazione. Per la valutazione dell intake per inalazione si ipotizza che 1/1000 dell attività manipolata per ogni radionuclide, sia risospesa in aria. Si divide quest ultimo valore per il volume dell ambiente in cui si manipola e il risultato lo si divide ulteriormente per il numero di ricambi aria/ore. Quest ultimo parametro generalmente viene posto per cautela uguale a 1. L intake annuo per inalazione viene ricavato moltiplicando l attività/volume sopra ottenuta, per il tasso orario di respirazione dell uomo standard così come riportato dall I.C.R.P.68, per il numero totale di ore di manipolazione all anno delle sorgenti non sigillate. Per ottenere la Dose Efficace impegnata per contaminazione per inalazione a seguito di introduzione, si considerano i fattori di conversione (h(g) 5µm,ina ) tra attività introdotta e dose efficace impegnata (Sv/Bq), per ogni radionuclide, così come riportato nella pubblicazione I.C.R.P. n. 68 per inalazione. Questi coefficienti, che costituiscono la dose efficace impegnata da inalazione per unità d introduzione, sono stati recepiti dal D.L.vo 230/95 modificato dal D.L.vo 241/00 e in modo specifico si trovano nella tabella IV.1 dell allegato IV della normativa citata. Si sceglie cautelativamente il coefficiente relativo all aerosol 5µm dello A.M.A.D. (Activity Median Aerodynamic Diameter) per ogni radionuclide, data l impossibilità di conoscere i diametri delle particelle di aerosol in gioco e poiché tale diametro è considerato essere il più rappresentativo degli aerosol utilizzati nei luoghi di lavoro. La scelta di cui sopra viene fatta in accordo a quanto riportato al punto 14.1 dell allegato IV del D. L.vo 230/95 e per quanto raccomandato nella pubblicazione ICRP n. 68. I valori dei coefficienti h(g) 5µm,ina per i vari radioisotopi utilizzati in diagnostica ed in terapia sono riportati nella seguente Tabella 4. 5

In tale tabella si trova inoltre elencato, per ogni radioisotopo, il tipo di clearance polmonare. La clearance di tipo V denota una eliminazione molto rapida, di tipo F denota un eliminazione di tipo veloce (fast), di tipo M se moderata o di tipo S se lenta (slow). Tab.4 INALAZIONE INGESTIONE Tipo assorb. f1 h(g) 5µm,ina Sv/Bq f1 h(g) 5µm,ing Sv/Bq Trizio H-3 V 1 4,1*10-11 1 4,2*10-11 Carbonio C14 V 1 5,8*10-10 1 5,8*10-10 Fosforo P32 M 0,8 2,9*10-9 0,8 2,4*10-9 Zolfo S35 M 0,8 1,1*10-9 0,1 1,9*10-10 Calcio Ca 45 M 0,3 2,3*10-9 0,3 1,6*10-9 Cromo Cr51 F 0,1 3,0*10-11 0,1 3,8*10-11 Iodio I125 F 1 7,3*10-9 1 1,5*10-8 Iodio I131 F 1 1,1*10-8 1 2,2*10-8 V = Eliminazione molto rapida dai polmoni. F = Eliminazione rapida dai polmoni. M = Eliminazione moderata dai polmoni. S = Eliminazione lenta dai polmoni. f = funicolo Dose efficace di inalazione D eff. (inal.) = A * F *TR * N * h(g) ina V * R Dove: A = Attività manipolata F = Frazione di riconversione V = Volume dell ambiente R = Numero ricambi aria/ora TR = Tasso di respirazione N = Numero ore di attività con radioisotopo. Es. 1 Attività annua di 50 MBq di I 125 per 250 giorni lavorativi ognuno di quattro ore. A = 0.2 Mbq F = 10-3 h -1 V = 25 m 3 R = 1 * h -1 TR = 0.95 m 3 h -1 N = 1000 h/anno 6

h(g) ina = 7*3*10-9 SV/Bq D eff. (ina) = 55 µsv/anno Es. 2 Attività annua di 50 MBq di P 32 stesse condizioni. h(g) ina = 2*9*10-9 SV/Bq D eff. (ina) = 22 µsv/anno Es. 3 Attività annua di 100 MBq di C 51 stesse condizioni. h(g) ina = 3*10-11 SV/Bq D eff. (ina) = 0.5 µsv/anno Es. 4 Attività annua di 100 MBq di Ca 45 stesse condizioni. h(g) ina = 2*3*10-9 SV/Bq D eff. (ina) = 34 µsv/anno Es. 5 Attività annua di 300 MBq di S 35 stesse condizioni. h(g) ina = 1.1*10-9 SV/Bq D eff. (ina) = 50 µsv/anno Es. 6 Attività annua di 300 MBq di C 14 stesse condizioni. h(g) ina = 5.8*10-10 SV/Bq D eff. (ina) = 26 µsv/anno Es. 7 Attività annua di 1000 MBq di H 3 stesse condizioni. h(g) ina = 4.1*10-11 SV/Bq D eff. (ina) = 6.2 µsv/anno 7

Contaminazione interna da ingestione. In relazione alle normali operazioni di manipolazione dei traccianti radioattivi, si stima che ne possano essere ingeriti una frazione pari a 10-6 rispetto alla quantità manipolata nel corso di un anno. In tale ipotesi la quantità di ciascun radionuclide incorporata annualmente per ingestione è calcolata mediante la seguente relazione: Q = A * f ing In cui : Q = Attività (Bq) del radionuclide incorporata annualmente per ingestione; A = Attività (Bq) del radionuclide utilizzata nel corso di un anno; f ing = Frazione di A che da luogo alla contaminazione interna da ingestione (10-6 ). Come considerato per la contaminazione per inalazione, per ottenere la dose equivalente all organo critico da contaminazione per ingestione, si considerano i fattori di conversione (h(g) ing ) tra attività introdotta ed equivalente di dose impegnata, per ogni radionuclide, così come riportato nella pubblicazione I.C.R.P. n. 68 e nell ultima colonna della Tabella IV. 1 dell allegato IV del D.L.vo 230/95 modificato dal D.L.vo 241/00. Es. 1 Attività annua di 50 MBq di I 125. h(g) ing = 1.5*10-8 SV/Bq D eff. (ing.) = 0.8 µsv/anno Es. 2 Attività annua di 50 MBq di P 32. h(g) ing = 2.4*10-9 SV/Bq D eff. (ing.) = 0.2 µsv/anno Es. 3 Attività annua di 100 MBq di Cr 51. h(g) ing = 3.8*10-11 SV/Bq D eff. (ing.) = 0.004 µsv/anno Es. 4 Attività annua di 50 MBq di Ca 45. h(g) ing = 1.6*10-9 SV/Bq 8

D eff. (ing.) = 0.2 µsv/anno Es. 5 Attività annua di 300 MBq di S 35. h(g) ing = 1.9*10-10 SV/Bq D eff. (ing.) = 0.06 µsv/anno Es. 6 Attività annua di 50 MBq di I 125. h(g) ing = 5.8*10-10 SV/Bq D eff. (ing.) = 0.2 µsv/anno Es. 7 Attività annua di 1000 MBq di H 3. h(g) ing = 4.2*10-11 SV/Bq D eff. (ing.) = 0.04 µsv/anno CLASSIFICAZIONE DEL PERSONALE ESPOSTO I criteri ed i parametri utilizzati per la classificazione del personale operante con sorgenti di radiazioni sono: modalità di utilizzo dei radioisotopi; quantità per esame e quantità annua manipolata individualmente e relativi gruppi di radiotossicità; quantità totale per giorno, quantità totale per anno e relativi gruppi di radiotossicità dei radioisotopi manipolati da tutti i lavoratori negli stessi ambienti; volume dell ambiente e numero dei ricambi d aria/ora ove si effettuano le manipolazioni; numero delle ore annue di permanenza in ambienti con radiazioni. 9

Sono classificati in Categoria A i lavoratori esposti che sono suscettibili di una esposizione, in un anno solare, compresa tra i seguenti limiti: 6-20 msv di dose efficace; 45-150 msv di dose equivalente per il cristallino; 150-500 msv di dose equivalente per la pelle; 150-500 msv di dose equivalente per le mani, avambracci, piedi, caviglie. Sono classificati in Categoria B i lavoratori esposti che sono suscettibili di una esposizione, in un anno solare, compresa tra i seguenti limiti: 1-6 msv di dose efficace; 15-45 msv di dose equivalente per il cristallino; 50-150 msv di dose equivalente per la pelle. Sono considerati lavoratori non esposti i soggetti sottoposti ad una esposizione che non è suscettibile di superare, in un anno solare, i seguenti limiti: 1 msv di dose efficace; 15 msv di dose equivalente per il cristallino; 50 msv di dose equivalente per la pelle. N.B. VENGONO CLASSIFICATI ESPOSTI DI CATEGORIA B I LAVORATORI CHE MANIPOLANO ALMENO 1000 MBq DI H 3 IN UN ANNO SOLARE, PER RAGIONI PREVENTIVE IN CONSIDERAZIONE DEL LUNGO TEMPO DI DIMEZZAMENTO DEL RADIOISOTOPO. I limiti di dose per la classificazione delle zone ove sussiste il rischio da radiazione ionizzanti sono: zona libera 1 msv/anno; zona sorvegliata 6 msv/anno; zona controllata 20 msv/anno. L Esperto Qualificato Dr. Marcello Benassi 10