RADIOPROTEZIONE IN PET
Prof Tolmino Corazzari
Laboratorio Universitario di Fisica Medica
TIPOLOGIE DI ESPOSIZIONE A
RADIAZIONI IONIZZANTI
• ESPOSIZIONI MEDICHE
• ESPOSIZIONI OCCUPAZIONALI
• ESPOSIZIONI PUBBLICO
ICRP (International Commission on Radiological Protection)
Occupational
Effective dose
Equivalent dose
Lens of the eye
Skin
Hands and feet
Public
20mSv y, averaged over
5 y and not more than 50
mSv in any 1 y
1 mSv y
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.
Limiti di dose annua
• Dose equivalente totale effettiva al
corpo intero: 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)
• feto: 0.5 rem (5mSv)
ICRP (1)
ESPOSIZIONI MEDICHE
DOSIMETRIA INTERNA
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).
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 - Firenze
Argomenti da considerare in tema di
radioprotezione PET
• Regole generali / Considerazioni pratiche
• Perchè la PET è diversa?
• Pericolo di irradiazione esterna
• Misure per ridurre la dose al personale
Argomenti da considerare in tema di
radioprotezione PET
• Regole generali / Considerazioni pratiche
• Perchè la PET è diversa?
• Pericolo di irradiazione esterna
• Misure per ridurre la dose al personale
Rateo di esposizione
> 100 mrem/hr
> 500 rem/hr
Camera calda,
gamma-camera
Dosimetri personali
Etichetta su
superficie palmare
della mano
Dosimetro
pettorale
Strumenti di sorveglianza
“Good 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 non fare in laboratorio!!!
• Non bere
• Non mangiare
• Non fumare
• Non truccarsi
Argomenti da considerare in tema di
radioprotezione PET
• Regole generali / Considerazioni pratiche
• Perchè la PET è diversa?
• Pericolo di irradiazione esterna
• Misure per ridurre la dose al personale
Argomenti da considerare in tema di
radioprotezione PET
• Regole generali / Considerazioni pratiche
• Perchè la PET è diversa?
• Pericolo di irradiazione esterna
• Misure per ridurre la dose al personale
Perchè la PET è diversa?
• I radionuclidi PET hanno una elevata “Exposure
Rate Constant” (ERC) - Costante di
esposizione rispetto ai “tradizionali” radionuclidi
utilizzati in medicina nucleare.
• Elevata energia fotonica.
• Breve emivita.
Perchè la PET è diversa:
“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
R/hr per 1 mCi a 1 cm.
Exposure Rate Constants
Radionuclide
ERC (R/hr/mCi a 1 cm)
Fluorine-18
6.0
Indium-111
3.4
Gallium-67
1.1
Technetium-99m
0.6
Thallium-201
0.4
Exposure Rate Constants
Radionuclide
Admin. Act.
(mCi)
ERC
(mR/hr at 1 mt)
Fluorine-18
12.0
4.0
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 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).
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.
Perchè la PET è diversa:
ENERGIA FOTONICA
• Energia fotonica per
positroni è 511KeV.
gli
emettitori
di
• Questa elevata energia fotonica è più
difficile da schermare
rispetto ai
radionuclidi “tradizionali”.
RADIONUCLIDI PET
EβMax
Eɣ
T1/2
18F
634keV(97%)
511keV (194%)
1.83h
11C
960keV (100%)
511keV (200%)
20.4min
13N
1199keV (100%)
511keV (200%)
9.97min
15O
1732keV (100%)
511keV (200%)
2.04min
Higher Photon Energy
Radionuclide
*TVL (mm)
Fluorine-18
13.7
Gallium-67
4.7
Indium-111
2.2
Technetium-99m
0.9
Thallium-201
0.9
* TVL = Tenth-Value Layer: schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a
radiazioni del 1/10 (10%) rispetto al valore iniziale
Radionuclide Physical Data
Nuclide
F-18
Tc-99m
T1/2
110 min
6.02h
Photon Energy
511KeV
140KeV
*HVL (half value layer)
4.1 mm
0.3 mm
Lead Tungsten
2.6 mm
0.6 mm
* HVL = Half-Value Layer: schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a
radiazioni della metà (50%) rispetto al valore iniziale
Perchè la PET è diversa:
EMIVITA
• 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 basse rispetto a quelle attese,
dato l’elevato ERC.
EMIVITA
Radionuclide
Emivita
Gallium-67
3.26 days
Thallium-201
3.04 days
Indium-111
2.83 days
Technetium-99m
6.02 hours
Fluorine-18
109.8 minutes
EMIVITA
Radionuclide
Admin. Activity
(mCi)
Cum. Dose at
1 mt (mrem)
Gallium-67
10.0
26.6
Fluorine-18
12.0
5.5
Indium-111
0.5
3.9
Technetium-99m
30.0
3.3
Thallium-201
4.0
2.9
Argomenti da considerare in tema di
radioprotezione PET
• Regole generali / Considerazioni pratiche
• Perchè la PET è diversa?
• Pericolo di irradiazione esterna
• Misure per ridurre la dose al personale
Argomenti da considerare in tema di
radioprotezione PET
• Regole generali / Considerazioni pratiche
• Perchè la PET è diversa?
• Pericolo di irradiazione esterna
• Misure per ridurre la dose al personale
ESPOSIZIONE OCCUPAZIONALE
PET: IRRADIAZIONE ESTERNA
al personale
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: sorgenti di IRRADIAZIONE
ESTERNA 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
Dr. Guasti AOUC - Firenze
Altre 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 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.
FATTORI CHE INFLUENZANO LA DOSE ASSORBITA AGLI
OPERATORI SANITARI
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
Argomenti da considerare in tema di
radioprotezione PET
• Regole generali / Considerazioni pratiche
• Perchè la PET è diversa?
• Pericolo di irradiazione esterna
• Misure per ridurre la dose al personale
Argomenti da considerare in tema di
radioprotezione PET
• Regole generali / Considerazioni pratiche
• Perchè la PET è diversa?
• Pericolo di irradiazione esterna
• Misure per ridurre la dose al personale
Misure per ridurre la
Dose al personale
• Tempo di acquisizione, distanza dal paziente
• Uso di schermi protettivi
• Tecniche di laboratorio
• Controlli amministrativi e procedurali
Misure per ridurre la dose:
minimizzare 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:
Massimizzare la Distanza!
Il personale dovrebbe minimizzare il tempo speso
in stretta vicinanza (meno di 2 mt) dal paziente
4 meters
2
1
0.5
ERC
15
4
1.0
0.3 mrem/hr
ERC = Exposur rate constant
Misure per ridurre la dose:
SCHERMATURA
Cemento
armato
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).
HVL (Half-Value Layer): schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a radiazioni
del 50% rispetto al valore iniziale
Dr. Guasti AOUC - Firenze
Dr. Guasti AOUC - Firenze
Tipico schermo protettivo
Con schermo riduzione dell’irraggiamento pari a 1: 400
X-ray grembiule - No
Protection at 511 KeV
Il grembiule di piombo usato
in diagnostica radiologica ha
circa 0.5 mm equivalente di
piombo. Questo è protettivo
per un’energia al di sotto di
100 KeV, ma è inutile contro I
fotoni di annichilazione
100 KeV: Transmission = 4.3 %
511 KeV: Transmission = 91.0 %
Misure per ridurre la dose:
altre tecniche
Pinze per
massimizzare
la distanza
Schermo mobile
Proteggi siringa (Tungsteno
e vetro di piombo)
Dosimetria MEDICO 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
CORPO INTERO = 3,3 μSV
DOSE MEDIA
ALLE MANI = 27,3 μSV
Dosimetria IP durante la fase di
preparazione all’esame
- sorgente: paziente
- tempo medio di estrazione cannula: 30s (50cm)
- tempo medio di accompagnamento somministrazione – sala esame: 60s (50cm)
- tempo medio posizionamento: 240s (100 cm)
DOSE MEDIA AL
CORPO INTERO = 3,9 μSV
Dosimetria TSRM durante l’esecuzione
dell’esame e il congedo del paziente
- sorgente: paziente
- tempo medio di centraggio: 40s (50cm)
- tempo medio di congedo: 30s (80cm)
DOSE MEDIA AL
CORPO INTERO = 3,9 μSV
Misure per ridurre la dose:
CONTROLLI 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
Fetale 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)
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
M, Toohey R. Radiation Dose Information Center, Oak Ridge Associated
Universities.
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”.
Bibliografia
• La radioprotezione del paziente in Medicina Nucleare
(Associazione Italiana di Medicina Nucleare ed Imaging
Molecolare). Edizioni AIMN 2004.
• Positron Emission Tomography, Basic Scienze and Clinical
Practise. PE Valk, DL Bailey, DW Townsend, MN Maisey.
Springer Editor, 2002.
• International Commission on Radiological Protection. 1990
Recommendations of the International Commission on
Radiological protection. ICRP Publication 60. Oxford: Pergamon
Press, 1991.
La PET mobile
Caratteristiche della stazione
mobile
A = sala scanner
B = locale comando
C = locale manipolazione, somministrazione, attesa calda
PET mobile
Vantaggi
Svantaggi
•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
Radioprotezione: dose al TSRM
La dose per irraggiamento esterno è dovuta a:
Preparazione delle dosi
Accompagnamento e posizionamento dei pazienti sul lettino
Stazionamento 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 mSv
La dose equivalente alle mani risulta circa 53 mSv
La 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
Obiettivi radioprotezionistici - 1
PERSONALE 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
POPOLAZIONE
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
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)
pareti
mmPb
Schermature del Mezzo Mobile (2)
mmPb
Spessore schermatura
mm Pb
Parete
fino ad
h = 150 cm
da
h = 150 cm
Locale PET
a
Parete divisoria fra locale diagnostica e locale comando
17
6
b
Parete laterale lato locale diagnostica (comprese le estensioni)
13
4
c
Parete lato coda del mezzo
17
4
d
Parete laterale lato locale diagnostica
17
7
Locale manipolazione / somministrazione / attesa
a
Parete lato testa del mezzo
19
6
b
Parete laterale lato locale manipolazione / somministrazione /
attesa
23
7
c
Parete divisoria fra locale manipolazione / somministrazione /
attesa e locale comando
15
9
d
Parete laterale lato locale manipolazione / somministrazione /
attesa
23
7
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)
Dose efficace (mSv/anno)
Dose efficace impegnata (inalazione)
300
15
trascurabile
VALUTAZIONE della DOSE EFFICACE
al Personale Operatore
IRRADIAZIONE ESTERNA
La dose 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 mSv.
La dose equivalente alle mani ed al cristalli è valutabile, rispettivamente,
in circa 53 mSv e 5.1 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 mSv e 2.3 mSv ed una
dose efficace inferiore a 3.3 mSv.
CONTAMINAZIONE 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 il periodo di lavoro previsto (sempre aumentato del fattore di cautela pari a
2), una 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 MBq.
Nelle condizioni sopra descritte, la dose efficace impegnata, per ogni operatore, sarà
complessivamente inferiore a 200 µSv per l’intero periodo.
La dose efficace per ogni operatore sarà pertanto inferiore a 5.5 mSv per i Tecnici di
Radiologia ed inferiore a 2.5 mSv per i Medici Nucleari.
Personale 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
contaminazione interna ed inferiore a 0,5 mSv/anno la dose efficace
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
irraggiamento esterno è pari a circa 3 µSv; per raggiungere la soglia
di 0,5 mSv, lo stesso operatore dovrebbe effettuare circa 170
accompagnamenti in un anno.
Popolazione al di fuori del Mezzo Mobile
IRRADAZIONE ESTERNA
Non si ritiene che possano essere superati i 240 µSv per gli individui della
popolazione, 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
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
irraggiamento esterno inferiore a 670 µSv.
CONTAMINAZIONE 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
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
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
dall’assunzione di 5 litri di acqua contaminata al giorno per un anno risulta
trascurabile.
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:
- dopo 15 ore dall’ultimo paziente:
Concentrazione
<
1 Bq / g
5 MBq
< 19 KBq
(rifiuto convenzionale ospedaliero)