RADIOPROTEZIONE IN PET Prof Tolmino Corazzari Laboratorio Universitario di Fisica Medica

RADIOPROTEZIONE IN PETRADIOPROTEZIONE IN PET

Prof Tolmino Corazzari

Laboratorio Universitario di Fisica Medica

• ESPOSIZIONI MEDICHEESPOSIZIONI MEDICHE

• ESPOSIZIONI OCCUPAZIONALIESPOSIZIONI OCCUPAZIONALI

• ESPOSIZIONI PUBBLICOESPOSIZIONI PUBBLICO

TIPOLOGIE DI ESPOSIZIONE A TIPOLOGIE DI ESPOSIZIONE A RADIAZIONI IONIZZANTIRADIAZIONI IONIZZANTI

ICRP (International Commission on Radiological Protection) ICRP (International Commission on Radiological Protection)

OccupationalOccupational PublicPublic

Effective doseEffective dose 20mSv 20mSv y, averaged over 5 y and not more than 50 50 mSvmSv in any 1 y

1 mSv1 mSv y

Equivalent doseEquivalent dose

Lens of the eye

Skin

Hands and feet

150 mSv y

500 mSv y

500 mSv y

15 mSv y

50 MSv y

Table: dose limits recommended by the IRCP (1)

La dose assorbita è l'energia che l'unità di massa di una sostanza assorbe dalla radiazione. L'unità di misura, il gray, corrisponde all'unità di energia (1 J) divisa per l'unità di massa (kg). Nel sistema c.g.s. (centimetro-grammo-secondo) unità di misura della dose arrorbita era il rad (acronimo di: radiation absorbed dose). La conversione rad-gray è: 1 rad = 0.01 Gy. La dose equivalente è la dose assorbita moltiplicata per l'efficacia biologica relativa (EBR) del particolare tipo di radiazione considerata.

1 Sv è la dose assorbita da una qualsiasi radiazione che ha la stessa efficacia biologica di 1 Gy di raggi X. Nel sistema c.g.s. (centimetro-grammo-secondo) la dose equivalente era misurata in REM (acronimo di: roentgen equivalent man), corrispondente alla dose misurata in rad moltiplicata per l'EBR.

http://www.science.unitn.it/~labdid/sisint/siC_cgs/si_cgs.html








Limiti di dose annuaLimiti di dose annua

• Dose equivalente totale effettiva al corpo intero: 5 rem (50mSv)5 rem (50mSv)

• cristallino: 15 rem (150mSv)• Somma della dose profonda e delle

dosi equivalenti impegnate in tutti i restanti tessuti corporei ed estremità: 50 rem (500mSv)50 rem (500mSv)

• feto: 0.5 rem (5mSv)0.5 rem (5mSv)

ICRP (1)

ESPOSIZIONI MEDICHEESPOSIZIONI MEDICHE

La dose radiante al paziente PET è paragonabile a quella che si ha con diverse procedure di diagnostica medico nucleare ad emissione di singolo fotone.

La dose assorbita è limitata dalla breve emivita fisica dei radionuclidi PET.

La dose assorbita è inoltre limitata dalla massima quantità di attività somministrata al paziente (es: Paziente di 70 kg - per acquisizione con camera a coincidenza si somministrano 200 MBq, per acquisizione con tomografo PET-BGO si somministrano 370-500 MBq).

DOSIMETRIA INTERNADOSIMETRIA INTERNA

La dose di esposizione di un paziente con FDG nelle varie direzioni (1 mt di distanza dalla superficie)

Frontale: 116 ± 13 μSv/h*GBq

Laterale: 64 ± 13 μSv/h*GBq

Testa: 46 ± 6 μSv/h*GBq

Piedi: 16 ± 3 μSv/h*GBq

Dr. Guasti AOUC - FirenzeDr. Guasti AOUC - Firenze

Argomenti da considerare in tema di Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PETradioprotezione PET

• Regole generali / Considerazioni pratiche

• Perchè la PET è diversa?

• Pericolo di irradiazione esterna

• Misure per ridurre la dose al personale






> 100 mrem/hr

> 500 rem/hrCamera calda, gamma-camera

Rateo di esposizioneRateo di esposizione

Dosimetri personaliDosimetri personali

Etichetta su superficie palmare

della mano

Dosimetro pettorale

Strumenti di sorveglianzaStrumenti di sorveglianza

““Good practise” in laboratorioGood practise” in laboratorio

• Coprire e mantenere l’igiene delle superfici di lavoro• Uso corretto del materiale d’uso in camera calda• Lavare frequentemente le mani

Cosa Cosa nonnon fare in laboratorio!!! fare in laboratorio!!!

• Non bere• Non mangiare• Non fumare• Non truccarsi








• Perchè la PET è diversa?Perchè la PET è diversa?



Perchè la PET è diversa?Perchè la PET è diversa?

• I radionuclidi PET hanno una elevataelevata “Exposure “Exposure Rate Constant” (ERC) - Costante di Rate Constant” (ERC) - Costante di esposizioneesposizione rispetto ai “tradizionali” radionuclidi utilizzati in medicina nucleare.

• ElevataElevata energia fotonica.

• BreveBreve emivita.

Perchè la PET è diversa: Perchè la PET è diversa: “EXPOSURE RATE CONSTANTS”“EXPOSURE RATE CONSTANTS”

• La “Exposure Rate Constant” (ERC) di un radionuclide è la velocità di esposizione (Roentgens per hr) misurata ad 1 cm dalla sorgente con una attività di 1 mCi.

• Per gli emettitori di positroni, ERC è circa 6 6 R/hr per 1 mCi a 1 cmR/hr per 1 mCi a 1 cm..

Exposure Rate ConstantsExposure Rate Constants

RadionuclideRadionuclide ERC (R/hr/mCi a 1 cm)ERC (R/hr/mCi a 1 cm)

Fluorine-18Fluorine-18 6.06.0

Indium-111 3.4

Gallium-67 1.1

Technetium-99m 0.6

Thallium-201 0.4

Exposure Rate ConstantsExposure Rate Constants

RadionuclideRadionuclide Admin. Act. Admin. Act. (mCi)(mCi)

ERCERC

(mR/hr at (mR/hr at 1 mt1 mt))

Fluorine-18Fluorine-18 12.012.0 4.04.0

Technetium-99m 30.0 0.6

Gallium-67 10.0 0.4

Indium-111 0.5 0.06

Thallium-201 4.0 0.05

Radionuclide: Tc-99m Emission Energy: 140 KeV Exposure rate constant: 0.06 mrem/hr per mCi (in air)

One meter from the patient, receiving 15 mCi Tc-99m MDP, the dose rate is ~ 0.06 mrem/hr.

Radionuclide Physical DataRadionuclide Physical Data

Radionuclide: F-18 Emission Energy: 511 KeV Exposure rate constant: 0.72 mrem/hr per mCi (in air)

One meter from the patient, receiving 15 mCi F-18 FDG, the dose rate is 6.2 mrem/hr (due to self-absorption by the Energy patient).

Perchè la PET è diversa: Perchè la PET è diversa: ENERGIA FOTONICAENERGIA FOTONICA

• Energia fotonica per gli emettitori di positroni è 511KeV511KeV..

• Questa elevata energia fotonica è più difficile da schermare rispetto ai radionuclidi “tradizionali”.

RADIONUCLIDI PETRADIONUCLIDI PET

EEββMaxMax EEɣɣ TT1/21/2

1818FF 634keV(97%) 511keV (194%) 1.83h

1111CC 960keV (100%) 511keV (200%) 20.4min

1313NN 1199keV (100%) 511keV (200%) 9.97min

1515OO 1732keV (100%) 511keV (200%) 2.04min

Higher Photon EnergyHigher Photon Energy

RadionuclideRadionuclide *TVL (mm)*TVL (mm)

Fluorine-18Fluorine-18 13.713.7

Gallium-67 4.7

Indium-111 2.2

Technetium-99m 0.9

Thallium-201 0.9

* TVL = Tenth-Value Layer: * TVL = Tenth-Value Layer: schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a radiazioni del 1/10 (10%) rispetto al valore inizialeradiazioni del 1/10 (10%) rispetto al valore iniziale

NuclideNuclide F-18F-18 Tc-99mTc-99m

TT1/21/2 110 min 6.02h

Photon EnergyPhoton Energy 511KeV 140KeV

**HVL HVL (half value layer)(half value layer)4.1 mm 0.3 mm

Lead TungstenLead Tungsten 2.6 mm 0.6 mm

Radionuclide Physical DataRadionuclide Physical Data

* HVL = Half-Value Layer: * HVL = Half-Value Layer: schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a radiazioni della metà (50%) rispetto al valore inizialeradiazioni della metà (50%) rispetto al valore iniziale

Perchè la PET è diversa: Perchè la PET è diversa: EMIVITAEMIVITA

• L’emivita dei radionuclidi PET è molto più breve (minuti-ore) rispetto a quella dei radionuclidi “tradizionali” (ore-giorni).

• Questo induce ad accumulare dosi che sono più bassepiù basse rispetto a quelle attese, rispetto a quelle attese, dato l’elevato ERC.dato l’elevato ERC.

EMIVITAEMIVITA

RadionuclideRadionuclide EmivitaEmivita

Gallium-67 3.26 days

Thallium-201 3.04 days

Indium-111 2.83 days

Technetium-99m 6.02 hours

Fluorine-18Fluorine-18 109.8 minutes109.8 minutes

EMIVITAEMIVITA

RadionuclideRadionuclide Admin. Activity Admin. Activity (mCi)(mCi)

Cum. Dose atCum. Dose at

1 mt (mrem)1 mt (mrem)

Gallium-67 10.0 26.6

Fluorine-18Fluorine-18 12.012.0 5.55.5

Indium-111 0.5 3.9

Technetium-99m 30.0 3.3

Thallium-201 4.0 2.9









• Pericolo di irradiazione esterna Pericolo di irradiazione esterna


ESPOSIZIONE OCCUPAZIONALEESPOSIZIONE OCCUPAZIONALE

L’IRRADIAZIONE ESTERNA rappresenta la via più significativa di esposizione occupazionale in PET.

“High dose Rate” è dovuta alla elevata energia positronica (511 KeV) e all’abbondanza fotonica (pari a 187-200% perchè si ottengono 2 fotoni per ogni positrone emesso).

PET: IRRADIAZIONE ESTERNA PET: IRRADIAZIONE ESTERNA al personaleal personale

PET: PET: sorgentisorgenti di IRRADIAZIONE di IRRADIAZIONE ESTERNA al personaleESTERNA al personale

• Sintesi + frazionamento del radiofarmaco– Ciclotrone– Trsporto del radionuclide (18F, 11C, 15O, 13N)– Produzione per esempio di FDG (Lab. radiochimica)– Dose da somministrare / Calibrazione

• Trasporto interno siringa• Iniezione radiofarmaco• N° pazienti esaminati per seduta• Gestione paziente (posizionamento, acquisizione)• Dimissione paziente


Altre possibili vie di esposizione esternaAltre possibili vie di esposizione esterna

Dose alla cute in seguito a contaminazione.

Dose in profondità da fotoni di Bremstrahlung (radiazioni di frenamento) generati in materali di protezione dall’elevato N° atomico (es. Pb).

Dose superficiale da positroni emessi dalla superficie di sorgenti non coperte.

Iniezione o inalazione di dosi dal rilascio di gas radioattivo nell’aria.

Tipologia di esposizione esternaTipologia di esposizione esterna

• POSITRONI: I positroni essendo particelle cariche (+) non penetranti depositano la loro energia localmente negli organi e nei tessuti del paziente PET. La maggior parte sono stoppati nel materiale di vetro, siringhe, pazienti; etc. Tuttavia, l’energia positronica ha una formidabile velocità nell’aria.

• ANNICHILAZIONE FOTONICA: I fotoni derivanti dall’annichilazione sono penetranti e quindi possono investire persone vicine ai pazienti PET iniettati. Energia = 511 KeV. “Tenth-value Layer” (TVL) in piombo è di 1.37 cm.

Numero di pazienti analizzati giornalmente

Gestione del paziente da parte degli operatori

Quantità di radionuclide iniettato per paziente (1mCi x 10 kg di peso corporeo)

Tempo di stazionamente del paziente all’interno dei locali

Distribuzione dei locali all’interno del reparto

FATTORI CHE INFLUENZANO LA DOSE ASSORBITA AGLI FATTORI CHE INFLUENZANO LA DOSE ASSORBITA AGLI OPERATORI SANITARIOPERATORI SANITARI










• Misure per ridurre la dose al personaleMisure per ridurre la dose al personale

Misure per ridurre la Misure per ridurre la Dose al personaleDose al personale

• Tempo di acquisizione, distanza dal paziente

• Uso di schermi protettivi

• Tecniche di laboratorio

• Controlli amministrativi e procedurali

Misure per ridurre la dose: Misure per ridurre la dose: minimizzareminimizzare il tempo! il tempo!

• La dose di irradiazione totale al personale è il prodotto del rateo di dose e della durata di esposizione.

• Per un dato tasso di esposizione, minor tempo significa meno dose al personale.

• Non spendere tempo non necessario intorno al paziente

Misure per ridurre la dose:Misure per ridurre la dose: MassimizzareMassimizzare la Distanza! la Distanza!

Il personale dovrebbe minimizzare il tempo speso in stretta vicinanza (meno di 2 mt) dal paziente

15

41.0

0.3 mrem/hr

0.5

1

24 meters

ERCERC

ERC = Exposur rate constantERC = Exposur rate constant

Misure per ridurre la dose: Misure per ridurre la dose: SCHERMATURASCHERMATURA

I positroni possono essere stoppati da 2 - 5 mm alluminio. I gamma richiedono “high-Z material” = piombo. I neutroni richiedono un elevato contenuto di idrogeno (paraffina o “waters of hydration” nel cemento armato).

CementoCementoarmatoarmato

HVL (Half-Value Layer): schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a radiazioni HVL (Half-Value Layer): schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a radiazioni del 50% rispetto al valore inizialedel 50% rispetto al valore iniziale



Tipico schermo protettivoTipico schermo protettivo

Con schermo riduzione dell’irraggiamento pari a 1: 400

X-ray grembiule - No X-ray grembiule - No Protection at 511 KeVProtection at 511 KeV

100 KeV: Transmission = 4.3 %

511 KeV: Transmission = 91.0 %

Il grembiule di piombo usato in diagnostica radiologica ha circa 0.5 mm0.5 mm equivalente di piombo. Questo è protettivo per un’energia al di sotto di 100 KeV100 KeV, ma è inutile contro I fotoni di annichilazione

Misure per ridurre la dose: Misure per ridurre la dose: altre tecnichealtre tecniche

Schermo mobileSchermo mobileProteggi siringa (Tungsteno e vetro di piombo)

Pinze per massimizzare la distanza

Dosimetria MEDICOMEDICO durante la fase di somministrazione

- sorgente: paziente

- attività media: 370MBq

- tempo medio di manipolazione siringa in condizione perp. all’asse: 30s (50cm)

- tempo medio di manipolazione siringa in condizione paral. all’asse: 10s (30 cm)

DOSE MEDIA AL DOSE MEDIA AL CORPO INTERO = 3,3 CORPO INTERO = 3,3 μμSVSV

DOSE MEDIA DOSE MEDIA ALLE MANI = 27,3 ALLE MANI = 27,3 μμSVSV

Dosimetria IPIP durante la fase di preparazione all’esame


- tempo medio di estrazione cannula: 30s (50cm)

- tempo medio di accompagnamento somministrazione – sala esame: 60s (50cm)

- tempo medio posizionamento: 240s (100 cm)


Dosimetria TSRMTSRM durante l’esecuzione dell’esame e il congedo del paziente


- tempo medio di centraggio: 40s (50cm)

- tempo medio di congedo: 30s (80cm)


Misure per ridurre la dose: Misure per ridurre la dose: CONTROLLI PROCEDURALICONTROLLI PROCEDURALI

• Distribuzione e calibrazione automatizzata della dose (“Unit” Dose)

• Predisposizione di norme operative e di radioprotezione

• Accertamento del corretto funzionamento di attrezzature e dispositivi di sicurezza e protezione

• Rotazione del personale

Prevenzione esposizione Prevenzione esposizione Fetale non intenzionaleFetale non intenzionale

• Attenta valutazione clinica e anamnestica (inclusa la domanda: “E’ in stato interessante?)

• Valutazione del rischio di gravidanza: età, interventi ginecologici, uso di contraccettivi

• Dosaggio Beta-HCG

• Non è possibile prevenire tutte le esposizione involontarie.

DOSI FETALI (rads)DOSI FETALI (rads)

mCi

inizio 3 mesi 6 mesi 9 mesi

FDG 10 1.0 0.63 0.35 0.30

MDP 30 0.68 0.60 0.30 0.27

Nuclear Medicine procedure doses courtesy: Russell J, Sparks R, Stabin Nuclear Medicine procedure doses courtesy: Russell J, Sparks R, Stabin M, Toohey R. M, Toohey R. Radiation Dose Information CenterRadiation Dose Information Center, Oak Ridge Associated , Oak Ridge Associated Universities.Universities.

In conclusione ...In conclusione ...

• L’esposizione del personale PET ha la potenzialità di essere maggiore rispetto all’ambiente “standard”.

• Le dosi al personale possono essere minimizzate dal tempo, dalla distanza e da misure di protezione (schermature).

• “Special administrative and engineering measures can ulteriore reduce dose”.

BibliografiaBibliografia

• La radioprotezione del paziente in Medicina Nucleare La radioprotezione del paziente in Medicina Nucleare (Associazione Italiana di Medicina Nucleare ed Imaging (Associazione Italiana di Medicina Nucleare ed Imaging Molecolare). Edizioni AIMN 2004.Molecolare). Edizioni AIMN 2004.

• Positron Emission Tomography, Basic Scienze and Clinical Positron Emission Tomography, Basic Scienze and Clinical Practise. PE Valk, DL Bailey, DW Townsend, MN Maisey. Practise. PE Valk, DL Bailey, DW Townsend, MN Maisey. Springer Editor, 2002.Springer Editor, 2002.

• International Commission on Radiological Protection. 1990 International Commission on Radiological Protection. 1990 Recommendations of the International Commission on Recommendations of the International Commission on Radiological protection. ICRP Publication 60. Oxford: Pergamon Radiological protection. ICRP Publication 60. Oxford: Pergamon Press, 1991.Press, 1991.

La PET mobileLa PET mobile

Caratteristiche della stazione Caratteristiche della stazione mobilemobile

A = sala scannerB = locale comandoC = locale manipolazione, somministrazione, attesa calda

PET mobilePET mobile

•Assenza di costi per acquisto, installazione e manutenzione di un tomografo PET• Contratto flessibile a seconda delle necessità locali (es: numero di giornate di noleggio, personale affiancato...)• Formazione del personale in attesa di una diagnostica PET fissa • Impiego di un tomografo sempre aggiornato• Controlli di qualità e smaltimento dei rifiuti a carico della ditta fornitrice

•Ridotte dimensioni della sala d’attesa sufficiente appena per un paziente• Unico ambiente per sala d’attesa, somministrazione e WC• Distanza dal reparto di Medicina Nucleare• Dipendenza dalle condizioni di viabilità per l’arrivo del mezzo• Prolungamento dei tempi di apprendimento del personale per la discontinuità della presenza della macchina• Assenza di dispositivi di prima emergenza (ossigeno, aria compressa, vuoto)• Utilizzo del WC chimico

VantaggiVantaggi SvantaggiSvantaggi

La dose per irraggiamento esterno è dovuta a:Preparazione delle dosiAccompagnamento e posizionamento dei pazienti sul lettinoStazionamento nel locale di comando mentre ci sono un paziente iniettato in sala d’attesa e uno in sala scanner

Con il carico di lavoro previsto per un anno: La dose efficace per irraggiamento esterno risulta < 5.1 mSvLa dose equivalente alle mani risulta circa 53 mSvLa dose equivalente al cristallino risulta circa 5.1 mSv.

NB: I valori sono stati aumentati di un fattore di sicurezza pari a 2 e tenendo conto di un solo operatore

Radioprotezione: dose al TSRMRadioprotezione: dose al TSRM

Obiettivi radioprotezionistici - 1Obiettivi radioprotezionistici - 1PERSONALE SANITARIOPERSONALE SANITARIO

Parametri di cui tener conto:

• unico operatore • presenza contemporanea di due pazienti:

• uno nel locale di attesa, cui è stata appena iniettata la dose di 400 MBq• uno nel locale diagnostica, la cui attività è scesa, per effetto del decadimento, a circa 300 MBq

• esecuzione di otto esami al giorno per sei giorni a settimana e cinquanta settimane l’anno (1800 ore/anno)• tempo di attesa dopo la somministrazione di 45 minuti• durata dell’esame di 45 minuti (negli scanner moderni 30

minuti)

Obiettivi radioprotezionistici - 1 Obiettivi radioprotezionistici - 1 POPOLAZIONEPOPOLAZIONE

Parametri di cui tener conto:

• presenza contemporanea, all’interno del mezzo, di due pazienti

• stazionamento continuo per 450 ore (fattore di occupazione ¼) a “contatto” con le pareti esterne del mezzo mobile

Obiettivi radioprotezionistici - 2 Obiettivi radioprotezionistici - 2

Limite di dose efficace prefissato per gli operatori e per gli individui della popolazione ai fini del calcolo delle barriere

• Operatori : 6.0 mSv / anno

• Individui della popolazione : 330 µSv / anno

N.B. si sono scelti valori di dose efficace pari a circa 1/3 dei limiti previsti per ciascuna categoria

Schermature del Mezzo Mobile (1)Schermature del Mezzo Mobile (1)

mmPbmmPb

paretipareti

Schermature del Mezzo Mobile (2)Schermature del Mezzo Mobile (2)

mmPbmmPb

PareteParete

Spessore schermaturaSpessore schermaturamm Pbmm Pb

fino ad fino ad h = 150 cmh = 150 cm

da da h = 150 cmh = 150 cm

Locale PETLocale PET

aa Parete divisoria fra locale diagnostica e locale comando Parete divisoria fra locale diagnostica e locale comando 1717 66

bb Parete laterale lato locale diagnostica (comprese le estensioni)Parete laterale lato locale diagnostica (comprese le estensioni) 1313 44

cc Parete lato coda del mezzoParete lato coda del mezzo 1717 44

dd Parete laterale lato locale diagnosticaParete laterale lato locale diagnostica 1717 77

Locale manipolazione / somministrazione / attesaLocale manipolazione / somministrazione / attesa

aa Parete lato testa del mezzoParete lato testa del mezzo 1919 66

bbParete laterale lato locale manipolazione / somministrazione / Parete laterale lato locale manipolazione / somministrazione /

attesaattesa 2323 77

ccParete divisoria fra locale manipolazione / somministrazione / Parete divisoria fra locale manipolazione / somministrazione /

attesa e locale comandoattesa e locale comando 1515 99

ddParete laterale lato locale manipolazione / somministrazione / Parete laterale lato locale manipolazione / somministrazione /

attesaattesa 2323 77

Valutazione della dose efficace all’operatore in condizioni di normale attività

Per tutte le operazioni connesse con la preparazione delle dosi, la somministrazione al paziente ed il suo posizionamento

Ipotesi• unico operatore• assenza di presidi radioprotezionistici (schermature)

Dose equivalente alle mani (mSv/anno) 300Dose efficace (mSv/anno) 15Dose efficace impegnata (inalazione) trascurabile

VALUTAZIONE della DOSE EFFICACEVALUTAZIONE della DOSE EFFICACEal Personale Operatoreal Personale Operatore

IRRADIAZIONE ESTERNAIRRADIAZIONE ESTERNA

La dose efficacedose efficace ricevuta per irraggiamento esterno dagli operatori (un solo TSRM nel corso di tutte le sedute previste) per le operazioni di preparazione delle dosi, accompagnamento e posizionamento del paziente sul lettino, stazionamento nel locale comando mentre vi sono un paziente iniettato in sala attesa ed un paziente nel locale scanner, sarà inferiore a 5.1 mSv5.1 mSv.

La dose equivalentedose equivalente alle mani ed al cristalli è valutabile, rispettivamente, in circa 53 mSv53 mSv e 5.1 mSv5.1 mSv.

Per le operazioni di iniezione al paziente e stazionamento nel locale comando mentre vi sono un paziente iniettato in sala attesa ed un paziente nel locale scanner (un solo Medico nel corso di tutte le sedute previste), si valuta che l’operatore possa ricevere una dose equivalente alle estremità ed al cristallino pari rispettivamente a circa 26.5 mSv26.5 mSv e 2.3 mSv2.3 mSv ed una dose efficace inferiore a 3.3 mSv3.3 mSv.

CONTAMINAZIONE INTERNACONTAMINAZIONE INTERNA

Pur sottolineando l’estrema improbabilità di eventi di evaporazione e contaminazione dell’aria, a causa delle modalità di manipolazione cui viene sottoposto il radiofarmaco, assumendo un fattore di evaporazione dell’ordine di 10-5, applicato all’attività manipolata giornalmente, considerando conservativamente che il personale sia presente negli ambienti contaminati per un tempo pari al 100% delle ore lavorative e che vi sia nei locali un solo ricambio d’aria ogni ora, si valuta che ciascun operatore possa inalare, in tutto ciascun operatore possa inalare, in tutto il periodo di lavoro previsto (sempre aumentato del fattore di cautela pari a 2), una il periodo di lavoro previsto (sempre aumentato del fattore di cautela pari a 2), una quantità di 18F inferiore ad 1 MBq. quantità di 18F inferiore ad 1 MBq.

Ipotizzando inoltre un episodio incidentale per ogni seduta, durante la manipolazione del radionuclide in forma liquida, in occasione del quale si abbia contaminazione superficiale, dovuta al versamento di una dose di liquido radioattivo per ciascun evento, si può ipotizzare una ingestione di materiale radioattivo pari a circa 2 MBqingestione di materiale radioattivo pari a circa 2 MBq.Nelle condizioni sopra descritte, la dose efficace impegnata, per ogni operatore, sarà complessivamente inferiore a 200 µSv200 µSv per l’intero periodo.

La dose efficace per ogni operatore sarà pertanto inferiore a 5.5 mSv5.5 mSv per i Tecnici di Radiologia ed inferiore a 2.5 mSv2.5 mSv per i Medici Nucleari.

Personale Ausiliario e Popolazione che frequenta il RepartoPersonale Ausiliario e Popolazione che frequenta il Reparto

Il personale ausiliario che potrà occasionalmente frequentare il Mezzo Mobile per motivi di lavoro (accompagnamento di pazienti), stazionerà nei locali e sarà a contatto con i pazienti iniettati per tempi sufficientemente brevi da poter valutare trascurabile la dose efficace impegnata per trascurabile la dose efficace impegnata per contaminazione interna ed inferiore a 0,5 mSv/anno la dose efficace contaminazione interna ed inferiore a 0,5 mSv/anno la dose efficace per irraggiamento esterno.per irraggiamento esterno.

La valutazione della dose efficace per irraggiamento esterno relativa al personale ausiliario è stata effettuata sulla base di:accompagnamento di un paziente che ha terminato la misura, la cui attività è scesa a circa 230 MBq, per un totale di cinque minuti alla distanza media di un metro (nel presupposto che il radiofarmaco sia omogeneamente distribuito nel paziente): in tali condizioni la dose efficace per in tali condizioni la dose efficace per irraggiamento esterno è pari a circa 3 µSv; per raggiungere la soglia irraggiamento esterno è pari a circa 3 µSv; per raggiungere la soglia di 0,5 mSv, lo stesso operatore dovrebbe effettuare circa 170 di 0,5 mSv, lo stesso operatore dovrebbe effettuare circa 170 accompagnamenti in un annoaccompagnamenti in un anno.

Popolazione al di fuori del Mezzo MobilePopolazione al di fuori del Mezzo Mobile

IRRADAZIONE ESTERNAIRRADAZIONE ESTERNA

Non si ritiene che possano essere superati i 240 µSv per gli individui della Non si ritiene che possano essere superati i 240 µSv per gli individui della popolazionepopolazione, ipotizzando una presenza a contatto delle pareti confinanti con il locale scanner od il locale attesa per tutto il periodo di attività (considerato doppio rispetto a quanto previsto ed avendo ipotizzato un fattore di occupazione pari ad 1/4).

In condizioni di lavoro più aderenti alla realtà, in considerazione degli ostacoli fisici frapposti fra le zone normalmente frequentabili ed il Mezzo Mobile, si ritiene si ritiene trascurabile la dose efficace agli individui della popolazione.trascurabile la dose efficace agli individui della popolazione.

Per quanto riguarda l’irraggiamento ricevuto dagli individui della popolazione a causa dei pazienti iniettati che, al termine dell’esame, escono dal reparto il paziente PET è portatore di una attività pari a circa 230 MBq; un individuo che stia costantemente ad una distanza di 100 cm dal paziente per un periodo di 50 ore, tempo necessario ad azzerare completamente la radioattività residua, senza tener conto del decadimento biologico, può ricevere una dose efficace per può ricevere una dose efficace per irraggiamento esterno inferiore a 670 µSv.irraggiamento esterno inferiore a 670 µSv.

CONTAMINAZIONE INTERNACONTAMINAZIONE INTERNA

In caso di evaporazione del radionuclide , l’inalazione da parte della popolazione che staziona nell’area del Mezzo Mobile, anche a brevi distanza da esso è estremamente bassa e la relativa dose efficace impegnata è trascurabile (abbondantemente relativa dose efficace impegnata è trascurabile (abbondantemente inferiore ad 1 µSv per tutto il periodo di lavoro).inferiore ad 1 µSv per tutto il periodo di lavoro).

Nell’ipotesi di: bacino di utenza di 5.000 persone, che scaricano in fogna, giornalmente, 100 litri di acqua, si può valutare, partendo dall’ipotesi che i pazienti rilasciano presso il WC caldo dell’Unità Mobile il 20% dell’attività che è stata loro iniettata ed il resto lo rilasciano presso le proprie abitazioni (per una attività totale valutabile in 0.8 GBq al giorno), che la concentrazione di radionuclidi nelle acque la concentrazione di radionuclidi nelle acque reflue dovuta agli scarichi dei pazienti è inferiore ad 1 Bq/g .reflue dovuta agli scarichi dei pazienti è inferiore ad 1 Bq/g .

Supponendo che tali acque siano di nuovo disponibili come acque potabili dopo un solo giorno dall’immissione in fogna la dose impegnata (<< 1 mSv) derivante dose impegnata (<< 1 mSv) derivante dall’assunzione di 5 litri di acqua contaminata al giorno per un anno risulta dall’assunzione di 5 litri di acqua contaminata al giorno per un anno risulta trascurabiletrascurabile.

La relativa dose collettiva, sempre riferita al bacino di utenza indicato, è inferiore a 90 µSv nel periodo.

Analoga valutazione per neonati (per i quali si ipotizza un consumo giornaliero di acqua potabile pari alla metà di un adulto) porta a stimare trascurabile la dose impegnata nell’intero periodo lavorativo.

Gestione dei liquami presenti nelle vasche di raccolta del bagno caldo

Ipotesi:

• il volume di ciascuna vasca di raccolta è 20 litri • tutti i pazienti usufruiscono del bagno caldo• l’attività escreta è pari a circa il 20% dell’attività somministrata

Attività presente in una vasca- dopo l’ultimo paziente: 5 MBq- dopo 15 ore dall’ultimo paziente: < 19 KBq

Concentrazione < 1 Bq / g (rifiuto convenzionale ospedaliero)

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RADIOPROTEZIONE IN PET Prof Tolmino Corazzari Laboratorio Universitario di Fisica Medica