Elementi di
radioprotezione
P. Corvisiero
a.a.: 2003-2004
http://www.ge.infn.it/~corvi/doc/didattica/1
sommario
Generalita’ sul nucleo atomico
Tipi di decadimento radioattivo
, , 
Leggi del decadimento radioattivo
Interazione radiazione-materia
p, , e, , n
Elementi di dosimetria
I rivelatori di radiazioni
Esempio di calcolo della dose
2
Ratomo = 100.000 · Rnucleo
Matomo  Mnucleo
10-8 cm
La materia e’… vuota !!
 sfere da un metro a
distanza di 100 chilometri !!
10-13 cm
Il nucleo e’ composto da
Protoni  e neutroni 
interagenti tramite le forze nucleari
Le energie in gioco sono decine di milioni di volte
piu’ elevate delle energie chimiche (elettroni)
3
Nuclide: ben definito nucleo costituito da un determinato
numero di protoni e di neutroni. Esso viene indicato come:
A
Z
XN o spesso più semplicemente ZAX
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
6
3
12
6
Li
C
2
1
H1
14
6
C8
7
3
13
6
Li
C
14
6
C
isotopi
3
2
He1
15
7
N8
16
8
O8
isotoni
14
14
7
6
6
6
2 He4
3 Li3
3
3
1 H2
2 He1
C
N
6
4
Be2
isobari
4
numero di protoni Z
composizione del nucleo atomico: N  Z
numero di neutroni N
valle di stabilita` dei nuclei
Energia di legame massima
5
numero di protoni Z
decadimento  n  p + e- + 
(60Co  60Ni +e-+)
decadimento  +
p  n + e+ + 
(22Na  22Ne +e++)
numero di neutroni N
Decadimento 
A
ZX

A 4
Z 2X
 24He
(241Am  237Np + )
6
decadimento n  p + e- + 
(14C  14N + e- + )
7
decadimento  +
p  n + e+ + 
(15O  15N + e+ + )
8
cattura 
p + e-  n + 
(7Be + e-  7Li + )
9
decadimento 
A
ZX

A 4
Z 2X
 24He
(241Am  237Np + )
10
Talvolta il nucleo “figlio” viene creato in un stato eccitato
Si diseccita emettendo radiazione gamma
Decadimento 
60Ni*
(60Co  60Ni* + e- + )
Emissione 
60Ni
60Ni*
 60Ni + 

11
Le particelle ,  e  emesse dal nucleo interagiscono con la
materia circostante depositando in essa la loro energia.
Come vedremo l’energia depositata nei tessuti organici
provoca un danno biologico.
Scopo della radioprotezione e’ appunto quello di valutare
ed impedire (o quanto meno limitare) il danno biologico
sia ai lavoratori professionalmente esposti che al pubblico.
12
Leggi del decadimento radioattivo
radiazioni misurate
La radioattivita` si manifesta con la emissione
di particelle  oppure  da parte del nucleo,
spesso seguite da emissione 
sorgente
Cont. Geiger
tempo
Quale legge segue il decadimento radioattivo ?
13
Leggi del decadimento radioattivo
NP t   NO e  t
NP(t) = numero di nuclei che non sono
ancora decaduti al tempo t
14
NP t   NO e  t
Np = nuclei precursori (“parents”)
N0 = nuclei iniziali
 = costante di decadimento rappresenta la
probabilita` di decadimento nell’unita` di tempo
attività = numero di decadimenti subiti nell’unità di tempo
120
a t  
dNp t 
dt
 No  e
 t
 Np t   
100
80
60
 = 1/
rappresenta la vita media
40
20
0
0
T1/2 = ln2/
rappresenta il tempo di dimezzamento
20
40
60
80
t
100
15
Vita media lunga = ritmo di decadimento lento
16
Vita media lunga = ritmo di decadimento meno lento
17
Vita media lunga = ritmo di decadimento rapido
18
T1/2 = 25 giorni
T1/2 = 80 giorni
T1/2 = 220 giorni
L’attivita’ di ogni sorgente diminuisce nel tempo
Maggiore e’ il valore di T1/2 piu’ a lungo dura la sorgente
19
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
20
Flusso : numero di particelle per unita’ di superficie
Intensita’ di flusso  :
numero di particelle per unita’ di
superficie e per unita’ di tempo
Diminuiscono con l’aumentare della distanza dalla sorgente
10
4
2
21
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
La sorgente emette ogni secondo
6·106 particelle beta
60Co
r
ogni secondo sulla sfera di raggio
r incidono 6·106 particelle beta

a
Ssfera
a

4r2
a
6  106
2



11
.
94
part
/
cm
/s
2
2
4 r
4   200
22
La sorgente di una cobaltoterapia corrisponde a
qualche centinaio di Ci, pari quindi a circa 1012 Bq
Usando la formula:

a
Ssfera
a

4r2
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
Cuffia
schermante
paziente
Questo vale per il paziente ma anche per gli operatori !
23
Unita’ di misura dell’energia
in Fisica nucleare si preferisce misurare l’energia delle particelle
in una unita’ di misura diversa da quella a voi familiare (Joule)
Si usa infatti l’elettronvolt (simbolo eV) e soprattutto i suoi multipli:
keV ossia kiloelettronvolt (1 keV = 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 differenza
di potenziale di 1 Volt
Cosi’, elettroni accelerati da una d.d.p. di 6 MVolt possiedono una
Energia cinetica pari a 6 MeV
 I fenomeni chimici (che coinvolgono gli elettroni) hanno energie
caratteristiche dell’ordine degli eV
 I fenomeni nucleari (che coinvolgono i nucleoni all’interno del
nucleo) hanno energie caratteristiche dell’ordine dei MeV
24
Altre sorgenti di radiazione
Macchine radiogene
Generatori di raggi X per diagnostica e/o terapia
tubo sotto vuoto
-
HV
+
filamento
elettroni
Raggi X
LINAC : acceleratori lineari di elettroni
Essi sono presenti in molti ospedali per la terapia antitumorale.
Producono fasci di elettroni di energia relativamente alta, che
puo’ raggiungere la decina di MeV.
25
Interazione radiazioni - materia
Le particelle ,  e  emesse dalla sorgenti radioattive, i raggi X
Delle macchine radiogene e gli elettroni dei LINAC interagiscono
con i materiali nei quali si propagano (es. aria, materiali biologici, …)
Lungo il loro percorso cedono frazioni della loro energia agli elettroni
del mezzo attraversato
Le modalita’ di interazione sono molto diverse a seconda che si parli
di particelle cariche:  o elettroni
oppure di particelle neutre: raggi X, fotoni e neutroni
I neutroni sono generati da interazioni degli elettroni accelerati
dai LINAC con i materiali da essi colpiti
I neutroni costituiscono un ulteriore sorgente di radiazioni
dalla quale proteggere lavoratori profess. esposti e popolazione
26
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche
Perdono energia per ionizzazione: cedono cioe’ agli elettroni
del mezzo energia sufficiente a “staccarli” dall’atomo al quale
sono legati dalla forza di Coulomb.
Se il mezzo e’ un materiale biologico, queste ionizzazioni creano
un danno in quanto spezzano legami molecolari ed alterano quindi
dal punto di vista chimico i tessuti.
I legami chimici sono caratterizzati da energia w = 2030 eV.
Cosi’ una particella  di energia E = 8 MeV e’ in grado, prima di
arrestarsi nel mezzo, di “rompere” un numero di legami pari a:
E 8  106
N 
 4  105
w
20
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 !!!
N  NAV

1
 6  1023
 3.3  1022
M
18
27
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 di
perdita di energia per irraggiamento (Bremsstrahlung): l’elettrone
perde 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
28
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche
Sussiste la relazione (con E misurata in MeV):
Srad
Sion
Ecrit = 800/Z
ZE

800
nel piombo (Z=82):
Ecrit  10 MeV
in acqua o aria (Z  8): Ecrit  100 MeV
Il fenomeno di perdita di energia per irraggiamento e’ dominante
nei materiali ad alto numero atomico Z
I generatori di raggi X funzionano appunto (vedi prima) sfruttando
Questo 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
29
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche
Sion+Srad
e
p, 
Sion
30
Particelle cariche: Range
Si chiama Range (o percorso) lo spessore penetrato da una
particella 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 danno
biologico associato alle particelle cariche pesanti e’ maggiore
di quello associato agli elettroni
e
p, 
31
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche: Range
non costituiscono problema
per irraggiamento esterno
N
Range alfa:
Range
qualche cm aria
un foglio di carta
spessore
Range elettroni:
 m aria
 cm plastica
 1 mm Piombo
Sorgenti
radioattive
32
Particelle cariche: Range
Naturalmente se lo spessore del materiale attraversato e’ minore
Del range, la particelle deposita solo una frazione di energia nel
mezzo.
Einiz
Efin
E = Einiz- Efin
Se quindi si vuole schermare una sorgente radioattiva che emette
Particelle cariche ( o ) e’ necessario adottare una schermatura
di spessore superiore al range delle particelle stesse
33
Schermature particelle cariche:
: nessun problema
: conviene usare materiali leggeri
Srad
Sion

ZE
800
in questo modo si riduce la produzione di fotoni di bremsstr.
piombo, ferro, rame …
plexiglass
34
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
A differenza delle particelle cariche i fotoni non interagiscono
In maniera continua con la materia, ma in maniera stocastica:
Esiste cioe’ una probabilita’ di interazione con la materia (quella
che i fisici chiamano Sezione d’urto)
Le interazioni sono discontinue: tra una interazione e la successiva
il fotone non cede energia al mezzo
E
E’
E”

Il fotone entra nel mezzo con energia E ed esce con
energia E”
35
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
Effetto fotoelettrico
Effetto Compton
produzione
di coppie e+e-
36
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
Quindi i fotoni, a seguito della loro interazione con la materia,
qualsiasi sia il meccanismo di interazione (fotoelettrico, Compton
o 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.
Sono i cosiddetti sciami elettromagnetici.

e +e -

e +e -

e+e-
37
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
Z5 (fotoelettrico)
probab. interazione  Z (Compton)
Z2 (prod. coppie)
Piombo
Calcestruzzo
 = coefficiente di attenuazione/assorbimento
10
Nx  Noe
 x
N
8
6
 = 1/ = libero cammino medio
4
2
0
0
20
40
60
80
100
120
spessore
38
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
I coefficienti di attenuazione/assorbimento sono tabulati in funzione
dell’energia e dei vari materiali
39
Interazione radiazioni - materia
neutroni
Z = 0  solo interazioni nucleari
diffusione – rallentamento - cattura
A
n


p
40
La massima perdita energia
si ha quando: mA  mn
Cattura:
n + 10B
n + 6Li
n + 1H
n + Cd
materiali idrogenati
materiali leggeri




7Li
+ 
3H + 
2H + 
Cd + 
calcestruzzo o paraffina
“borata”, “litiata”
41
Schermature neutroni
 = sezione d’urto macroscopica
Nx  Noe
 x
10
N
8
6
4
2
0
0
20
40
60
80
100
120
spessore
42
Schermature neutroni:
 Rallentamento
Materiali leggeri: paraffina, H2O, calcestruzzo, …
 Cattura: reazioni nucleari:
10B
(n,)7Li
6Li (n,)3H
(Cd)nat(n,)
Calcestruzzo
43
Rischi da radiazioni ionizzanti:
irraggiamento:
Sorgente esterna all’organismo
Le radiazioni incidono sul lavoratore
Contaminazione interna:
Sorgente entra nell’organismo a seguito di
Ingestione, inalazione, ....
44
ingestione
inalazione
esalazione
cute
polmoni
linfonodi
ferita
apparato
gastro
intest.
polmoni
e
liquidi
intercell.
tiroide
..….......
ossa
fegato
feci
reni
urine
45
Per quanto detto fino ad ora sulle proprieta’ delle radiazioni:
irraggiamento:
Radiazione penetrante:
fotoni
neutroni
elettroni alta energia (linac)
Contaminazione interna:
Radiazione a corto range:
Particelle beta
Particelle alfa
46
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 protezione
dalle radiazioni sia per il personale addetto al loro funzionamento che per
la 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.
47
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
48
Gli effetti dannosi delle radiazioni divennero evidenti solo alla fine
dell’800 quando, in seguito alla scoperta dei raggi X (Roentgen) e
della radioattivita’ (Bequerel) furono disponibili intense sorgenti
di radiazione.
Solo un mese dall’annuncio della scoperta dei raggi X da parte di
Roentgen (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.
49
Molti malcapitati ricevettero come ricostituente iniezioni di materiali
contenenti Radio e Torio e furono successivamente colpiti da tumore.
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.
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.
50
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, prodotti
di decadimento dell’uranio: la concentrazione di Radon emesso dalle
pareti dei tunnel nell’aria respirata, soprattutto a causa della scarsa
ventilazione, è estremamente elevata in miniera. Oggi per legge è
imposta una ventilazione forzata delle miniere e turni di lavoro limitati
per i minatori.
51
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 discendenti
secondo 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.
52
Negli anni seguenti fu annunciato l’aumento di frequenza di altre forme
tumorali 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 delle
ricadute radioattive (fallout) conseguenti alle esplosioni nell’atmosfera
di ordigni bellici nucleari di prova iniziò purtroppo anche il fenomeno di
piccole dosi annue ricevute costantemente da vastissime popolazioni di
interi 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 sviluppo
embrionale e fetale. Furono soprattutto le ricerche sistematiche dei
coniugi Russel che mostrarono le capacità lesive delle radiazioni sulla
organogenesi che si verifica nell’embrione umano nei primi mesi dal
concepimento, anche per dosi non elevate. Nasce così una speciale forma
di protezione per le donne durante la gravidanza ed in generale per le
donne in età fertile.
53
Effetti biologici delle radiazioni ionizzanti
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.
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: attraverso
processi che tutt’oggi non sono ben noti, possono indurre cambiamenti
biologicamente significativi nelle molecole stesse che possono essere
causa di un loro malfunzionamento.
54
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.
55
Negli ultimi anni è stato compiuto un considerevole sforzo per
determinare gli effetti delle radiazioni sul corpo umano.
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
56
Lo stato attuale di conoscenza in questo campo può essere riassunto
come segue:
esiste una informazione ben documentata sugli effetti di esposizione
acuta (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.
57
Le assunzioni conservative che vengono fatte nel campo della
radioprotezione 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.
58
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)
59
Come sappiamo collegare il “danno” alla dose ?
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
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
60
Come stabilisce gli standard di radioprotezione ?
Dai dati sperimentali
??
dose
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
61
Le raccomandazioni dell’ICRP
nessuna attività umana deve essere accolta a meno
1 che la sua introduzione produca un beneficio netto
e dimostrabile
ogni esposizione alle radiazioni deve essere tenuta
2 Tanto bassa quanto è ragionevolmente ottenibile
in base a Considerazioni sociali ed economiche
principio “ALARA”: As Low As Reasonably Achievable
3 l’equivalente di dose ai singoli individui non deve
superare i limiti raccomandati
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.
62
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 = 1.6510-2 eventi gravi per Sv ricevuto
Distinto rispettivamente in:
1.2510-2 Sv-1 per la cancerogenesi
0.410-2 Sv-1 per gli effetti ereditari
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 assunta
nell’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 !!
63
I limiti di dose
L’ICRP distingue due categorie:
a) Gli individui esposti per motivi professionali
b) La popolazione nel suo insieme
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 = 1.6510-2 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
64
I limiti di dose
L’ICRP distingue due categorie:
a) Gli individui esposti per motivi professionali
b) La popolazione nel suo insieme
Il limite di dose per le persone del pubblico è: 1 mSv per anno
solare
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
65
H (mSv)
100 mSv
in 5 anni
50 mSv/anno
100
50
1
2
3
4
5
anni
esempio di profilo temporale di dose per un
lavoratore professionalmente esposto
66
Confronto di pericolosita’ tra
centrali a carbone e centrali nucleari
67
Riduzione dell’aspettativa di vita (in giorni)
in funzione del particolare tipo di rischio
Tipo di rischio
riduzione di aspettativa di vita
0.35 mSv/yr
0.1 mSv/yr
68
Attivita’ con RIM = 10-6
100 Sv
69
70
Gli incidenti nucleari della storia
Ottobre 1957: Windscale, Inghilterra
Incendio del moderatore
Fuoriuscita di I-131 e Cs-137
Non vi furono vittime “dirette”
Dose individuale massima alla
popolazione:
160 mSv alla tiroide
Marzo 1975: Browns Ferry Alabama, USA
Incendio impianto elettrico
Non vi fu fuoriuscita di materiale radioattivo
28 Marzo 1979: Three mile Island, USA
Fusione del combustibile
Emissione 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, URSS
Fusione del combustibile
Emissione di gas e fumi radioattivi
Morirono 31 persone per esposizione ad alte dosi
(vigili del fuoco e soccorritori)
Furono evacuate 150.000 persone
71
L’incidente avvenne nel corso di un esperimento,
per consentire il quale, gli operatori
disattivarono manualmente tutti i sistemi di
sicurezza !!!
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.
72
Gli effetti della nube di Chernobyl in Italia
Irraggiamento esterno dovuto alla presenza di sorgenti
Radioattive circostanti l’individuo (nell’aria e al suolo)
Trascurabile: le radiazioni restarono
Disperse in atmosfera per pochi giorni
Contaminazione interna: dovuta all’ingestione
e alla inalazione di materiale radioattivo
Dipendente dai cibi e dalle bevande assunte. Non e’ rimasta
limitata al passaggio della nube, ma e’ continuata nel tempo
a causa dell’immissione dello I-131 e soprattutto del Cs-137
nella catena alimentare (il Cs-137 ha una vita media di 30 anni)
pioggia
terreno
acqua potabile
vegetali
animali
uomo
73
ingestione
inalazione
esalazione
cute
polmoni
linfonodi
ferita
apparato
gastro
intest.
polmoni
e
liquidi
intercell.
tiroide
..….......
ossa
fegato
feci
reni
urine
74
Sulla base dei molti dati sperimentali e sulla base di
modelli matematici si puo’ calcolare il valore della
“dose impegnata” dagli individui della popolazione
La dose impegnata e’ la dose assorbita durante il passaggio
della nube sommata a quella che la popolazione continuera’
ad accumulare per tutti gli anni futuri a causa degli alimenti
ancora 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….
75
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
Ma “5” e “3.5” non sono numeri “esatti”: sono soggetti a
quelle che si chiamano “fluttuazioni statistiche”.
Tali fluttuazioni sono dell’ordine di varie migliaia
Nessuno riuscira’ mai ad evidenziare
queste poche centinaia
di casi letali “dovuti a Chernobyl”,
se mai ci saranno …
76
Grandezze Dosimetriche
Esposizione X
Misura la ionizzazione che raggi X o gamma producono in aria
q
X
m
m
aria
q+ = q-  q
Si misura in Coulomb/kg
Molto usata e’ la vecchia unita’: il Roentgen [R]
1 R = 2.58·10-4 C/kg
77
Dose assorbita D
Misura l’energia rilasciata dalla radiazione nella unita’ di massa
E
D
m
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
Einiz
E = Einiz- Efin
La dose assorbita D si misura in gray
materiale
qualsiasi
m
Efin
1 gray = 1 Joule/kg
Dose assorbita D ed esposizione X sono ovviamente legate tra loro
78
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 prodotte
Per unita’ di percorso), maggiore e’ il danno biologico
La ICRP ha introdotto un peso della pericolosita’ delle radiazioni:
il fattore Qualita’ Q, tipico di ogni tipo di radiazione.
Tipo di radiazione
Q
raggi X
raggi gamma
elettroni
1
protoni
neutroni
10
particelle 
partic. con Z>2
20
79
Dose equivalente H
H  D Q
Quindi una dose assorbita, per esempio, pari a 200 mgray corrisponde
ad 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 
80
Gli strumenti di rivelazione delle radiazioni
Dosimetri ambientali
Dosimetri personali
Rivelatori a gas
Camera a ionizzazione, contatore geiger
emulsioni fotografiche
Dosimetri a termoluminescenza
81
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas
gas
82
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas
La radiazione ionizza le molecole del gas di riempimento
Gli ioni + e gli elettroni – sono accelerati dal campo elettrico
Interno al rivelatore e raccolti dalle armature
La carica raccolta Q induce una differenza di potenziale
ai capi del condensatore di capacita’ C
V = Q/C
Dalla misura di V si risale a Q e quindi alla Esposizione
83
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas
funzionano con questo principio:
Contatori Geiger
Camere ad ionizzazione
Penne dosimetriche individuali
84
rivelatori a gas: Camere ad ionizzazione
85
rivelatori a gas: penne dosimetriche individuali
86
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
87
Vari tipi di film-badge
Devono essere
SEMPRE
portati al seguito
Una volta letti, costituiscono un documento
Stabile ed archiviabile della dose ricevuta
88
Dosimetri a termoluminescenza (TLD)
Principio fisico di funzionamento
Termoluminescenza = emissione di luce, a seguito di riscaldamento da
parte di alcuni materiali isolanti (CaF2, LiF, BeO, CaSO4, Li2B4O7)
89
Struttura a bande di un isolante
Energia
Banda conduzione
Banda proibita
Banda valenza
L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame
Atomico e lo parta nella banda di conduzione.
90
Struttura a bande di un isolante
Energia
Banda conduzione
Banda proibita
Banda valenza
L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame
Atomico e lo parta nella banda di conduzione.
La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune
dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza)
91
Struttura a bande di un isolante
Energia
Banda conduzione
trappola
Banda proibita
Banda valenza
L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame
Atomico e lo parta nella banda di conduzione.
La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune
dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza)
Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita
92
Struttura a bande di un isolante
Energia
Banda conduzione
trappola
Banda proibita
Banda valenza
L’energia impartita dalla radiazione libera l’elettrone dal legame
Atomico e lo parta nella banda di conduzione.
La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune
dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza)
Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita
Finche’ il cristallo non viene riscaldato (lettura). L’energia termica
somministrata libera l’elettrone dalla trappola. Esso ritorna alla banda
di valenza e nel processo viene emessa luce (Termoluminescenza)
93
La fase di lettura del dosimetro consiste
quindi nel suo riscaldamento
Un fotomoltiplicatore legge
la luce emessa
Prporzionale al numero di elettroni
intrappolati
Proporzionale alla dose assorbita
94
Alcuni tipi di dosimetri TLD
95
Dispositivi di protezione e monitoraggio individuali
96
Esempio di calcolo di dose
Dose assorbita - Esposizione
partic.
cariche
fotoni
dQ
X
dm
 1 dE  d   1 dE 
 
  
D  
 
  dx  dt   dx 
  en

D  
 
 d    en 
 E
 E 
 
dt




DM Gy  8.74  10
3
 en / M
 XR
 en / aria
97
Schema di decadimento del
60Co
60Co
(5.26 y)
-
0.312 MeV
4+

1.17 MeV
2+

g.s.
60Ni
1.33 MeV
0+
98
Esempio: calcolo della dose
A = 100 Ci di
60Co
A = 3.7·106 Bq
Ad ogni disintegrazione il
d = 1.5 m
60Co
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
99
particelle 

=x
x = / = 80 cm
non irraggiano il lavoratore (d=1.5 m)
comunque intensa sia la sorgente
Sono comunque facilmente schermabili:
e’ sufficiente  1 mm di plexiglass:
plex  1000 aria  xplex  1/1000 xaria
100
radiazione 
  en

D  
 
 d    en 
 E
 E 
 
dt




en /
E = 1.25 MeV
2A
2


26.2
γ
/
cm
s
2
4 r
101
Costante 
Intensita’ di esposizione (R/h)
per sorgente di attivita’ 1 Ci
alla distanza di un metro
102
4
A
10
X    2  1.3 
 5.8  10  5 R / h
2.25
d
X  5.8  10 2 mR / h
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
103
Sorgente 60Co da 100 Ci
esposizione continua per 1 anno
alla distanza di 1,5 m
H = 1 mSv/anno
Per confronto:
Fondo naturale: 1.5 mSv/anno
Impiego sanitario: 1 mSv/anno
probab. danno somatico “grave”
5·10-2 per Sv  5·10-5 per mSv
probab. danno genetico
1.3·10-2 per Sv  1.3·10-5 per mSv
104
Ricordiamo ancora una volta i Limiti di dose:
Popolazione: H < 1 mSv/anno
Categoria B: H < 6 mSv/anno
Lavoratori esposti
Categoria A: H < 100 mSv in 5 anni
H < 20 mSv/anno
105
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.
106
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).
I lavoratori esposti non classificati in categoria A sono classificati in
categoria B.
107
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.
108
Sorveglianza fisica
La legge prevede che i datori di lavoro, esercenti attivita’ comportanti
la classificazione degli ambienti di lavoro in una o piu zone controllate o
sorvegliate oppure la classificazione degli addetti interessati come
lavoratori esposti, assicurino la sorveglianza fisica per mezzo di esperti
qualificati iscritti in elenchi nominativi presso l’Ispettorato medico
centrale del lavoro.
Sorveglianza medica
I datori di lavoro esercenti attivita comportanti la classificazione degli
addetti interessati come lavoratori esposti devono assicurare la
sorveglianza medica per mezzo di medici autorizzati, iscritti in elenchi
nominativi presso l’Ispettorato medico centrale del lavoro, nel caso di
lavoratori esposti di categoria A e per mezzo di medici autorizzati o medici
competenti nel caso di lavoratori esposti di categoria B
109
Il tubo a raggi X
110
Fonti di rischio in attivita’ radiologica
Fascio primario
Fonte di rischio maggiore
D  corrente·tempo
D dipende fortemente da kV
111
Fonti di rischio in attivita’ radiologica
Radiazione diffusa
di gran lunga meno intenso
del fascio primario
La sua intensita’ e’ inferiore allo 0.1%
dell’intensita’ del fascio primario
112
Fonti di rischio in attivita’ radiologica
Radiazione di fuga
Per una buona macchina RX, la
Radiazione di fuga deve essere
Inferiore ad 1 mGy/h ad 1 metro
113
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 = D1r12
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)
114
3. disponibilità di schermature: la radiazione viene attenuata a seguito
dell’interazione con il materiale con cui interagisce; pertanto, la dose da
radiazione in un punto viene ridotta interponendo del materiale tra la
sorgente e il punto d’interesse. La quantita e il tipo di materiale necessario
dipende dal tipo della radiazione: ad esempio le radiazioni X sono
penetranti e, nel caso di energie elevate, richiedono spessori considerevoli
di piombo (Pb)
115
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.
116
le procedure radiografiche tradizionali
Durante l’attivita radiologica tradizionale, il personale staziona
normalmente in un box comandi schermato: un progetto ottimizzato
di una sala radiologica garantisce che la dose efficace assorbita
dall’operatore sia mediamente dell’ordine di 0.1 μSv/radiogramma.
Anche utilizzando RX portatili per esami su pazienti allettati si puo’
stimare un campo di radiazioni dovuto alla radiazione diffusa variabile
da 0.4 a 1 μSv/radiogramma a 1 m
Lavoratore Categoria A:
80 radiografie al giorno
117
TAC
118
TAC
In tomografia computerizzata le dosi al paziente possono essere
elevate (dipendentemente dallo spessore dello strato e dal numero di
strati) ma le dosi efficaci assorbite dal personale in sala comandi
risultano di solito estremamente basse.
Per il personale alla console di una TAC la tomografia computerizzata
non rappresenta una significativa fonte di rischio.
solo in esami particolari, in cui e’ necessario lo stazionamento nelle
vicinanze del gantry, il personale e’ interessato a campi di radiazioni
rilevanti (da 5 a 20 μGy/strato).
119
Mammografia
Per quanto attiene le procedure
mammografiche:
con apparecchiature dedicate e
procedure ottimizzate le esposizioni
lavorative risultano di assoluta
irrilevanza radioprotezionistica.
120
Radiologia dentale
Per quanto attiene le procedure di
radiologia dentale:
con apparecchiature dedicate e
procedure ottimizzate le esposizioni
lavorative risultano di assoluta
irrilevanza radioprotezionistica.
121
Radioimmunologia R.I.A.
122
123
Ai fini della protezione dei lavoratori in esso operanti, un Laboratorio RIA
deve essere dotato di:
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.
Di solito il rischio di irradiazione esterna e’ praticamente trascurabile in
tali attivita’ a meno che non si utilizzino beta emettitori di alta energia; ai
fini della protezione dai rischi di irradiazione interna e’ indispensabile
utilizzare tutti i dispositivi di protezione individuali disponibili e in
particolare guanti monouso da utilizzare durante la manipolazione del
124
tracciante.
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.
125
Alla base della formazione di una immagine
scintigrafica e’ la possibilita, accostando
al corpo del paziente un rivelatore
di radiazioni, di rivelare i fotoni emessi
dalla sostanza somministrata; i segnali
prodotti dal rivelatore, opportunamente
processati da un sistema elettronico,
forniscono a video l’immagine della
distribuzione del tracciante. L’insieme
costituito dal rivelatore e dal sistema
elettronico di elaborazione del segnale
viene chiamato comunemente
gamma camera.
126
Alcune tabelle utili……
127
Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati “in vivo”
Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati “in vitro”
Per esposizione CONTINUA 40 h settimanali
Cat. A: 0.5 Sv/h
128
Misure di prevenzione e protezione in Medicina nucleare
La protezione dei lavoratori, in un Servizio di Medicina nucleare, si fonda
in larga misura su accorgimenti progettuali; un Servizio di medicina
nucleare deve infatti essere caratterizzato da:
sistemi di ventilazione che convoglino l’aria dalle zone fredde alle zone
calde e garantiscano adeguati ricambi di aria;
un locale apposito per la manipolazione di radionuclidi (camera calda);
pavimenti a sguscio e superfici lavabili per facilitare le operazioni di
decontaminazione;
percorsi differenziati in ingresso e in uscita dal reparto e una zona di
decontaminazione;
adeguata strumentazione di monitoraggio della contaminazione superficiale
(monitor mani - piedi, monitor per contaminazioni superficiali)
un deposito per lo stoccaggio e il decadimento di rifiuti liquidi e solidi
radioattivi, prima del loro smaltimento.
129
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.
130
Rifiuti radoattivi solidi
I rifiuti solidi derivanti dall’uso di sostanze radioattive a scopo diagnostico
in vivo sono principalmente costituiti da:
• siringhe, provette e contenitori vuoti di sostanze radioattive;
• materiale di medicazione;
• biancheria contaminata;
• materiale venuto a contatto con escreti di pazienti
sottoposti ad esame scintigrafico (pannoloni, teli, cateteri, sondini, etc);
• materiale di consumo utilizzato in camera operatoria e venuto
a contatto con pazienti portatori di radioattivita sottoposti a intervento
chirurgico
• materiali utilizzati per operazioni di lavaggio e decontaminazione;
• filtri degli impianti di estrazione dell’aria dei servizi di
Medicina nucleare
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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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