Lezione radioprotezione ver r657647562.ppt

fdrterr

1. Fondamenti fisici di radioprotezione
Prof. Ernesto Amato
Università di Messina
Dipartimento BIOMORF
[email protected]

2. 2
10
-8
cm
10
-13
cm
R
atomo = 100.000 · R
nucleo
M
atomo  M
nucleo
La materia e’… vuota !!
 sfere da un metro a
distanza di 100 chilometri !!
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)

3. 3
Nuclide: ben definito nucleo costituito da un determinato
numero di protoni e di neutroni. Esso viene indicato come:
o spesso più semplicemente dove:
- X indica l’elemento chimico;
- 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
N
A
Z
X X
A
Z
LiLi
7
3
6
3
CCC
14
6
13
6
12
6
isotopi
1
3
21
2
1
HeH
8
16
88
15
78
14
6
ONC
isotoni
NC
14
7
14
6
2
6
43
6
34
6
2
BeLiHe
1
3
22
3
1
HeH
isobari

4. 4
numero di neutroni N
n
u
m
e
r
o

d
i

p
r
o
t
o
n
i


Z
composizione del nucleo atomico: N  Z

5. 5
numero di neutroni N
n
u
m
e
r
o

d
i

p
r
o
t
o
n
i


Z
decadimento 
+
p  n + e
+
+ 
(
22
Na 
22
Ne +e
+
+)
decadimento 
-
n  p + e
-
+ 
(
60
Co 
60
Ni +e
-
+)
Decadimento 
(
241
Am 
237
Np + )
Z
A
X→
Z−2
A−4
Y+
2
4
He

6. Energia di legame per nucleone

7. 7
n  p + e
-
+ 
(
14
C 
14
N + e
-
+ )
decadimento 
-

8. 8
decadimento 
+
p  n + e
+
+ 
(
15
O 
15
N + e
+
+ )

9. 9
cattura elettronica
p + e
-
 n + 
(
7
Be + e
-

7
Li + )

10. 10
decadimento 
(
241
Am 
237
Np + )
HeXX
4
2
4A
2Z
A
Z




11. 11
Talvolta il nucleo “figlio” viene creato in un stato eccitato
Si diseccita emettendo radiazione gamma
(
60
Co 
60
Ni
*
+ e
-
+ )
Decadimento 
60
Ni
*
Emissione 
60
Ni
*

60
Ni + 


60
Ni

12. 12
Le particelle ,  e  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. 13
Legge del decadimento radioattivo
t
N
(
t
)
sorgente
Cont. Geiger

t
eNtN


0
 = 1/
Tempo di decadimento
Tempo di dimezzamentoT
1/2 = ln2/

14. 14
T
1/2 = 25 giorni
T
1/2 = 80 giorni
T
1/2 = 220 giorni
L’attività di ogni sorgente diminuisce nel tempo
Maggiore e’ il valore di T
1/2
piu’ a lungo dura la sorgente

15. 15
L’ attività si misura in Bequerel (Bq)
1 Bq = 1 disintegrazione/secondo
Ancora in uso la vecchia unità: Curie (Ci)
1 Ci = 3.7·10
10
disintegrazioni/secondo
(1 Ci  1 g di Radio 226)
1 Ci = 37 GBq
1 mCi = 37 MBq
1 Ci = 37 kBq

16. 16
Flusso :
Intensita’ di flusso  :
numero di particelle per unita’ di superficie
numero di particelle per unita’ di
superficie e per unita’ di tempo
Diminuiscono con il quadrato della distanza dalla sorgente
10 4 2

17. 17
Unita’ di misura dell’energia
in Fisica nucleare si preferisce misurare l’energia delle particelle
in una unita’ di misura diversa da quella a voi familiare (Joule)
Si usa infatti l’elettronvolt (simbolo eV) e soprattutto i suoi multipli:
keV ossia kiloelettronvolt (1 keV = 10
3
eV)
MeV ossia Megaelettronvolt (1 MeV = 10
6
eV)
1 elettronVolt e’ l’energia cinetica guadagnata da una particella di
carica unitaria (protone, elettrone) accelerata da una differenza
di potenziale di 1 Volt
1 eV = 1.6 10
-19
J
 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

18. 18
Interazione radiazioni - materia
Le modalità di interazione sono molto diverse tra
particelle cariche: , elettroni o positroni
particelle neutre: fotoni (X o ) o neutroni
Lungo il loro percorso le radiazioni ,  o  cedono frazioni
della loro energia agli elettroni del mezzo attraversato

19. 19
Interazione radiazioni - materiaParticelle 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 = 2030 eV.
Così una particella  di energia E = 8 MeV e’ in grado, prima di
arrestarsi nel mezzo, di “rompere” un numero di legami pari a:
5
6
104
20
108
w
E
N 


Si tratta di un numero elevato di “distruzioni”…
Teniamo però presente che in ogni cm
3
di materiale biologico
(assimilato all’acqua) vi sono 3.3·10
22
molecole !!!
2223
AV
1033
18
1
106
M
NN 

 .

20. 20
Interazione radiazioni - materiaParticelle 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 frenamento (Bremsstrahlung): l’elettrone
perde energia emettendo dei raggi X.
I due tipi di perdita di energia, per ionizzazione (S
ion
) e per
frenamento (S
rad) coesistono quindi per gli elettroni
Perdita di energia per
ionizzazione  S
ion
p, , ioni pesanti, elettroni e

frenamento  S
rad

elettroni e

RIASSUMENDO :

21. 21
Interazione radiazioni - materiaParticelle cariche
800
ZE
S
S
ion
rad

Sussiste la relazione (con E misurata in MeV):
Il fenomeno di perdita di energia per frenamento e’ dominante
nei materiali ad alto numero atomico Z
I tubi radiogeni sfruttano questo fenomeno:
il catodo su cui incidono gli elettroni e’ costituito da
Tungsteno (simbolo W, Z=79)

22. 22
Sorgenti artificiali di radiazione
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.
Tubi radiogeni per diagnostica e/o terapia
elettroni
filamento
- HV +
Raggi X
tubo sotto vuoto

23. 23
Interazione radiazioni - materiaParticelle cariche
p, 
e

S
ion
+S
rad
S
ion

24. 24
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 particelle cariche pesanti (protoni e )
sono molto meno penetranti degli elettroni: il loro range e’
circa 1000 volte più 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 e’ maggiore
di quello associato agli elettroni
p, 
e


25. 25
Particelle cariche: Range
 m aria
Range elettroni:  cm plastica
 1 mm Piombo
Sorgenti
radioattive
qualche cm aria
Range alfa:
un foglio di carta
non costituiscono problema
per irraggiamento esterno
N
spessore
Range

26. 26
Particelle cariche: Range
Naturalmente se lo spessore del materiale attraversato e’ minore
Del range, la particelle deposita solo una frazione di energia nel
mezzo.
E
iniz
E = E
iniz- E
fin
E
fin
Se quindi si vuole schermare una sorgente radioattiva che emette
Particelle cariche ( o ) e’ necessario adottare una schermatura
di spessore superiore al range delle particelle stesse

27. 27
Schermature particelle cariche:
: nessun problema
: conviene usare materiali leggeri
800
ZE
S
S
ion
rad

in questo modo si riduce la produzione di fotoni di bremsstrahlung
piombo, tungsteno…
plexiglass

28. 28
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
Effetto fotoelettrico
Effetto Compton
produzione
di coppie e
+
e
-
A differenza delle particelle
cariche, le interazioni dei fotoni
nella materia sono discontinue: tra
una interazione e la successiva
il fotone non cede energia al mezzo

29. Interazione dei
fotoni
Effetto fotoelettrico:
E
e = h -E
b
Effetto Compton:
Creazione coppie e
+
-e
-
:
E
th = 1.02 MeV
E'=
E
1+
E
E
0
(1−cosθ)
σ
Comp
∝
Z
f(E)
σ
pe
∝
Z
4
E
γ
3

30. Importanza relativa dei processi

31. Interazione fotoni in cristallo NaI

32. Percorso di elettroni nel tessuto
E = 20 keV
E = 100 keV
6
,5
c
m
100 micron
7
,1
c
m
200 micron

33. Percorso di elettroni nel tessuto
0.5 cm
1 cm
E = 1 MeV
E = 2 MeV

34. Elettroni da decadimento beta
1 cm
1 cm
Lu-177
Y-90

35. Percorso delle alfa di Ac-225
50 um
E  5,8 MeV

36. LET delle alfa da Ac-225 e figli

37. Effetto delle radiazioni ad alto LET

38. 38
0
2
4
6
8
10
0 20 40 60 80 100 120
spessore
N
x
oeNxN


 = 1/ = libero cammino medio
 = coefficiente di attenuazione lineare
Interazione radiazioni - materia: Fotoni
Assorbimento di un fascio monoenergetico e collimato di fotoni in un
materiale omogeneo

x
o
eNxN





/ = coefficiente di attenuazione massico

39. 39
I coefficienti di attenuazione sono tabulati in funzione dell’energia e del materiale
Interazione radiazioni - materia: Fotoni

40. 40
Interazione radiazioni - materia
neutroni
diffusione – rallentamento - cattura
Z = 0  solo interazioni nucleari

p

n
A

41. 41
La massima perdita energia
si ha quando: m
A  m
n
materiali idrogenati
materiali leggeri
n

+
10
B 
7
Li + 
n

+
6
Li 
3
H + 
n +
1
H 
2
H + 
n + Cd  Cd + 
Cattura:
calcestruzzo o paraffina
“borata”, “litiata”

42. 42
Schermature neutroni
 = sezione d’urto macroscopica
0
2
4
6
8
10
0 20 40 60 80 100 120
spessore
N
x
oeNxN



43. 43
Calcestruzzo
Schermature neutroni:
 Rallentamento
Materiali leggeri: paraffina, H
2
O, calcestruzzo, …
10
B (n,)
7
Li
 Cattura: reazioni nucleari:
6
Li (n,)
3
H
(Cd)
nat
(n,)

44. 44
Rischi da radiazioni ionizzanti:
Irraggiamento:
Sorgente esterna all’organismo
Le radiazioni incidono sul lavoratore
Contaminazione interna:
Sorgente entra nell’organismo a seguito di
Ingestione, inalazione, ....

45. 45
Per quanto detto fino ad ora sulle proprietà delle radiazioni:
irraggiamento:
Contaminazione interna:
Radiazione penetrante:
fotoni
neutroni
Particelle beta di alta energia
Elettroni di alta energia (linac)
Radiazione a corto range:
Particelle beta
Particelle alfa

46. 46
L’uomo 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.)
Comunque i livelli di radiazione naturali sono troppo deboli
per mettere in luce gli effetti dannosi delle radiazioni

47. 47
Grandezze Dosimetriche
Esposizione X
Misura la ionizzazione che raggi X o gamma producono in aria
m
q
X


Si misura in Coulomb/kg
Molto usata e’ la vecchia unita’: il Roentgen [R]
1 R = 2.58·10
-4
C/kg
m
q
+
= q
-
 q
aria

48. 48
Dose assorbita D
Misura l’energia rilasciata dalla radiazione nella unita’ di massa
m
E
D



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
mE
iniz
materiale
qualsiasi
E
finE = E
iniz- E
fin
La dose assorbita D si misura in Gray 1 Gray = 1 Joule/kg
Dose assorbita D ed esposizione X sono ovviamente legate tra loro

49. 49
Fattore di qualità della Radiazione: w
R
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 w
R
raggi X
raggi gamma
elettroni 1
protoni 5
neutroni 5-10-20
particelle 
partic. con Z>2 20

50. 50
Dose equivalente H (si misura in Sievert, Sv)
RwDH 
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
1 Sv nel caso di protoni
4 Sv nel caso di particelle 

51. 51
Fattore di ponderazione per il tipo di tessuto: w
T
I valori del fattore di ponderazione w
T
per i diversi
organi o tessuti sono i seguenti:
Gonadi 0,20
Midollo osseo (rosso)0,12
Colon 0,12
Polmone (vie resp. tor.)0,12
Stomaco 0,12
Vescica 0,05
Mammelle 0,05
Fegato 0,05
Esofago 0,05
Tiroide 0,05
Pelle 0,01
Superficie ossea 0,01
Rimanenti organi/tessuti 0,05
A parità di dose equivalente assorbita, l’importanza del danno biologico
dipende dall’organo o tessuto esposto.

52. 52
Dose efficace (si misura in Sievert, Sv)
 
R
RTR
T
TT
T
T DwwHwE
,
Fattore di
ponderazione
per il tessuto
Equivalente
di dose
al tessuto
Fattore di
qualità della
radiazione
Dose al tessuto T
dovuta alla
radiazione R

53. 53
Gli strumenti di rivelazione delle radiazioni
Dosimetri ambientali
Dosimetri personali
Rivelatori a gas
Camera a ionizzazione, contatore geiger
emulsioni fotografiche
Dosimetri a termoluminescenza

54. 54
gas
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas

55. 55
Principio di funzionamento dei rivelatori a 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

56. 56
funzionano con questo principio:
Contatori Geiger
Camere ad ionizzazione
Penne dosimetriche individuali
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas

57. 57
rivelatori a gas: Camere ad ionizzazione

58. 58
rivelatori a gas: penne dosimetriche individuali

59. 59
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

60. 60
Vari tipi di film-badge
Devono essere
SEMPRE
portati al seguito
Una volta letti, costituiscono un documento
Stabile ed archiviabile della dose ricevuta

61. 61
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
)
precedentemente esposti a radiazione
X
Fotone di luce
Banda di valenza
Banda di conduzione
Livello
metastabile
Calore

62. 62
Alcuni tipi di dosimetri TLD

63. 63
La fase di lettura del dosimetro consiste
nel suo riscaldamento
Un fotomoltiplicatore legge
la luce emessa
Proporzionale al numero di elettroni
intrappolati
Proporzionale alla dose assorbita

64. 64
Dispositivi di protezione e monitoraggio individuali

65. 65
Rischio da irraggiamento esterno
La definizione e la quantificazione del rischio da irradiazione esterna
non puo’ prescindere da tre elementi fondamentali:
1. tempo (durata dell’esposizione): determina in maniera lineare,
a parita’ di condizioni di esposizione, l’intensita’ 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 e’ l’intensita’ di dose alla distanza r
1 dalla sorgente e D
2 e’
l’intensita’ di dose alla distanza r
2 dalla sorgente (esempio:
passando dalla distanza di 1 m a quella di 2 m, l’intensita di dose si
riduce di un fattore 4)

66. 66
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 quantita 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)

67. 67
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.

68. 68
Normativa di radioprotezione
Raccomandazioni di organismi di ricerca internazionali: es. ICRP
(International Commission for Radiation Protection), ICRU (International
Commission for Radiation Units)
Normativa internazionale: es. norme EURATOM
Legislazione italiana:
• Radioprotezione della POPOLAZIONE e dei LAVORATORI:
D.Lgs. 230/1995 integrato e corretto dai D.Lgs. 241/2000 e 257/2001
• Radioprotezione del PAZIENTE: D.Lgs. 187/2000
Livelli Diagnostici di Riferimento (LDR) per prestazioni diagnostiche
Norme di buona preparazione (NBP) dei radiofarmaci

69. 69
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.

70. 70
Dose ai lavoratori e alla popolazione
D.Lgs. 230/95 modificato dal D.Lgs. 241/2000



LIMITI

-Lavoratori Cat. A

-Lavoratori autonomi
e dipendenti da terzi

-Apprendisti e studenti
età  18 a esposti
per lavoro o studio

-Lavoratori Cat. B

-Lavoratori
autonomi e
dipendenti da terzi

-Apprendisti e
studenti
età 16-18 a esposti
per lavoro o studio

-Lavoratori non esposti



-Persone del pubblico



Dose efficace
per esposizione globale
20 mSv per anno
e 100 mSv in 5 anni

6 mSv per anno

1 mSv per anno

Dose equivalente:
Cristallino 150 mSv per anno 50 mSv per anno 15 mSv per anno
Pelle 500 mSv per anno
(1)
150 mSv per anno
(1)
50 mSv per anno
Estremità:
mani,avambr.,piedi, caviglie

500 mSv per anno

150 mSv per anno

50 mSv per anno

(1)
dose media su una qualsiasi superficie di 1 cm
2

indipendentemente dalla superficie esposta.

71. 71


Limitazioni per gruppi particolari di lavoratori 

Gruppi particolari


Limitazioni

Lavoratrici gestanti
(La lavoratrice ha l’obbligo di notificare al datore
di lavoro il proprio stato di gestazione, non
appena accertato)
Non possono svolgere attività in zone
classificate o comunque attività che potrebbero
esporre il nascituro ad una dose che ecceda 1
mSv durante il periodo della gravidanza
Lavoratrici che allattano Non possono svolgere attività con rischio di
contaminazione
Apprendisti e studenti di età 16-18 a
esposti non per lavoro o studio


Apprendisti e studenti di età < 16 a

-Metà dei limiti stabiliti per il pubblico
-Ogni singola esposizione correlata alla loro
attività non può superare un ventesimo dei limiti
annuali stabiliti per il pubblico
-Speciali disposizioni per particolari condizioni
di esposizione

Dose ai lavoratori e alla popolazione

72. 72
Per quanto riguarda la classificazione degli ambienti di lavoro,
la normativa prescrive al datore di lavoro di classificare e
segnalare gli ambienti in cui e 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.

73. 73
La legge prevede che i datori di lavoro, esercenti attivita’
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 fisica
I datori di lavoro esercenti attivita 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
Sorveglianza medica

74. 74
Il tubo a raggi X
Evoluzione dell’immagine
radiografica

75. 75
Fonti di rischio in attività radiologica
Fascio primario
Fonte di rischio maggiore
D  corrente·tempo
D dipende fortemente da kV

76. 76
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

77. 77
Fonti di rischio in attivita’ radiologica
Per una buona macchina RX, la
Radiazione di fuga deve essere
Inferiore ad 1 mGy/h ad 1 metro
Radiazione di fuga

78. 78
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:
80 radiografie al giorno

79. 79

80. 80
TAC: Tomografia Assiale Computerizzata

81. 81
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).
TAC

82. 82
Per quanto attiene le procedure
mammografiche:
con apparecchiature dedicate e
procedure ottimizzate le
esposizioni lavorative risultano di
assoluta irrilevanza
radioprotezionistica.
Mammografia

83. 83

84. 84
Radiologia dentale
Per quanto attiene le procedure
di radiologia dentale:
con apparecchiature dedicate e
procedure ottimizzate le
esposizioni lavorative risultano di
assoluta irrilevanza
radioprotezionistica.

85. 85
Radioimmunologia R.I.A.

86. 86

87. 87

88. 88
Ai fini della protezione dei lavoratori in esso operanti, un Laboratorio
RIA deve essere dotato di:
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.
sistema di ventilazione adeguato alla tipologia e alle quantita 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.

89. 89
Medicina nucleare
La Medicina nucleare si occupa dello studio della morfologia e della
funzionalita’ di alcuni organi del corpo umano, utilizzando sorgenti
emittenti non sigillate (energia dei fotoni emessi: da 100 a 500 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.

90. 90
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.

91. 91
Alcune tabelle utili……

92. 92
Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati “in vivo”
Cat. A: 0.5 Sv/hPer esposizione CONTINUA 40 h settimanali

93. 93
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.

94. 94

95. 95
PET: Tomografia ad Emissione di Positroni
Si utilizzano radiofarmaci contenenti radionuclidi beta+ emettitori.
Ciascun positrone emesso si annichila con un elettrone della materia
E genera due fotoni gamma in direzioni opposte, da 511 keV ciascuno.
Questi vengono rivelati dal tomografo PET.

96. 96

97. 97
Rifiuti radoattivi
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.

98. 98
• 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
Rifiuti radoattivi solidi
I rifiuti solidi derivanti dall’uso di sostanze radioattive a scopo diagnostico
in vivo sono principalmente costituiti da:

99. 99
Rifiuti radoattivi 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.

100. 100
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.

101. 101
LABORATORI CALDI
•avviso zona sorvegliata
•adeguata illuminazione
•adeguata alimentazione elettrica
•adeguata sistema depressione
•adeguati arredi
•adeguata attrezzatura
1- per le preparazioni
2- per la taratura e le misurazioni
3- per la schermatura
4- per la decontaminazione
•eventuale fornitura di acqua e gas
•adeguato sistema di smaltimento
•facile collegamento con sala di
somministrazione

102. 102
Zona filtro

Contaminametro piedi-mani-vestiti
--------
Doccia del tipo passante
(da cui si possa entrare da un lato
ed uscirne dall’altro)-----------------
----------Lavandini (che secondo queste ultime
norme possono essere solo in tali zone e non più
anche nelle zone di preparazione)
Altro materiale
atto alla decontaminazione

103. 103
CELLE O CAPPE SCHERMATE
•al loro interno devono avvenire:
- eluizione dei generatori
- marcatura dei radiofarmaci
- prelievo delle dosi
• hanno funzione di:

- protezione del lavoratore
- protezione del prodotto (da contaminazioni microbiologiche
da contaminazioni con altri prodotti)

104. 104
strumentazione

105. 105
SISTEMA DI SMALTIMENTO

106. 106
[email protected]