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1 Istituto di Radiologia P. Cignolini - Università di Palermo – Dir. Prof. R Lagalla Elementi di radioprotezione Prof. A. Carcione.

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1 1 Istituto di Radiologia P. Cignolini - Università di Palermo – Dir. Prof. R Lagalla Elementi di radioprotezione Prof. A. Carcione

2 2 Sommario Generalita sul nucleo atomico Leggi del decadimento radioattivo Elementi di dosimetria Esempio di calcolo della dose Interazione radiazione-materia p,, e,, n Tipi di decadimento radioattivo,, I rivelatori di radiazioni

3 cm cm R atomo = · R nucleo M atomo M nucleo La materia e… vuota !! sfere da un metro a distanza di 100 chilometri !! 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)

4 4 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 lelemento chimico; - Z : numero atomico dellelemento = 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 isotoni isobari

5 5 Le particelle, e emesse dal nucleo interagiscono con la materia circostante depositando in essa la loro energia. Come vedremo lenergia 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.

6 6 Leggi del decadimento radioattivo La radioattivita` si manifesta con la emissione di particelle oppure da parte del nucleo, spesso seguite da emissione tempo radiazioni misurate sorgente Cont. Geiger Quale legge segue il decadimento radioattivo ?

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

8 8 attività = numero di decadimenti subiti nellunità di tempo T 1/2 = ln2/ rappresenta il tempo di dimezzamento = 1/ rappresenta la vita media N p = nuclei precursori (parents) N 0 = nuclei iniziali = costante di decadimento rappresenta la probabilita` di decadimento nellunita` di tempo

9 9 Vita media lunga = ritmo di decadimento lento

10 10 Vita media lunga = ritmo di decadimento meno lento

11 11 Vita media lunga = ritmo di decadimento rapido

12 12 T 1/2 = 25 giorni T 1/2 = 80 giorni T 1/2 = 220 giorni Lattivita di ogni sorgente diminuisce nel tempo Maggiore e il valore di T 1/2 piu a lungo dura la sorgente

13 13 L attività si misura in Bequerel (Bq) 1 Bq = 1 disintegrazione/secondo Molto usata tuttoggi la vecchia unita: il Curie (Ci) 1 Ci = 3.7·10 10 disintegrazioni/secondo ( 1 Ci 1 g di Radio 226) 1 Ci = 37 GBq 1 mCi = 37 MBq 1 Ci = 37 kBq

14 14 Flusso : Intensita di flusso : numero di particelle per unita di superficie numero di particelle per unita di superficie e per unita di tempo Diminuiscono con laumentare della distanza dalla sorgente 1042

15 15 Esempio: calcolare lintensita di flusso di particelle beta alla distanza r = 2 metri (nel vuoto) da una sorgente di 60 Co di attivita a = 6 MBq r 60 Co La sorgente emette ogni secondo 6·10 6 particelle beta ogni secondo sulla sfera di raggio r incidono 6·10 6 particelle beta

16 16 La sorgente di una cobaltoterapia corrisponde a qualche centinaio di Ci, pari quindi a circa 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 10 7 radiazioni ogni secondo Questo vale per il paziente ma anche per gli operatori ! Cuffia schermante paziente

17 17 Unita di misura dellenergia in Fisica nucleare si preferisce misurare lenergia delle particelle in una unita di misura diversa da quella a voi familiare (Joule) Si usa infatti lelettronvolt (simbolo eV) e soprattutto i suoi multipli: keV ossia kiloelettronvolt (1 keV = 10 3 eV) MeV ossia Megaelettronvolt (1 MeV = 10 6 eV) 1 elettronVolt e lenergia 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 dellordine degli eV I fenomeni nucleari (che coinvolgono i nucleoni allinterno del nucleo) hanno energie caratteristiche dellordine dei MeV

18 18 Altre sorgenti di radiazione Macchine radiogene 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. Generatori di raggi X per diagnostica e/o terapia elettroni filamento - HV + Raggi X tubo sotto vuoto

19 19 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, …) 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 Lungo il loro percorso cedono frazioni della loro energia agli elettroni del mezzo attraversato 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

20 20 Interazione radiazioni - materiaParticelle cariche Perdono energia per ionizzazione: cedono cioe agli elettroni del mezzo energia sufficiente a staccarli dallatomo 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 = 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: Si tratta di un numero elevato di distruzioni… Teniamo pero presente che in ogni cm 3 di materiale biologico (assimilato allacqua) vi sono 3.3·10 22 molecole !!!

21 21 Interazione radiazioni - materiaParticelle 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): lelettrone perde energia emettendo dei raggi X. I due tipi di perdita di energia, per ionizzazione (S ion ) e per Irraggiamento (S rad ) coesistono quindi per gli elettroni Perdita di energia per ionizzazione S ion p,, ioni pesanti, elettroni e irraggiamento S rad Elettroni e

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

23 23 Interazione radiazioni - materia Particelle cariche p, e S ion +S rad S ion

24 24 Particelle cariche: Range Si chiama Range (o percorso) lo spessore penetrato da una particella allinterno 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 p, e

25 25 Interazione radiazioni - materia Particelle cariche: Range N spessore Range m aria Range elettroni: cm plastica 1 mm Piombo Sorgenti radioattive qualche cm aria Range alfa: un foglio di carta non costituiscono problema per irraggiamento esterno

26 26 Particelle cariche: Range Naturalmente se lo spessore del materiale attraversato e minore Del range, la particelle deposita solo una frazione di energia nel mezzo. E iniz E = E iniz - E fin E fin 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

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

28 28 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 durto) 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

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

30 30 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. bremsstr produz.coppie e+e-e+e- e+e-e+e- e+e-e+e- produz.coppie bremsstr Sono i cosiddetti sciami elettromagnetici.

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

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

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

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

35 35 Schermature neutroni = sezione durto macroscopica spessore N

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

37 37 Rischi da radiazioni ionizzanti: Irraggiamento: Sorgente esterna allorganismo Le radiazioni incidono sul lavoratore Contaminazione interna: Sorgente entra nellorganismo a seguito di Ingestione, inalazione,....

38 38 polmoni linfonodi fegatoreni tiroide ossa..… ferita cute apparato gastro intest. polmoni e liquidi intercell. ingestioneinalazione esalazione feci urine

39 39 Per quanto detto fino ad ora sulle proprieta delle radiazioni: Irraggiamento: Contaminazione interna: Radiazione penetrante: fotoni neutroni elettroni alta energia (linac) Radiazione a corto range: Particelle beta Particelle alfa

40 40 Un po di storia della radioprotezione Da quando le radiazioni ionizzanti sono presenti nei reattori e negli apparati che utilizzano lenergia 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 lapplicazione delle misure di sicurezza sono basate sulle conoscenza aggiornata dei rischi dovuti alle radiazioni ionizzanti e degli effetti che esse provocano sulluomo. Nel corso degli anni, con laumentare 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.

41 41 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. ecc.). Comunque i livelli di radiazione naturali sono troppo deboli per mettere in luce gli effetti dannosi delle radiazioni

42 42 Gli effetti dannosi delle radiazioni divennero evidenti solo alla fine dell800 quando, in seguito alla scoperta dei raggi X (Roentgen) e della radioattivita (Bequerel) furono disponibili intense sorgenti di radiazione. Solo un mese dallannuncio 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 lidea che le radiazioni potessero avere proprietà terapeutiche.

43 43 Molti malcapitati ricevettero come ricostituente iniezioni di materiali contenenti Radio e Torio e furono successivamente colpiti da tumore. 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. Nel 1903 fu scoperto che lesposizione 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.

44 44 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 delluranio: la concentrazione di Radon emesso dalle pareti dei tunnel nellaria 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.

45 45 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 dellaceto, mutazioni che vengono trasmesse ai discendenti secondo le leggi dellereditarietà 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 dellesposizione 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.

46 46 Negli anni seguenti fu annunciato laumento di frequenza di altre forme tumorali maligne nei sopravvissuti, mentre venivano resi noti i risultati di indagini epidemiologiche sullincremento 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 nellatmosfera 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 nellembrione 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.

47 47 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. Effetti biologici delle radiazioni ionizzanti 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 tuttoggi non sono ben noti, possono indurre cambiamenti biologicamente significativi nelle molecole stesse che possono essere causa di un loro malfunzionamento.

48 48 Questi cambiamenti, che si manifestano nel giro di pochi millesimi di secondo successivi allirraggiamento, possono uccidere le cellule o alterarle al punto di generare linsorgenza 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 effetto diretto ed effetto indiretto 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. Leffetto 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 lintero sistema cellulare. Se invece la radiazione distrugge direttamente o indirettamente una molecola di DNA in un cromosoma, il risultato è una mutazione.

49 49 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 Negli ultimi anni è stato compiuto un considerevole sforzo per determinare gli effetti delle radiazioni sul corpo umano.

50 50 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.

51 51 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 leffetto 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.

52 52 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 leffetto 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 Lequivalente di dose assorbita si esprime in Sievert (Sv)

53 53 Conoscenze sui danni generati dalla radiazione sulluomo: 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 Come sappiamo collegare il danno alla dose ? Luso pacifico dellenergia nucleare e senza dubbio lattivita 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

54 54 Come stabilisce gli standard di radioprotezione ? dose Effetto Dai dati sperimentali Nella zona a basse dosi gli effetti sono immisurabili ?? LICRP assume che una dose, comunque piccola, produce un danno: non vi e soglia, la curva passa per lorigine

55 55 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. Le raccomandazioni dellICRP nessuna attività umana deve essere accolta a meno che la sua introduzione produca un beneficio netto e dimostrabile 1 ogni esposizione alle radiazioni deve essere tenuta Tanto bassa quanto è ragionevolmente ottenibile in base a Considerazioni sociali ed economiche principio ALARA: As Low As Reasonably Achievable 2 lequivalente di dose ai singoli individui non deve superare i limiti raccomandati 3

56 56 Distinto rispettivamente in: Sv -1 per la cancerogenesi Sv -1 per gli effetti ereditari 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 = eventi gravi per Sv ricevuto 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 nellarco dellintero 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 !!

57 57 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 = 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 I limiti di dose LICRP distingue due categorie: a)Gli individui esposti per motivi professionali b)La popolazione nel suo insieme

58 58 I limiti di dose LICRP distingue due categorie: a)Gli individui esposti per motivi professionali b)La popolazione nel suo insieme Questo valore coincide con quello dovuto alla radioattivita naturale (raggi cosmici, 222 Rn, 40 K, 14 C, … ) Esiste una probabilita su di contrarre durante lintera vita una grave malattia per esposizione naturale a dosi di 1 mSv/anno Il limite di dose per le persone del pubblico è: 1 mSv per anno solare

59 mSv in 5 anni 50 mSv/anno H (mSv) anni esempio di profilo temporale di dose per un lavoratore professionalmente esposto

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

61 61 Tipo di rischio riduzione di aspettativa di vita 0.35 mSv/yr 0.1 mSv/yr Riduzione dellaspettativa di vita (in giorni) in funzione del particolare tipo di rischio

62 62 Attivita con RIM = Sv

63 63

64 64 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 persone

65 65 Lincidente di Chernobyl, lunico davvero grave, fu quindi dovuto alla folle irresponsabilita degli operatori, piu che a una vera e propria mancanza di sicurezze!!!. Lincidente avvenne nel corso di un esperimento, per consentire il quale, gli operatori disattivarono manualmente tutti i sistemi di sicurezza !!!

66 66 Gli effetti della nube di Chernobyl in Italia Irraggiamento esterno dovuto alla presenza di sorgenti Radioattive circostanti lindividuo (nellaria e al suolo) Trascurabile: le radiazioni restarono Disperse in atmosfera per pochi giorni Contaminazione interna: dovuta allingestione 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 dellimmissione dello I-131 e soprattutto del Cs-137 nella catena alimentare (il Cs-137 ha una vita media di 30 anni) pioggiaterrenovegetalianimali uomoacqua potabile

67 67 polmoni linfonodi fegatoreni tiroide ossa..… ferita cute apparato gastro intest. polmoni e liquidi intercell. ingestioneinalazione esalazione feci urine

68 68 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 anni successivi allincidente di Chernobyl: i tumori potrebbero aumentare di circa 700 casi le malattie genetiche gravi di circa 60 casi Detto cosi fa una certa impressione….

69 69 Detto cosi fa una certa impressione…. Daltra 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 Nessuno riuscira mai ad evidenziare queste poche centinaia di casi letali dovuti a Chernobyl, se mai ci saranno … Ma 5 e 3.5 non sono numeri esatti: sono soggetti a quelle che si chiamano fluttuazioni statistiche. Tali fluttuazioni sono dellordine di varie migliaia

70 70 Grandezze Dosimetriche Esposizione X Misura la ionizzazione che raggi X o gamma producono in aria Si misura in Coulomb/kg Molto usata e la vecchia unita: il Roentgen [R] 1 R = 2.58·10 -4 C/kg m q + = q - q aria

71 71 Dose assorbita D Misura lenergia 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 mE iniz materiale qualsiasi E fin E = E iniz - E fin La dose assorbita D si misura in gray1 gray = 1 Joule/kg Dose assorbita D ed esposizione X sono ovviamente legate tra loro

72 72 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

73 73 Dose equivalente H 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

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

75 75 gas Principio di funzionamento dei rivelatori a gas

76 76 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

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

78 78 rivelatori a gas: Camere ad ionizzazione

79 79 rivelatori a gas: penne dosimetriche individuali

80 80 Emulsioni fotografiche Una emulsione fotografica irradiata viene impressionata come nel caso della luce visibile e annerisce Lannerimento e proporzionale alla dose Si ottiene la misura della dose integrale assorbita dalla pellicola durante lintero periodo di esposizione

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

82 82 Dosimetri a termoluminescenza (TLD) Principio fisico di funzionamento Termoluminescenza = emissione di luce, a seguito di riscaldamento da parte di alcuni materiali isolanti (CaF 2, LiF, BeO, CaSO 4, Li 2 B 4 O 7 )

83 83 Struttura a bande di un isolante Banda valenza Banda conduzione Banda proibita Energia Lenergia impartita dalla radiazione libera lelettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.

84 84 Struttura a bande di un isolante La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza) Banda valenza Banda conduzione Banda proibita Energia Lenergia impartita dalla radiazione libera lelettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.

85 85 Struttura a bande di un isolante Banda valenza Banda conduzione Banda proibita Energia trappola Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza) Lenergia impartita dalla radiazione libera lelettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.

86 86 Struttura a bande di un isolante Banda valenza Banda conduzione Banda proibita Energia trappola Finche il cristallo non viene riscaldato (lettura). Lenergia termica somministrata libera lelettrone dalla trappola. Esso ritorna alla banda di valenza e nel processo viene emessa luce (Termoluminescenza) Qualcuno resta intrappolato in livelli metastabili della banda proibita La maggior parte degli elettroni ritornano a legarsi alle lacune dopo aver migrato nel cristallo (luminescenza) Lenergia impartita dalla radiazione libera lelettrone dal legame Atomico e lo parta nella banda di conduzione.

87 87 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

88 88 Alcuni tipi di dosimetri TLD

89 89 Dispositivi di protezione e monitoraggio individuali

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

91 91 Schema di decadimento del 60 Co - g.s MeV MeV 60 Co (5.26 y) 60 Ni MeV

92 92 Esempio: calcolo della dose A = 100 Ci di 60 Co d = 1.5 m 60 Co A = 3.7·10 6 Bq Ad ogni disintegrazione il 60 Co emette: 1 di energia MeV 1 di energia 1.17 MeV 1 di energia 1.33 MeV 2 di energia 1.25 MeV

93 93 = x particelle Sono comunque facilmente schermabili: e sufficiente 1 mm di plexiglass: plex 1000 aria x plex 1/1000 x aria x = / = 80 cm non irraggiano il lavoratore (d=1.5 m) comunque intensa sia la sorgente

94 94 E = 1.25 MeV en / radiazione

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

96 96 Per una esposizione continua di 2000 ore (40 h/settimana, 50 settimane lavorative) X = 5.8·10 -2 · 2 ·10 3 = 120 mR/anno 1 mR 8·7 ·10 -3 mSv H = 8·7 ·10 -3 · 120 = 1 mSv/anno

97 97 Fondo naturale: 1.5 mSv/anno Impiego sanitario: 1 mSv/anno Per confronto: 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 H = 1 mSv/anno Sorgente 60 Co da 100 Ci esposizione continua per 1 anno alla distanza di 1,5 m

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

99 99 LA RADIOPROTEZIONE NELLE ATTIVITA SANITARIE: Criteri di classificazione dei lavoratori e delle zone di lavoro lavoratore esposto: chiunque sia suscettibile, durante lattivita 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.

100 100 I lavoratori esposti non classificati in categoria A sono classificati in categoria B. I lavoratori esposti sono classificati in categoria A se sono suscettibili di unesposizione 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).

101 101 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 laccesso. 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.

102 102 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 lIspettorato medico centrale del lavoro. Sorveglianza fisica 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 lIspettorato 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 Sorveglianza medica

103 103 Il tubo a raggi X

104 104 Fonti di rischio in attivita radiologica Fascio primario Fonte di rischio maggiore D corrente·tempo D dipende fortemente da kV

105 105 Fonti di rischio in attivita radiologica Radiazione diffusa di gran lunga meno intenso del fascio primario La sua intensita e inferiore allo 0.1% dellintensita del fascio primario

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

107 107 Rischio da irraggiamento esterno La definizione e la quantificazione del rischio da irradiazione esterna non puo prescindere da tre elementi fondamentali: 1. tempo (durata dellesposizione): determina in maniera lineare, a parita di condizioni di esposizione, lintensita dellesposizione e conseguentemente del rischio radiologico; 2. distanza: la dose di radiazioni segue la legge dellinverso del quadrato della distanza rispetto al punto di emissione: D 1 r 1 2 = D 1 r 1 2 dove D 1 e lintensita di dose alla distanza r 1 dalla sorgente e D 2 e lintensita di dose alla distanza r 2 dalla sorgente (esempio: passando dalla distanza di 1 m a quella di 2 m, lintensita di dose si riduce di un fattore 4)

108 disponibilit à di schermature: la radiazione viene attenuata a seguito dellinterazione 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 dinteresse. 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)

109 109 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.

110 110 le procedure radiografiche tradizionali Durante lattivita radiologica tradizionale, il personale staziona normalmente in un box comandi schermato: un progetto ottimizzato di una sala radiologica garantisce che la dose efficace assorbita dalloperatore sia mediamente dellordine 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

111 111 TC

112 112 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). TC

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

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

115 115 Radioimmunologia R.I.A.

116 116

117 117 Ai fini della protezione dei lavoratori in esso operanti, un Laboratorio RIA deve essere dotato di: 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. 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.

118 118 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). Lesame 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.

119 119 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 limmagine della distribuzione del tracciante. Linsieme costituito dal rivelatore e dal sistema elettronico di elaborazione del segnale viene chiamato comunemente gamma camera.

120 120 Alcune tabelle utili……

121 121 Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati in vivo Parametri di interesse per radioisotopi utilizzati in vitro Cat. A: 0.5 Sv/hPer esposizione CONTINUA 40 h settimanali

122 122 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 laria 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 d ella 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.

123 123 Rifiuti radioattivi Nellesercizio 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.

124 124 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 dellaria dei servizi di Medicina nucleare Rifiuti radoattivi solidi I rifiuti solidi derivanti dalluso di sostanze radioattive a scopo diagnostico in vivo sono principalmente costituiti da:

125 125 Rifiuti radoattivi liquidi I principali rifiuti liquidi derivanti dalluso 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 dellordine 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.

126 126 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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