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1
Elementi di radioprotezione
P. Corvisiero
a.a.: 2003-2004
http://www.ge.infn.it/~corvi/doc/didattica/
2
sommario
Generalita’ sul nucleo atomico
Leggi del decadimento radioattivo
Elementi di dosimetria
Esempio di calcolo della dose
Interazione radiazione-materia
p, , e, , n
Tipi di decadimento radioattivo, ,
I rivelatori di radiazioni
3
10-8 cm
10-13 cm
Ratomo = 100.000 · Rnucleo Matomo Mnucleo
La materia e’… vuota !!
sfere da un metro adistanza di 100 chilometri !!
Il nucleo e’ composto daProtoni e neutroni interagenti tramite le forze nucleari
Le energie in gioco sono decine di milioni di voltepiu’ elevate delle energie chimiche (elettroni)
4
Nuclide: ben definito nucleo costituito da un determinatonumero 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
NAZ X XA
Z
LiLi 73
63
CCC 146
136
126
isotopi
1321
21 HeH
81688
1578
146 ONC isotoni
NC 147
146
2643
634
62 BeLiHe
1322
31 HeH
isobari
5
numero di neutroni N
num
ero
di pro
toni Z
valle di stabilita` dei nucleiEnergia di legame massima
composizione del nucleo atomico: N Z
6
numero di neutroni N
num
ero
di pro
toni Z
decadimento +
p n + e+ + (22Na 22Ne +e++)
decadimento -
n p + e- + (60Co 60Ni +e-+)
Decadimento
(241Am 237Np + )
HeXX 42
4A2Z
AZ
7
n p + e- +
(14C 14N + e- + )
decadimento -
8
decadimento +
p n + e+ +
(15O 15N + e+ + )
9
cattura
p + e- n +
(7Be + e- 7Li + )
10
decadimento
(241Am 237Np + )
HeXX 42
4A2Z
AZ
11
Talvolta il nucleo “figlio” viene creato in un stato eccitatoSi diseccita emettendo radiazione gamma
(60Co 60Ni* + e- + )
Decadimento 60Ni*
Emissione 60Ni* 60Ni +
60Ni
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Le particelle , e emesse dal nucleo interagiscono con lamateria circostante depositando in essa la loro energia.
Come vedremo l’energia depositata nei tessuti organiciprovoca un danno biologico.
Scopo della radioprotezione e’ appunto quello di valutareed impedire (o quanto meno limitare) il danno biologicosia ai lavoratori professionalmente esposti che al pubblico.
13
Leggi del decadimento radioattivo
La radioattivita` si manifesta con la emissionedi particelle oppure da parte del nucleo,spesso seguite da emissione
tempo
radia
zioni m
isura
te
sorgente
Cont. Geiger
Quale legge segue il decadimento radioattivo ?
14
Leggi del decadimento radioattivo
tOP eNtN NP(t) = numero di nuclei che non sono
ancora decaduti al tempo t
15
tOP eNtN
attività = numero di decadimenti subiti nell’unità di tempo
tNeNdt
tdNta p
to
p
T1/2 = ln2/rappresenta il tempo di dimezzamento
= 1/rappresenta la vita media
Np = nuclei precursori (“parents”)N0 = nuclei iniziali
= costante di decadimento rappresenta laprobabilita` di decadimento nell’unita` di tempo
0
20
40
60
80
100
120
0 20 40 60 80 100t
16Vita media lunga = ritmo di decadimento lento
17Vita media lunga = ritmo di decadimento meno lento
18Vita media lunga = ritmo di decadimento rapido
19
T1/2 = 25 giorni
T1/2 = 80 giorni
T1/2 = 220 giorni
L’attivita’ di ogni sorgente diminuisce nel tempoMaggiore e’ il valore di T1/2 piu’ a lungo dura la sorgente
20
L’ attività si misura in Bequerel (Bq)
1 Bq = 1 disintegrazione/secondo
Molto usata tutt’oggi la vecchia unita’: il Curie (Ci)
1 Ci = 3.7·1010 disintegrazioni/secondo(1 Ci 1 g di Radio 226)
1 Ci = 37 GBq
1 mCi = 37 MBq
1 Ci = 37 kBq
21
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 l’aumentare della distanza dalla sorgente
10 4 2
22
Esempio: calcolare l’intensita’ di flusso di particelle beta alla distanza r = 2 metri (nel vuoto) da una sorgente di 60Co di attivita’ a = 6 MBq
2sfera r4
aS
a
scmpart94112004106
r4a 2
2
6
2 //.
r 60Co
La sorgente emette ogni secondo6·106 particelle beta
ogni secondo sulla sfera di raggio r incidono 6·106 particelle beta
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La sorgente di una cobaltoterapia corrisponde a qualche centinaio di Ci, pari quindi a circa 1012 Bq
Usando la formula: 2sfera r4
aS
a
Vediamo per esempio che ogni cm2 di superficie, posto ad una distanza di un metro dalla sorgente, e’ investito da circa 107 radiazioni ogni secondo
Questo vale per il paziente ma anche per gli operatori !
Cuffiaschermante pazi
en
te
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Unita’ di misura dell’energia
in Fisica nucleare si preferisce misurare l’energia delle particellein 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 = 103 eV)MeV ossia Megaelettronvolt (1 MeV = 106 eV)
1 elettronVolt e’ l’energia cinetica guadagnata da una particella di carica unitaria (protone, elettrone) accelerata da una differenzadi potenziale di 1 VoltCosi’, elettroni accelerati da una d.d.p. di 6 MVolt possiedono unaEnergia cinetica pari a 6 MeV
I fenomeni chimici (che coinvolgono gli elettroni) hanno energiecaratteristiche dell’ordine degli eV I fenomeni nucleari (che coinvolgono i nucleoni all’interno del nucleo) hanno energie caratteristiche dell’ordine dei MeV
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Altre sorgenti di radiazioneMacchine radiogene
LINAC : acceleratori lineari di elettroniEssi sono presenti in molti ospedali per la terapia antitumorale.Producono fasci di elettroni di energia relativamente alta, chepuo’ raggiungere la decina di MeV.
Generatori di raggi X per diagnostica e/o terapia
elettronifilamento
- HV +
Raggi X
tubo sotto vuoto
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Interazione radiazioni - materia
Le particelle , e emesse dalla sorgenti radioattive, i raggi XDelle macchine radiogene e gli elettroni dei LINAC interagisconocon i materiali nei quali si propagano (es. aria, materiali biologici, …)
Le modalita’ di interazione sono molto diverse a seconda che si parlidi particelle cariche: o elettronioppure di particelle neutre: raggi X, fotoni e neutroni
Lungo il loro percorso cedono frazioni della loro energia agli elettroni del mezzo attraversato
I neutroni sono generati da interazioni degli elettroni acceleratidai LINAC con i materiali da essi colpiti
I neutroni costituiscono un ulteriore sorgente di radiazionidalla quale proteggere lavoratori profess. esposti e popolazione
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Interazione radiazioni - materia Particelle cariche
Perdono energia per ionizzazione: cedono cioe’ agli elettroni del mezzo energia sufficiente a “staccarli” dall’atomo al qualesono legati dalla forza di Coulomb.Se il mezzo e’ un materiale biologico, queste ionizzazioni creano un danno in quanto spezzano legami molecolari ed alterano quindidal punto di vista chimico i tessuti.
I legami chimici sono caratterizzati da energia w = 2030 eV.Cosi’ una particella di energia E = 8 MeV e’ in grado, prima di arrestarsi nel mezzo, di “rompere” un numero di legami pari a:
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10420108
wE
N
Si tratta di un numero elevato di “distruzioni”…Teniamo pero’ presente che in ogni cm3 di materiale biologico (assimilato all’acqua) vi sono 3.3·1022 molecole !!!
2223AV 1033
181
106M
NN
.
28
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 diperdita di energia per irraggiamento (Bremsstrahlung): l’elettroneperde energia emettendo dei raggi X.
I due tipi di perdita di energia, per ionizzazione (Sion) e per Irraggiamento (Srad) coesistono quindi per gli elettroni
Perdita di energia per
ionizzazione Sion p, , ioni pesanti, elettroni e
irraggiamento Srad Elettroni e
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Interazione radiazioni - materia Particelle cariche
800ZE
S
S
ion
rad
Ecrit = 800/Znel piombo (Z=82): Ecrit 10 MeV in acqua o aria (Z 8): Ecrit 100 MeV
Sussiste la relazione (con E misurata in MeV):
Il fenomeno di perdita di energia per irraggiamento e’ dominantenei materiali ad alto numero atomico Z
I generatori di raggi X funzionano appunto (vedi prima) sfruttandoQuesto fenomeno: il catodo su cui incidono gli elettroni e’ infatti Tungsteno (simbolo W, Z=79)
I raggi X usati in diagnostica e/o terapia hanno origine dalla interazione degli elettroni con il catodo
30
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche
p,
eSion+Srad
Sion
31
Particelle cariche: Range
Si chiama Range (o percorso) lo spessore penetrato da unaparticella all’interno di un materiale prima di arrestarsi
A parita’ di energia particelle cariche pesanti (protoni e )Sono molto meno penetranti degli elettroni: il loro range e’circa 1000 volte piu’ corto Depositano quindi la stessa quantita’ di energia in un volume di
materia estremamente piu’ piccolo: per questo motivo il dannobiologico associato alle particelle cariche pesanti e’ maggioredi quello associato agli elettroni
p,
e
32
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche: Range
N
spessoreRange
m ariaRange elettroni: cm plastica 1 mm Piombo
Sorgentiradioattive
qualche cm ariaRange alfa: un foglio di carta
non costituiscono problemaper irraggiamento esterno
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Particelle cariche: Range
Naturalmente se lo spessore del materiale attraversato e’ minoreDel range, la particelle deposita solo una frazione di energia nelmezzo.
Einiz
E = Einiz- Efin
Efin
Se quindi si vuole schermare una sorgente radioattiva che emetteParticelle cariche ( o ) e’ necessario adottare una schermaturadi spessore superiore al range delle particelle stesse
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Schermature particelle cariche:
: nessun problema
: conviene usare materiali leggeri800ZE
S
S
ion
rad
in questo modo si riduce la produzione di fotoni di bremsstr.
piombo, ferro, rame …
plexiglass
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Interazione radiazioni - materia Fotoni
A differenza delle particelle cariche i fotoni non interagisconoIn maniera continua con la materia, ma in maniera stocastica:Esiste cioe’ una probabilita’ di interazione con la materia (quellache i fisici chiamano Sezione d’urto)
Le interazioni sono discontinue: tra una interazione e la successivail fotone non cede energia al mezzo
E
E’
E”
Il fotone entra nel mezzo con energia E ed esce con energia E”
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Interazione radiazioni - materia Fotoni
Effetto fotoelettrico
Effetto Compton produzionedi coppie e+e-
37
Interazione radiazioni - materia Fotoni
Quindi i fotoni, a seguito della loro interazione con la materia,qualsiasi sia il meccanismo di interazione (fotoelettrico, Comptono produzione di coppie) mettono in moto degli elettroni.
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
fotoni ed elettroni, specie ad alta energia, producono gli stessi effetti propagandosi nei materiali.
brem
sstr
prod
uz.cop
pie e+e- e+e- e+e-
prod
uz.cop
pie
prod
uz.cop
pie
brem
sstr
brem
sstr
Sono i cosiddetti sciami elettromagnetici.
38
0
2
4
6
8
10
0 20 40 60 80 100 120
spessore
N xoeNxN
= 1/ = libero cammino medio
PiomboCalcestruzzo
Z5 (fotoelettrico)probab. interazione Z (Compton) Z2 (prod. coppie)
= coefficiente di attenuazione/assorbimento
Interazione radiazioni - materia Fotoni
39
I coefficienti di attenuazione/assorbimento sono tabulati in funzionedell’energia e dei vari materiali
Interazione radiazioni - materia Fotoni
40
Interazione radiazioni - materia neutroni
diffusione – rallentamento - cattura
Z = 0 solo interazioni nucleari
p
n
A
41
La massima perdita energiasi ha quando: mA mn
materiali idrogenatimateriali leggeri
n + 10B 7Li + n + 6Li 3H + n + 1H 2H + n + Cd Cd +
Cattura:
calcestruzzo o paraffina“borata”, “litiata”
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Schermature neutroni
= sezione d’urto macroscopica
0
2
4
6
8
10
0 20 40 60 80 100 120
spessore
N xoeNxN
43
Calcestruzzo
Schermature neutroni:
Rallentamento Materiali leggeri: paraffina, H2O, calcestruzzo, …
10B (n,)7Li Cattura: reazioni nucleari: 6Li (n,)3H (Cd)nat(n,)
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Rischi da radiazioni ionizzanti:
irraggiamento:
Sorgente esterna all’organismoLe radiazioni incidono sul lavoratore
Contaminazione interna:
Sorgente entra nell’organismo a seguito di Ingestione, inalazione, ....
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polmoni linfonodi
fegato reni
tiroide
ossa
..….......
ferita
cute
apparato gastro intest.
polmoni e liquidi intercell.
ingestione inalazione esalazione
feci urine
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Per quanto detto fino ad ora sulle proprieta’ delle radiazioni:
irraggiamento:
Contaminazione interna:
Radiazione penetrante:fotonineutronielettroni alta energia (linac)
Radiazione a corto range:Particelle betaParticelle alfa
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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 protezionedalle radiazioni sia per il personale addetto al loro funzionamento che perla popolazione nel suo insieme.
La sorveglianza e il monitoraggio continuo dei livelli di radiazione sono responsabilità 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 “pericolosità” delle radiazioni è andata aumentando e le norme di sicurezza adottate su scala mondiale sono diventate sempre più restrittive.
48
Il genere umano è da sempre esposto a varie forme di radiazione naturale costituite dai raggi cosmici e da tutti gli elementi radioattivi naturali (40K, 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
49
Gli effetti dannosi delle radiazioni divennero evidenti solo alla finedell’800 quando, in seguito alla scoperta dei raggi X (Roentgen) edella radioattivita’ (Bequerel) furono disponibili intense sorgentidi radiazione.
Solo un mese dall’annuncio della scoperta dei raggi X da parte diRoentgen (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.
50
Molti malcapitati ricevettero come ricostituente iniezioni di materiali contenenti Radio e Torio e furono successivamente colpiti da tumore.
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.
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 anormalità.
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.
51
Le lesioni da incorporazione 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. Inoltre si notò che i minatori che lavoravano nelle miniere di cobalto della Sassonia e nelle miniere di pecblenda in Cecoslovacchia, entrambe contenti 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, prodottidi decadimento dell’uranio: la concentrazione di Radon emesso dalle pareti dei tunnel nell’aria respirata, soprattutto a causa della scarsaventilazione, è estremamente elevata in miniera. Oggi per legge è imposta una ventilazione forzata delle miniere e turni di lavoro limitati per i minatori.
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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 discendentisecondo 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 i più gravi ed insidiosi 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.
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Negli anni seguenti fu annunciato l’aumento di frequenza di altre formetumorali 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 dellericadute radioattive (fallout) conseguenti alle esplosioni nell’atmosfera di ordigni bellici nucleari di prova iniziò purtroppo anche il fenomeno dipiccole dosi annue ricevute costantemente da vastissime popolazioni diinteri continenti 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 sviluppoembrionale e fetale. Furono soprattutto le ricerche sistematiche deiconiugi Russel che mostrarono le capacità lesive delle radiazioni sullaorganogenesi che si verifica nell’embrione umano nei primi mesi dalconcepimento, anche per dosi non elevate. Nasce così una speciale formadi protezione per le donne durante la gravidanza ed in generale per le donne in età fertile.
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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.
Effetti biologici delle radiazioni ionizzanti
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: attraversoprocessi che tutt’oggi non sono ben noti, possono indurre cambiamenti biologicamente significativi nelle molecole stesse che possono essere causa di un loro malfunzionamento.
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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.
56
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
studi ed esperimenti effettuati su animali da laboratorio
Negli ultimi anni è stato compiuto un considerevole sforzo per determinare gli effetti delle radiazioni sul corpo umano.
57
Lo stato attuale di conoscenza in questo campo può essere riassunto come segue:
esiste una informazione ben documentata sugli effetti di esposizioneacuta (cioè limitata nel tempo) ad alte dosi
poiché gli effetti, se davvero esistono, sono estremamente rari, esiste una limitata conoscenza per quanto concerne:
• dosi acute non troppo elevate e non ripetute;
• basse dosi acute ripetute occasionalmente;
• bassissime dosi croniche.
58
Le assunzioni conservative che vengono fatte nel campo dellaradioprotezione sono le seguenti:
esiste una relazione lineare dose-effetto per qualsiasi esposizione, da quelle acute a quelle croniche, indipendentemente dalla intensità della dose ricevuta: il danno è proporzionale alla dose integrale assorbita
Non vi è alcuna soglia sulla dose da radiazione, al di sopra della quale l’effetto si manifesta, 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.
59
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“ e’ proporzionale alla “dose assorbita”, ossia alla 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
L’equivalente di dose assorbita si esprime in Sievert (Sv)
60
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
Come sappiamo collegare il “danno” alla dose ?
L’uso pacifico dell’energia nucleare e’ senza dubbio l’attivita’ con il maggiore e piu’ 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
61
Come stabilisce gli standard di radioprotezione ?
dose
Eff
ett
o
Dai dati sperimentali
Nella zona a basse dosi gli effetti sono immisurabili
??
L’ICRP assume che una dose, comunque piccola, produce un danno:non vi e’ soglia, la curva passa per l’origine
62
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.
Le raccomandazioni dell’ICRP
nessuna attività umana deve essere accolta a menoche la sua introduzione produca un beneficio nettoe dimostrabile
1
ogni esposizione alle radiazioni deve essere tenutaTanto bassa quanto è ragionevolmente ottenibile in base a Considerazioni sociali ed economicheprincipio “ALARA”: As Low As Reasonably Achievable
2
l’equivalente di dose ai singoli individui non devesuperare i limiti raccomandati3
63
Distinto rispettivamente in:1.2510-2 Sv-1 per la cancerogenesi0.410-2 Sv-1 per gli effetti ereditari
Sulla base dei dati sperimentali relativi ad alte dosi e assumendo una relazione lineare dose-effetto, si ricava l’ indice di rischio globale (RIM)
RIM = 1.6510-2 eventi gravi per Sv ricevuto
Cosa significa? Vediamo un esempio
Un tecnico radiologo operante in un servizio di radiologia ospedaliero assume in media 0.2 mSv/anno: quale e’ la probabilita’ p che, alla fine del suo periodo lavorativo, contragga una grave malattia?
Poiche’ il periodo lavorativo e’ pari a 50 anni, la Dose totale assuntanell’arco dell’intero periodo lavorativo varra’: H = [0.2 mSv/anno]·[50 anni]= 10 mSv = 1·10-2 Sv
P = H·RIM = 1.6·10-4
Cioe’, in media, solo un tecnico su sedicimila si ammala.
Equivale ad aver fumato in tutta la vita solo 90 sigarette !!
64
Il limite per i lavoratori professionalmente esposti e’:100 mSv in 5 anni (cioe’ in media 20 mSv/anno)
Supponendo un periodo lavorativo di 50 anni, il lavoratore alla fine della attivita’ potra’ al massimo aver assorbito 1 Sv
Poiche’ il RIM = 1.6510-2 eventi gravi per Sv ricevuto
per questo lavoratore esistera’ una probabilita’ dello 1.65% di contrarre una malattia grave dipendente dalla sua intera attivita’ lavorativa (50 anni)
Stiamo parlando di probabilita’, non di certezza
I limiti di dose
L’ICRP distingue due categorie:a) Gli individui esposti per motivi professionalib) La popolazione nel suo insieme
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I limiti di dose
L’ICRP distingue due categorie:a) Gli individui esposti per motivi professionalib) La popolazione nel suo insieme
Questo valore coincide con quello dovuto alla radioattivita’ naturale (raggi cosmici, 222Rn, 40K, 14C, … )
Esiste una probabilita’ su 100.000 di contrarre durante l’intera vita una grave malattia per esposizione naturale a dosi di 1 mSv/anno
Il limite di dose per le persone del pubblico è: 1 mSv per anno solare
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1 2 3 4 5
100 mSvin 5 anni
50 mSv/anno
100
50
H (mSv)
anni
esempio di profilo temporale di dose per un lavoratore professionalmente esposto
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Confronto di pericolosita’ tracentrali a carbone e centrali nucleari
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Tipo di rischio riduzione di aspettativa di vita
0.35 mSv/yr
0.1 mSv/yr
Riduzione dell’aspettativa di vita (in giorni)in funzione del particolare tipo di rischio
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Attivita’ con RIM = 10-6
100 Sv
70
71
Gli incidenti nucleari della storia
Ottobre 1957: Windscale, InghilterraIncendio del moderatoreFuoriuscita di I-131 e Cs-137Non vi furono vittime “dirette”Dose individuale massima alla popolazione: 160 mSv alla tiroide
Marzo 1975: Browns Ferry Alabama, USAIncendio impianto elettricoNon vi fu fuoriuscita di materiale radioattivo
28 Marzo 1979: Three mile Island, USAFusione del combustibileEmissione di gas radioattivi (Xe-133 e I-131)Dose individuale massima alla popolazione: 0,4 mSv(un terzo della radioattivita’ naturale)
26 Aprile 1986: Chernobyl, URSSFusione del combustibileEmissione di gas e fumi radioattiviMorirono 31 persone per esposizione ad alte dosi(vigili del fuoco e soccorritori)Furono evacuate 150.000 persone
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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.
L’incidente avvenne nel corso di un esperimento,
per consentire il quale, gli operatori disattivarono manualmente tutti i sistemi di
sicurezza !!!
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Gli effetti della nube di Chernobyl in Italia
Irraggiamento esterno dovuto alla presenza di sorgentiRadioattive circostanti l’individuo (nell’aria e al suolo)
Trascurabile: le radiazioni restaronoDisperse in atmosfera per pochi giorni
Contaminazione interna: dovuta all’ingestionee alla inalazione di materiale radioattivo
Dipendente dai cibi e dalle bevande assunte. Non e’ rimastalimitata al passaggio della nube, ma e’ continuata nel tempoa causa dell’immissione dello I-131 e soprattutto del Cs-137nella catena alimentare (il Cs-137 ha una vita media di 30 anni)
pioggia terreno vegetali animali
uomoacqua potabile
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polmoni linfonodi
fegato reni
tiroide
ossa
..….......
ferita
cute
apparato gastro intest.
polmoni e liquidi intercell.
ingestione inalazione esalazione
feci urine
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Sulla base dei molti dati sperimentali e sulla base dimodelli matematici si puo’ calcolare il valore della“dose impegnata” dagli individui della popolazione
La dose impegnata e’ la dose assorbita durante il passaggiodella nube sommata a quella che la popolazione continuera’ad accumulare per tutti gli anni futuri a causa degli alimentiancora contaminati
Si ricava che la dose impegnata e’ inferiore ad 1 mSv
Assolutamente confrontabile con la dose naturale
Questa piccola dose comporta un piccolo aumento di rischio
Statisticamente in Italia nei 30-35 anni successivi all’incidente di Chernobyl: i tumori potrebbero aumentare di circa 700 casi le malattie genetiche gravi di circa 60 casi
Detto cosi’ fa una certa impressione….
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Detto cosi’ 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
Nessuno riuscira’ mai ad evidenziare queste poche centinaia
di casi letali “dovuti a Chernobyl”, se mai ci saranno …
Ma “5” e “3.5” non sono numeri “esatti”: sono soggetti aquelle che si chiamano “fluttuazioni statistiche”.
Tali fluttuazioni sono dell’ordine di varie migliaia
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Grandezze Dosimetriche
Esposizione X
Misura la ionizzazione che raggi X o gamma producono in aria
mq
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
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Dose assorbita D
Misura l’energia rilasciata dalla radiazione nella unita’ di massa
mE
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
mEiniz
materiale qualsiasi
EfinE = Einiz- Efin
La dose assorbita D si misura in gray 1 gray = 1 Joule/kg
Dose assorbita D ed esposizione X sono ovviamente legate tra loro
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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 prodottePer 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 gammaelettroni 1
protonineutroni 10
particelle partic. con Z>2 20
80
Dose equivalente H
QDH
Quindi una dose assorbita, per esempio, pari a 200 mgray corrispondead 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
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Gli strumenti di rivelazione delle radiazioni
Dosimetri ambientali
Dosimetri personali
Rivelatori a gasCamera a ionizzazione, contatore geiger
emulsioni fotografiche
Dosimetri a termoluminescenza
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gas
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas
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Principio di funzionamento dei rivelatori a gas
La radiazione ionizza le molecole del gas di riempimentoGli ioni + e gli elettroni – sono accelerati dal campo elettricoInterno al rivelatore e raccolti dalle armature
La carica raccolta Q induce una differenza di potenzialeai capi del condensatore di capacita’ C
V = Q/C
Dalla misura di V si risale a Q e quindi alla Esposizione
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funzionano con questo principio:Contatori GeigerCamere ad ionizzazionePenne dosimetriche individuali
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas
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rivelatori a gas: Camere ad ionizzazione
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rivelatori a gas: penne dosimetriche individuali
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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
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Vari tipi di film-badge
Devono essere SEMPRE
portati al seguito
Una volta letti, costituiscono un documentoStabile ed archiviabile della dose ricevuta
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Dosimetri a termoluminescenza (TLD)
Principio fisico di funzionamento
Termoluminescenza = emissione di luce, a seguito di riscaldamento daparte di alcuni materiali isolanti (CaF2, LiF, BeO, CaSO4, Li2B4O7)
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Struttura a bande di un isolante
Banda valenza
Banda conduzione
Banda proibitaEnerg
ia
L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.
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Struttura a bande di un isolante
La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacunedopo aver migrato nel cristallo (luminescenza)
Banda valenza
Banda conduzione
Banda proibitaEnerg
ia
L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.
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Struttura a bande di un isolante
Banda valenza
Banda conduzione
Banda proibitaEnerg
ia
trappola
Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita
La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacunedopo aver migrato nel cristallo (luminescenza)
L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.
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Struttura a bande di un isolante
Banda valenza
Banda conduzione
Banda proibitaEnerg
ia
trappola
Finche’ il cristallo non viene riscaldato (lettura). L’energia termicasomministrata libera l’elettrone dalla trappola. Esso ritorna alla banda di valenza e nel processo viene emessa luce (Termoluminescenza)
Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita
La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacunedopo aver migrato nel cristallo (luminescenza)
L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.
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La fase di lettura del dosimetro consiste quindi nel suo riscaldamento
Un fotomoltiplicatore legge la luce emessa
Prporzionale al numero di elettroniintrappolati
Proporzionale alla dose assorbita
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Alcuni tipi di dosimetri TLD
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Dispositivi di protezione e monitoraggio individuali
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Esempio di calcolo di dose
Dose assorbita - Esposizione
dmdQ
X RX10748GyD
ariaen
Men3M
/
/.
dxdE1
dt
d
dxdE1
Dpartic.cariche
E
dt
dED enenfotoni
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Schema di decadimento del 60Co
-
g.s. 0+
4+
1.17 MeV
2+
1.33 MeV
60Co (5.26 y)
60Ni
0.312 MeV
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Esempio: calcolo della dose
A = 100 Ci di 60Co
d = 1.5 m60CoA = 3.7·106 Bq
Ad ogni disintegrazione il 60Co emette:
1 di energia 0.312 MeV
1 di energia 1.17 MeV
1 di energia 1.33 MeV 2 di energia 1.25 MeV
100
=x
particelle
Sono comunque facilmente schermabili:e’ sufficiente 1 mm di plexiglass: plex 1000 aria xplex 1/1000 xaria
x = / = 80 cmnon irraggiano il lavoratore (d=1.5 m) comunque intensa sia la sorgente
101
E
dt
dED enen
E = 1.25 MeV
22
226.2 /
4A
cm sr
γ
en /
radiazione
102
Costante Intensita’ di esposizione (R/h)per sorgente di attivita’ 1 Ci alla distanza di un metro
103
hmR1085X
hR1085252
1031
d
AX
2
54
2
/.
/..
.
Per una esposizione continua di 2000 ore(40 h/settimana, 50 settimane lavorative)
X = 5.8·10-2 · 2 ·103 = 120 mR/anno
1 mR 8·7 ·10-3 mSv
H = 8·7 ·10-3 · 120 = 1 mSv/anno
104
Fondo naturale: 1.5 mSv/anno
Impiego sanitario: 1 mSv/anno
Per confronto:
probab. danno somatico “grave”
5·10-2 per Sv 5·10-5 per mSvprobab. danno genetico
1.3·10-2 per Sv 1.3·10-5 per mSv
H = 1 mSv/anno Sorgente 60Co da 100 Ciesposizione continua per 1 annoalla distanza di 1,5 m
105
Ricordiamo ancora una volta i Limiti di dose:
Popolazione: H < 1 mSv/anno
Lavoratori esposti
Categoria B: H < 6 mSv/anno
Categoria A: H < 100 mSv in 5 anni H < 20 mSv/anno
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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.
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I lavoratori esposti non classificati in categoria A sono classificati in categoria B.
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).
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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.
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La legge prevede che i datori di lavoro, esercenti attivita’ comportantila 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 medicocentrale 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 medicicompetenti nel caso di lavoratori esposti di categoria B
Sorveglianza medica
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Il tubo a raggi X
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Fonti di rischio in attivita’ radiologica
Fascio primario
Fonte di rischio maggiore D corrente·tempoD dipende fortemente da kV
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Fonti di rischio in attivita’ radiologica
Radiazione diffusa
di gran lunga meno intensodel fascio primario
La sua intensita’ e’ inferiore allo 0.1% dell’intensita’ del fascio primario
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Fonti di rischio in attivita’ radiologica
Per una buona macchina RX, laRadiazione di fuga deve essereInferiore ad 1 mGy/h ad 1 metro
Radiazione di fuga
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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:
D1r12 = D1r1
2
dove D1 e’ l’intensita’ di dose alla distanza r1 dalla sorgente e D2 e’ l’intensita’ di dose alla distanza r2 dalla sorgente (esempio: passando dalla distanza di 1 m a quella di 2 m, l’intensita di dose si riduce di un fattore 4)
115
3. disponibilità di schermature: la radiazione viene attenuata a seguitodell’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)
116
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.
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le procedure radiografiche tradizionali
Durante l’attivita radiologica tradizionale, il personale staziona normalmente in un box comandi schermato: un progetto ottimizzatodi 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
118
TAC
119
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 comandirisultano 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
120
Per quanto attiene le procedure mammografiche:
con apparecchiature dedicate e procedure ottimizzate le esposizioni lavorative risultano di assoluta irrilevanza radioprotezionistica.
Mammografia
121
Radiologia dentale
Per quanto attiene le procedure di radiologia dentale:
con apparecchiature dedicate e procedure ottimizzate le esposizioni lavorative risultano di assoluta irrilevanza radioprotezionistica.
122
Radioimmunologia R.I.A.
123
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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’ indispensabileutilizzare 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.
125
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 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.
126
Alla base della formazione di una immaginescintigrafica e’ la possibilita, accostandoal corpo del paziente un rivelatoredi radiazioni, di rivelare i fotoni emessidalla sostanza somministrata; i segnaliprodotti dal rivelatore, opportunamenteprocessati 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.
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Alcune tabelle utili……
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Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati “in vivo”
Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati “in vitro”
Cat. A: 0.5 Sv/hPer esposizione CONTINUA 40 h settimanali
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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 solidiradioattivi, prima del loro smaltimento.
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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.
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• 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 venutoa 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:
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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.
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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.
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