Impiego delle radiazione nelle attività umane

L’ impiego

Nell’ Industria
Nella generazione di energia
Nella diagnostica e nella terapia medica
Nella ricerca di base ed applicata
Nella costruzione di armamenti nucleari.




delle radiazioni ionizzanti, e dei fenomeni fisici ad esse connessi,
nelle molteplici attività umane, inizia verso la fine del 1800 con la scoperta dei raggix ad opera di Roentgen. Attualmente tale impiego si realizza :
Quale che sia il campo di impiego, si è subito presentata l’esigenza di
predisporre strumenti e norme che assicurino, negli ambienti di lavoro e di vita un
livello di rischio da radiazioni accettabile.
Scopo del corso è illustrare il concetto di rischio radiologico nonché i metodi e
strumenti propri della Radioprotezione in relazione ai vari ambienti di lavoro.
Sostanze radioattive naturali





Principali elementi radioattivi naturali:
Potassio-40
Rubidio- 87
uranio-238 e famiglia (…Radio-226…Radon-222…Piombo-210)
Torio-232 e famiglia (….Radon-220….)
Tali elementi si trovano in natura a causa del lungo periodo di
tempo necessario al loro decadimento (alcuni miliardi di anni) ed
entrano nel ciclo biologico ed alimentare provocando il maggior
contributo alla dose della popolazione. La dose varia da luogo a
luogo ( da qualche mSv decine di mSv per anno)
Raggi cosmici
I raggi cosmici (raggi x, particelle cariche veloci)
provengono in gran parte dallo spazio interstellare ed altri
sono emessi dal sole con intensità diversa, in relazione agli
eventi solari.
Tali emissioni investono la Terra con intensità variabile
dall’equatore ai poli, ed aumenta con l’altitudine (poiché
diminuisce l’effetto schermante dell’aria).
I raggi cosmici forniscono alla popolazione una dose per
irradiazione esterna quasi la metà di quella dovuta
all’intera radiazione naturale.
Raggi cosmici: esposizione a varie quote
20 Km
13 μSv/ora
12 Km
5
μSv/ora
2 Km
0.1
μSv/ora
Livello del
mare
0.03 μSv/ora
RADIAZIONI IONIZZANTI
Definizione : energia emessa da una fonte e che
modifica lo stato fisico degli atomi dei materiali
incontrati.
Le radiazioni ionizzanti possono essere
Radiazioni elettromagnetiche
(fotoni x, g )
Radiazioni Corpuscolari
b, a, n, p……
Le modifiche che avvengono negli atomi incontrati
costituiscono i processi di ionizzazione
Sorgenti di Radiazioni Ionizzanti
Sostanze Radioattive
(Naturali o Artificiali )
Macchine radiogene
( Apparecchi Rx - Acceleratori)
Raggi cosmici
PRODUZIONE DEI RAGGI - X
20 kV
150 kV
regolano
l’energia dei fotoni.
I
KV
I mA regolano il
numero dei fotoni.
mA
Nf
Spettro del fascio R-x
R-X
0
E (Kev)
150
Macchine radiogene per S.O.
Intensificatore di
Immagine
Tubo radiogeno
ANALISI RISCHI IN SALA OPERATORIA: Impiego di M.R.
Esposizione al fascio primario
(Limite di equivalente di dose alle mani : 500 mSv per ct. A)
Macchina r-x portatile con Intensificatore
di immagine
Esposizione tipica sul fascio
primario ad 1 mt. Dal fuoco di una
macchina radiogena con I.I.
impiegata normalmente in S.O.
Rateo di dose al min.
( Radioscopia )
kV
1 mA
Ad 1 m. da una sorgente di
Tc 99m da 370 Mbq
(10mCi)
Radiografia per
0.2 sec
3 mA
6.6 mSv
kv
100 mA
400 mA
60
0.72 mSv
1.42 mSv
60
2.2 mSv
80
4.5
13.5
80
1.37
2.74
100
6.6
19.8
100
2.1
4.2
0.0085
mSv
h
SOSTANZE RADIOATTIVE
Molti nuclei costituenti la materia presentano un
certo grado di instabilità per cui spontaneamente
tendono a trasformarsi in nuclei più stabili con
emissione di radiazione. Le sostanze contenenti tali
nuclei instabili sono note come
SOSTANZE
RADIOATTIVE. IL processo di trasformazione è
detto DECADIMENTO RADIOATTIVO ed
avviene con un tempo e con emissione di radiazioni
caratteristiche per ogni nucleo.
Effetto del decadimento radioattivo è dunque la
graduale scomparsa dei nuclei instabili che sono
sostituiti da nuclei più stabili come prodotto finale,
poiché durante le fasi intermedie del decadimento si
possono ottenere nuclei fortemente instabili.
Il DECADIMENTO RADIOATTIVO
Il decadimento Radioattivo è descrivibile completamente da due tipi di
rappresentazioni che rispondono ai quesiti:

Che tipo di trasformazioni fisico-chimiche avvengono nel processo,
che tipo di radiazioni emesse e relative energie:
99
42

Mo 
Tc 
99m
43
99
43
Tc (stabile)
Come cambia, nel tempo, il numero di nuclei instabili che inizialmente
sono contenuti in una certa quantità di sostanza radioattiva:
Nt

N  N e
t
0
0.693 t
T
N0
N0
2
T
t
Schema di decadimento del Molibdeno radioattivo
99
42
Mo
66 h
b
0.45 MeV
g
b
0.78 MeV
g
0.74 MeV
1.23 MeV
99m
43
Tc 6.00 h
g 0.142 MeV
b 0.292 MeV
I
99
43
Tc 214500 anni
99
44
Ru (Stabile)
CURVA DI DECADIMENTO TC-99m
Decadimento tecnezio
1,00
Frazione di attività iniziale
0,90
0,80
Il tempo di dimezzanento del Tc-99m
vale circa 6 ore pertanto dopo tale
periodo la quantità iniziale
del
radionuclide si riduce alla metà
0,70
0,60
0,50
0,40
0,30
0,20
0,10
0,00
0,00
5,00
10,00
15,00
20,00
25,00
Tempo (Ore)
30,00
35,00
40,00
45,00
RADIAZIONI
Particella a.
Essa è composta da due protoni e da due neutroni
(nucleo dell’elio).
La loro velocità è dell’ordine di 20.000 km/h.
Con l’espulsione di tale particella l’elemento
riduce di 4 il suo numero di massa e di due il suo
numero atomico.
226
Ra
88
a
222
Rn
86
226
Ra
88
a
222
Rn
86
RADIAZIONI
Particella bEssa è un elettrone espulso dal nucleo ad
alta velocità, prossima a quella della luce.
Con l’espulsione di tale particella l’elemento
non riduce il suo numero di massa ed aumenta
di uno il suo numero atomico.
214
Pb
82
b
214
Bi
83
214
Pb
82
b
214
Bi
83
80
35
Br
g
80
35
Br
Tipi di radiazioni
CARATTERI
massa
carica elettrica
energia (Mev)
ALFA
a
BETA
b
GAMMA
g
4
0,0005
0
+2
1
0
48
03
range in aria
pochi cm
range in tessuto
50 m
Irradiazione di interesse
Grandezze fisiche
interna
carta
fogli di plastica
Possibili mezzi protettivi legno
vari m.
pochi mm
esterna +
interna
alluminio
vetro
Plastiche
0  20
molti m
vari cm
Esterna + interna
piombo
calcestruzzo
Vetro e gomma al
piombo
Effetti di ionizzazione nella materia al passaggio delle particelle
Particelle
α e β sono
elettricamente
cariche
per
cui
passando vicino agli elettroni 0rbitali
interagiscono con essi strappandoli
(alcuni) dall’atomo incontrato .
Le
Le particelle α producono 3000 ÷ 6000
coppie di ioni in un mm di aria.
Le particelle β ne producono 5 ÷ 40
Particelle α
Percorso in aria:
qualche cm.
Particelle β
Percorso in aria:
qualche m.
Fotone g
percorso in aria:
Molti m.
I fotoni gx non sono carichi e dunque
possono ionizzare l’atomo solo se urtano
direttamente gli elettroni ai quali cedono parte
della loro energia (effetto Compton) o tutta ed
in questo caso si annullano
(effetto
fotoelettrico)
Caratteristiche di attenuazione delle
radiazioni ionizzanti nella materia
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p
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n
a
EFFETTI DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI


EFFETTI SUGLI ATOMI
(Ionizzazione)
EFFETTI SULLA CELLULA
Morte della cellula
Mutazione del DNA
Riparazione del danno
Immediati (Eritemi –Morte)
Somatici
Tardivi (Leucemia tumori)

EFFETTI SULLA PERSONA
Genetici
EFFETTI TARDIVI
0
EFFETTI IMMEDIATI
1 Sv
4 Sv
MORTE AL 50%
7 Sv
Soglie di rischio per gli effetti delle
R.I.
Gli effetti immediati sono effetti somatici di tipo non
stocastico e si producono per dose da radiazioni superiori
a determinati valori (eritema, perdita di peli, opacità del cristallino,
sterilità, sindrome gastrica, sindrome neurologica……, morte.)
La gravità degli effetti è proporzionale alla dose assorbita.
Gli effetti tardivi comprendono gli effetti genetici e gli
effetti somatici di tipo stocastico (mutazioni genetiche,leucemie,
tumori…) . Essi possono verificarsi a dosi di radiazioni anche
molto basse (compresa la dose dovuta al fondo naturale).
La probabilità che si verifichino è proporzionale alla DOSE
di radiazioni ricevuta dal soggetto. La gravità è
indipendente dalla dose assorbita.
Sorgenti sigillate e non sigillate
Le sorgenti radioattive sono suddivise in due categorie :
- Sorgenti Sigillate (S.S.)
Sono confezionate in modo tale che in condizioni normali di impiego non possono dare
origine a nessun tipo di contaminazione dell’ambiente o delle persone. La fonte di
rischio è legata alla sola
Irradiazione esterna
- Sorgenti non Sigillate (S.N.S)
Sono in forma liquida, gassosa, polveri, quindi nelle normali condizioni di lavoro
possono disperdersi nell’ambiente circostante ed entrare nei cicli biologici e nelle
catene alimentari dell’uomo. La fonte di rischio è legata a :
Irradiazione interna
Irradiazione esterna
Sugli operatori esposti a tali rischi occorre valutare le dosi per irradiazione esterna
nonché le dosi agli organi del corpo, i quali possono incorporare aliquote di sostanze
radioattive eventualmente introdotte accidentalmente, per ingestione o per inalazione.
Per scopi di sorveglianza fisica è definito il Limite Annuale di Introduzione (ALI) .
Tale parametro è relativo ai diversi radioisotopi e stato fisico-chimico ed esprime la
quantità di radioisotopo che introdotta nell’organismo in un anno, determina il
raggiungimento delle dosi limite fissate per i lavoratori e la popolazione, relativamente al
corpo intero e per i singoli organi critici;
LA RADIOPROTEZIONE
È la disciplina che ha l’obbiettivo di preservare
lo stato di salute e di benessere dei lavoratori e
degli individui componenti la popolazione dai
rischi connessi all’uso di radiazioni ionizzanti.
Ciò viene conseguito riducendo i rischi da
radiazioni ionizzanti a livello accettabili per
quelle attività che sono giustificate dai benefici
che ne derivano alla società ed ai suoi membri.
Nel conseguire questi obbiettivi, questa
disciplina deve provvedere anche alla difesa e
tutela dell’ambiente.
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FONTI NORMATIVE DELLA RADIOPROTEZIONE
NORME TECNICHE
emanate da parte di
organismi scientifici
nazionali ed
internazionali
NORME GIURIDICHE
Emanate dagli Stati dei
vari paesi
I paesi della CE sono legati dal Trattato EURATOM (1957)
recepito in Italia con legge 1203/57. Tale trattato vincola i paesi
interessati al recepimento, mediante decreti delle DIRETTIVE
emanate su ASPETTI FONDAMENTALI relativi alla protezione
sanitaria nell’impiego pacifico dell’energia nucleare:
• DOSI MASSIME AMMISSIBILI CON UN SUFFICIENTE MARGINE DI
SICUREZZA
• ESPOSIZIONI E CONTAMINAZIONI MASSIME AMMISSIBILI
• PRINCIPI FONDAMENTALI DI SORVEGLIANZA SANITARIA DEI LAVORATORI
In Italia il recepimento delle DIRETTIVE EURATOM è posto in essere :
dal DL.vo 241/2000 (protezione dei lavoratori e della popolazione
dal DL.vo 187/2000 (protezione della persona sottoposta ad
interventi di radiologia medica, medicina nucleare e radioterapia.
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Principi di base in radioprotezione

Principio di giustificazione
Ogni attività umana con R.I. deve trovare adeguata
motivazione in un netto e positivo bilancio tra rischi e benefici
associati ad essa.

Principio di ottimizzazione
Tutte le esposizioni devono essere mantenute tanto basse
quanto ragionevolmente ottenibile in riferimento a
considerazioni economiche e sociali

Principio del limite della dose individuale
La dose ai singoli individui non deve superare i limiti
raccomandati per le varie circostanze
Limiti di dose per lavoratori
NON ESPOSTI
ESPOSTI categoria B
ESPOSTI categoria A
Classificazione
Dose
Equivalente di dose
Equivalente di dose
Equivalente di dose
del lavoratore
Efficace
alle mani,
alla pelle*
al cristallino
(mSv/anno)
avambracci, piedi e
(mSv/anno)
(mSv/anno)
caviglie
(mSv/anno)
Non
Esposti
£1
£ 50
£ 50
£ 15
>1
> 50
> 50
< 15
£6
£ 150
£ 150
£ 50
Esposti di cat.
>6
> 150
> 150
> 50
A
£ 20
£ 500
£ 500
£ 150
Esposti di cat. B
· su qualsiasi superficie di 1 cm2 tale limite si applica alla dose media della pelle
Emergenza radiologica
Il nuovo e più ampio concetto di “emergenza radiologica” definito nell’attuale
assetto normativo comprende situazioni quali quelle verificatesi presso le
acciaierie Beltrame di Vicenza nel 2004 e di S. Didero nel 2005, dove a seguito
di fusione accidentale di sorgenti radioattive, è stato necessario adottare
provvedimenti urgenti. In entrambi i casi nessun lavoratore o membro della
popolazione o soccorritore ha superato il pertinente limite di dose, ma il
carattere di necessità ed urgenza che si è manifestato in entrambi gli episodi li
fa certamente annoverare tra le “emergenze radiologiche”. L’art. 74 del D.
Lgs. 230 e smi prevede che “dopo ogni esposizione accidentale o di
emergenza i datori di lavoro … devono acquisire dall’esperto qualificato una
apposita relazione tecnica, dalla quale risultino le circostanze ed i motivi
dell’esposizione stessa per quanto riscontrabili dall’esperto qualificato, nonché
la valutazione delle dosi relativamente ai lavoratori interessati.” La mancata
osservazione dell’art. 74 comma 1 è sanzionata penalmente
Grandezze ed unità di misura delle radiazioni ionizzanti
Alcune grandezze fisiche sono
associate al tipo ed alla intensità
delle
radiazioni
ionizzanti
(caratteristiche della sorgente)



Tipo di particelle emesse
Energia delle particelle
Numero particelle emesse
per sec e nell’unità di
angolo solido
M.R.
I
valori
delle
grandezze sono legati
al tipo di macchina
nonché ai parametri
selezionati
per il
funzionamento:
(KV, mA)
Altre Grandezze fisiche (e non) sono
associate agli effetti che le radiazioni
ionizzanti producono nella materia
irraggiata
Campo di radiazioni
S.R.
I valori delle grandezze
sono legati al tipo di
radionuclide
In questo caso la grandezza
fisica
è definita secondo il
livello
gerarchico
di
aggregazione della materia:
• Materia inerte
• Tessuti ed organi umani
• Persona
Strumenti di misura delle grandezze fisiche associate alle
radiazioni: CONTATORI e DOSIMETRI
Contatore Geiger
Dosimetro
Dosimetro
individuale
Contatore
mani-piedi
Strumenti di misura delle grandezze fisiche
associate alle radiazioni ionizzanti


Contatori
Misurano il numero di particelle α,β,γ,n emesse da una sorgente radioattiva.
Tali strumenti, se opportunamente tarati, rendono possibile la stima della
attività contenuta nella sorgente stessa. Sono usati normalmente per la
misura di contaminazioni di oggetti, persone, superfici
Dosimetri
Misurano la dose assorbita in un mezzo nel quale sono presenti fasci di
radiazioni β,γ emessi da una sorgente. Solitamente il mezzo è costituito da
aria o materiali simulanti il tessuto umano (acqua, materie plastiche).
L’impiego di tali strumenti permette di stimare la dose assorbita da persone
esposte a radiazioni ionizzanti.

Dosimetri individuali
Sono disponibili dosimetri di piccole dimensioni, utilizzati come “dosimetri
personali” per la stima della dose individuale di ogni lavoratore addetto
all’impiego di radiazioni ionizzanti (dosimetri BEADGE).

Sistemi spettrometrici
Sono costituiti da complessi apparecchi di misura che permettono di
verificare le caratteristiche qualitative e quantitative della radioattività di un
campione biologico o ambientale.
Grandezze fisiche associate ad una Sorgente
radioattiva
Tempo Di Dimezzamento ( T1/2 ) = tempo impiegato per dimezzare
il numero di radionuclidi di una specie contenuti nella sorgente radioattiva
Quantitò di un radionuclide contenuto in una
sorgente radioattiva
Il numero di atomi del radionuclide che decadono in un secondo, ad un certo
istante di vita della sorgente, è proporzionale la numero totale di atomi del radionuclide
presenti nella sorgente nell’istante considerato. Tale numero definisce anche l’intensità di
emissione della sorgente pertanto ne descrive completamente il carattere quantitativo te e
viene definito ATTIVITÀ della sorgente radioattiva.
ATTIVITÀ = numero di decadimenti (o disintegrazioni) in un secondo
1 Becquerel (Bq) = una disintegrazione/sec
Nelle vecchie unità 1 Ci = 3.7 x 1010 dis/sec
(Becquerel)
1 mCi = 37 MBq
GRANDEZZE E UNITA’ DI MISURA DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI (r.i.)
L’effetto Biologico prodotto dalle r.i. dipende:
1- dalla quantità di energia ceduta dalla radiazione nella materia (dose assorbita);
2- dal tipo e dall’energia delle radiazioni
3- dalle caratteristiche Biologiche degli organi interessati.
1-
La “dose assorbita” è una grandezza fisica misurabile la sua unità di misura il Gray (Gy) che corrisponde
all’energia di 1 Joule depositato in un Kg di massa.
2- Per tener conto della dipendenza dell’effetto biologico delle radiazioni anche dal tipo di radiazioni e
dall’energia, è stata definita una seconda grandezza radioprotezionistica la “dose equivalente” HT come
la dose media ( DT) ad un organo o tessuto di tipo T, moltiplicata per un fattore peso adimensionale WR
che è legato al tipo di radiazione ed all’energia
HT = DT x WR
3-
L’unità di misura è il Sievert (Sv) .
Dato ché l’esposizione alle radiazioni ionizzanti dei diversi organi e tessuti comporta anche diverse
probabilità di danno e diversi livelli di gravità del danno a seconda del tessuto o organo interessato, la
combinazione di probabilità di danno e del relativo grado di severità è definito Detrimento. Per valutare il
detrimento sanitario associato agli effetti probabilistici è stata introdotta la “dose efficace” (E) ovvero la
sommatoria della dose equivalente ai vari tessuti e organi irradiati, moltiplicata per un fattore peso
adimensionale WT
E = T WT x HT
WT
L’unità di misura è il Sievert (Sv)
è un fattore di ponderazione che rappresenta la frazione di detrimento da irradiazione dell’organo o
tessuto T, rispetto al detrimento totale da irradiazione uniforme del corpo intero.
u
r
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o
s
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e
f
f
i
c
a
c
e
Modello dell’uomo standard usato in dosimetria
Fattori di ponderazione
WT
Gonadi
Midollo osseo (rosso)
Colon
Polmone
(vie respiratorie toraciche)
0,20
0,12
0,12
0,12
Stomaco
0,12
Vescica
Mammelle
Fegato
Esofago
Tiroide
Pelle
Superficie ossea
Rimanenti 5 altri
organi e/o tessuti
0,05
0,05
0.05
0,05
0,05
0,01
0,01
0,05
(ad esclusione di estremità e cristallino)
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z
i
o
n
e
d
e
g
l
i
o
r
g
a
n
i
Descrittori delle effetto delle radiazioni ionizzanti
Secondo la complessità gerarchiche di aggregazione della materia è utilizzato un
opportuno decrittore degli effetti delle Radiazioni Ionizzanti
Nella Materia inerte :
Dose assorbita - definisce la quantità di energia depositata
nell’unità di massa
Dose = Energia/Massa
[Gray]
Nei Tessuti biologici : Equivalente di dose - Dose assorbita dal tessuto
opportunamente pesata da un fattore (WR) a causa della dipendenza degli effetti
biologici dal tipo e dall’energia della radiazione .
HT = Dose x WR
Nella Persona:
[Sievert]
(T=1…22)
Dose efficace - Somma delle dosi agli organi, pesate per un
fattore (WT) che tiene conto della diversa incidenza che ogni organo ha nella salute e
qualità della vita sociale dell’individuo
E = H1W1 + H2W2 + …….+ H22W22
(Sievert)