Elementi di radioprotezione Prof A Carcione Istituto di

Elementi di radioprotezione Prof. A. Carcione Istituto di Radiologia “P. Cignolini” - Università di Palermo – Dir. Prof. R Lagalla 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: o spesso più semplicemente dove: - X indica l’elemento chimico; - Z : numero atomico dell’elemento = numero di protoni nel nucleo ( numero di elettroni atomici); - A : numero di massa del nucleo, cioè il numero totale di protoni (Z) e neutroni (N) A=Z+N. I protoni ed i neutroni sono chiamati genericamente nucleoni. Ne risulta ovviamente che N=A-Z isotopi isobari isotoni 4

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. 5

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 ? 6

Leggi del decadimento radioattivo NP(t) = numero di nuclei che non sono ancora decaduti al tempo t 7

Np = nuclei precursori (“parents”) N 0 = nuclei iniziali = costante di decadimento rappresenta la probabilita` di decadimento nell’unita` di tempo attività = numero di decadimenti subiti nell’unità di tempo = 1/ rappresenta la vita media T 1/2 = ln 2/ rappresenta il tempo di dimezzamento 8

Vita media lunga = ritmo di decadimento lento 9

Vita media lunga = ritmo di decadimento meno lento 10

Vita media lunga = ritmo di decadimento rapido 11

T 1/2 = 25 giorni T 1/2 = 80 giorni T 1/2 = 220 giorni L’attivita’ di ogni sorgente diminuisce nel tempo Maggiore e’ il valore di T 1/2 piu’ a lungo dura la sorgente 12

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 m. Ci = 37 MBq 1 Ci = 37 k. Bq 13

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 14

Esempio: calcolare l’intensita’ di flusso di particelle beta alla distanza r = 2 metri (nel vuoto) da una sorgente di 60 Co di attivita’ a = 6 MBq La sorgente emette ogni secondo 6· 106 particelle beta 60 Co r ogni secondo sulla sfera di raggio r incidono 6· 106 particelle beta 15

La sorgente di una cobaltoterapia corrisponde a qualche centinaio di Ci, pari quindi a circa 1012 Bq Usando la formula: Vediamo per esempio che ogni cm 2 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 ! 16

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 e. V) e soprattutto i suoi multipli: ke. V ossia kiloelettronvolt (1 ke. V = 103 e. V) Me. V ossia Megaelettronvolt (1 Me. V = 106 e. V) 1 elettron. Volt 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 Me. V I fenomeni chimici (che coinvolgono gli elettroni) hanno energie caratteristiche dell’ordine degli e. V I fenomeni nucleari (che coinvolgono i nucleoni all’interno del nucleo) hanno energie caratteristiche dell’ordine dei Me. V 17

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 Me. V. 18

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 19

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 e. V. Cosi’ una particella di energia E = 8 Me. V e’ in grado, prima di arrestarsi nel mezzo, di “rompere” un numero di legami pari a: Si tratta di un numero elevato di “distruzioni”… Teniamo pero’ presente che in ogni cm 3 di materiale biologico (assimilato all’acqua) vi sono 3. 3· 1022 molecole !!! 20

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 21

Interazione radiazioni - materia Particelle cariche Sussiste la relazione (con E misurata in Me. V): Ecrit = 800/Z nel piombo (Z=82): Ecrit 10 Me. V in acqua o aria (Z 8): Ecrit 100 Me. V 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 22

Interazione radiazioni - materia Particelle cariche Sion+Srad e p, Sion 23

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, 24

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 25

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 26

Schermature particelle cariche: : nessun problema : conviene usare materiali leggeri in questo modo si riduce la produzione di fotoni di bremsstr. piombo, ferro, rame … plexiglass 27

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” 28

Interazione radiazioni - materia Fotoni Effetto fotoelettrico Effetto Compton produzione di coppie e+e 29

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. tr br em ss e +e - pr od uz . c op pi e tr ss e +e - em e op. c uz od br em ss pi tr br e +e - pr pr od uz . c op pi e Sono i cosiddetti sciami elettromagnetici. 30

Interazione radiazioni - materia Fotoni Z 5 (fotoelettrico) probab. interazione Z (Compton) Z 2 (prod. coppie) Piombo Calcestruzzo = coefficiente di attenuazione/assorbimento N = 1/ = libero cammino medio spessore 31

Interazione radiazioni - materia Fotoni I coefficienti di attenuazione/assorbimento sono tabulati in funzione dell’energia e dei vari materiali 32

Interazione radiazioni - materia neutroni Z = 0 solo interazioni nucleari diffusione – rallentamento - cattura A n p 33

La massima perdita energia si ha quando: m. A mn Cattura: n + 10 B n + 6 Li n + 1 H n + Cd materiali idrogenati materiali leggeri 7 Li + 3 H + 2 H + Cd + calcestruzzo o paraffina “borata”, “litiata” 34

Schermature neutroni = sezione d’urto macroscopica N spessore 35

Schermature neutroni: Rallentamento Materiali leggeri: paraffina, H 2 O, calcestruzzo, … B (n, )7 Li 6 Li (n, )3 H (Cd)nat(n, ) 10 Cattura: reazioni nucleari: Calcestruzzo 36

Rischi da radiazionizzanti: Irraggiamento: Sorgente esterna all’organismo Le radiazioni incidono sul lavoratore Contaminazione interna: Sorgente entra nell’organismo a seguito di Ingestione, inalazione, . . 37

ingestione inalazione esalazione cute polmoni linfonodi ferita apparato gastro intest. polmoni e liquidi intercell. tiroide. . …. . . . ossa fegato feci reni urine 38

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 39

Un po’ di storia della radioprotezione Da quando le radiazionizzanti 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 radiazionizzanti 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. 40

Il genere umano è da sempre esposto a varie forme di radiazione naturale costituite dai raggi cosmici e da tutti gli elementi radioattivi naturali (40 K, gas Radon, Uranio, Torio, Radio, ecc. ). Comunque i livelli di radiazione naturali sono troppo deboli per mettere in luce gli effetti dannosi delle radiazioni 41

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. 42

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 radiazionizzanti era stata riconosciuta e sommariamente descritta. 43

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. 44

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. 45

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. 46

Effetti biologici delle radiazionizzanti 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. 47

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. 48

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 49

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. 50

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. 51

Rischi dovuti alle radiazionizzanti 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) 52

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 53

Effetto 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 54

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. 55

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 m. Sv/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 m. Sv/anno]·[50 anni]= 10 m. Sv = 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 !! 56

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 m. Sv in 5 anni (cioe’ in media 20 m. Sv/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 57

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 m. Sv per anno solare Questo valore coincide con quello dovuto alla radioattivita’ naturale (raggi cosmici, 222 Rn, 40 K, 14 C, … ) Esiste una probabilita’ su 100. 000 di contrarre durante l’intera vita una grave malattia per esposizione naturale a dosi di 1 m. Sv/anno 58

H (m. Sv) 100 m. Sv in 5 anni 50 m. Sv/anno 100 50 1 2 3 4 5 anni esempio di profilo temporale di dose per un lavoratore professionalmente esposto 59

Confronto di pericolosita’ tra centrali a carbone e centrali nucleari 60

Riduzione dell’aspettativa di vita (in giorni) in funzione del particolare tipo di rischio Tipo di rischio riduzione di aspettativa di vita 0. 35 m. Sv/yr 0. 1 m. Sv/yr 61

Attivita’ con RIM = 10 -6 100 Sv 62

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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 m. Sv 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 m. Sv (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 64

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!!!. 65

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 66

ingestione inalazione esalazione cute polmoni linfonodi ferita apparato gastro intest. polmoni e liquidi intercell. tiroide. . …. . . . ossa fegato feci reni urine 67

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 m. Sv 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…. 68

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 … 69

Grandezze Dosimetriche Esposizione X Misura la ionizzazione che raggi X o gamma producono in aria 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 70

Dose assorbita D Misura l’energia rilasciata dalla radiazione nella unita’ di massa 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 71

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 raggi X raggi gamma elettroni Q 1 protoni neutroni 10 particelle partic. con Z>2 20 72

Dose equivalente H Quindi una dose assorbita, per esempio, pari a 200 mgray corrisponde ad una dose equivalente pari a: 200 m. Sv nel caso raggi X, fotoni o elettroni 2 Sv nel caso di protoni o neutroni 4 Sv nel caso di particelle 73

Gli strumenti di rivelazione delle radiazioni Dosimetri ambientali Dosimetri personali Rivelatori a gas Camera a ionizzazione, contatore geiger emulsioni fotografiche Dosimetri a termoluminescenza 74

Principio di funzionamento dei rivelatori a gas 75

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 76

Principio di funzionamento dei rivelatori a gas funzionano con questo principio: Contatori Geiger Camere ad ionizzazione Penne dosimetriche individuali 77

rivelatori a gas: Camere ad ionizzazione 78

rivelatori a gas: penne dosimetriche individuali 79

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 80

Vari tipi di film-badge Devono essere SEMPRE portati al seguito Una volta letti, costituiscono un documento Stabile ed archiviabile della dose ricevuta 81

Dosimetri a termoluminescenza (TLD) Principio fisico di funzionamento Termoluminescenza = emissione di luce, a seguito di riscaldamento da parte di alcuni materiali isolanti (Ca. F 2, Li. F, Be. O, Ca. SO 4, Li 2 B 4 O 7) 82

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. 83

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) 84

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 85

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) 86

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 87

Alcuni tipi di dosimetri TLD 88

Dispositivi di protezione e monitoraggio individuali 89

Esempio di calcolo di dose Dose assorbita - Esposizione partic. cariche fotoni 90

Schema di decadimento del 60 Co (5. 26 y) - 0. 312 Me. V 4+ 1. 17 Me. V 2+ g. s. 60 Ni 1. 33 Me. V 0+ 91

Esempio: calcolo della dose A = 100 Ci di 60 Co A = 3. 7· 106 Bq Ad ogni disintegrazione il d = 1. 5 m 60 Co emette: 1 di energia 0. 312 Me. V 1 di energia 1. 17 Me. V 1 di energia 1. 33 Me. V 2 di energia 1. 25 Me. V 92

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 93

radiazione en / E = 1. 25 Me. V 94

Costante Intensita’ di esposizione (R/h) per sorgente di attivita’ 1 Ci alla distanza di un metro 95

Per una esposizione continua di 2000 ore (40 h/settimana, 50 settimane lavorative) X = 5. 8· 10 -2 · 103 = 120 m. R/anno 1 m. R 8· 7 · 10 -3 m. Sv H = 8· 7 · 10 -3 · 120 = 1 m. Sv/anno 96

Sorgente 60 Co da 100 Ci esposizione continua per 1 anno alla distanza di 1, 5 m H = 1 m. Sv/anno Per confronto: Fondo naturale: 1. 5 m. Sv/anno Impiego sanitario: 1 m. Sv/anno probab. danno somatico “grave” 5· 10 -2 per Sv 5· 10 -5 per m. Sv probab. danno genetico 1. 3· 10 -2 per Sv 1. 3· 10 -5 per m. Sv 97

Ricordiamo ancora una volta i Limiti di dose: Popolazione: H < 1 m. Sv/anno Categoria B: H < 6 m. Sv/anno Lavoratori esposti Categoria A: H < 100 m. Sv in 5 anni H < 20 m. Sv/anno 98

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 radiazionizzanti superiore a uno qualsiasi dei limiti fissati per le persone del pubblico. I lavoratori che non sono suscettibili di una esposizione alle radiazionizzanti superiore a detti limiti sono da classificarsi lavoratori non esposti. I lavoratori esposti, a loro volta, sono classificati in categoria A e categoria B. 99

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 m. Sv di dose efficace; . i tre decimi di uno qualsiasi dei limiti di dose equivalente: per il cristallino (150 m. Sv in un anno solare), per pelle, mani, avambracci, piedi e caviglie (500 m. Sv in un anno solare). I lavoratori esposti non classificati in categoria A sono classificati in categoria B. 100

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 radiazionizzanti 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. 101

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 102

Il tubo a raggi X 103

Fonti di rischio in attivita’ radiologica Fascio primario Fonte di rischio maggiore D corrente·tempo D dipende fortemente da k. V 104

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 105

Fonti di rischio in attivita’ radiologica Radiazione di fuga Per una buona macchina RX, la Radiazione di fuga deve essere Inferiore ad 1 m. Gy/h ad 1 metro 106

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: D 1 r 1 2 = D 1 r 1 2 dove D 1 e’ l’intensita’ di dose alla distanza r 1 dalla sorgente e D 2 e’ l’intensita’ di dose alla distanza r 2 dalla sorgente (esempio: passando dalla distanza di 1 m a quella di 2 m, l’intensita di dose si riduce di un fattore 4) 107

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) 108

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. 109

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 110

TC 111

TC 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). 112

Mammografia Per quanto attiene le procedure mammografiche: con apparecchiature dedicate e procedure ottimizzate le esposizioni lavorative risultano di assoluta irrilevanza radioprotezionistica. 113

Radiologia dentale Per quanto attiene le procedure di radiologia dentale: con apparecchiature dedicate e procedure ottimizzate le esposizioni lavorative risultano di assoluta irrilevanza radioprotezionistica. 114

Radioimmunologia R. I. A. 115

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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 tracciante. 117

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 ke. V 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. 118

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. 119

Alcune tabelle utili…… 120

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 121

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. 122

Rifiuti radioattivi 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. 123

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 124

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 k. Bq; • 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. 125

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. 126

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